Нові матеріали для оболонок ядерного палива (ATFC): поточний стан і перспективи�Огляд

ІНСТИТУТ ФІЗИКИ ТВЕРДОГО ТІЛА,

МАТЕРІАЛОЗНАВСТВА ТА ТЕХНОЛОГІЙ ННЦ ХФТІ

​

с.н.с., к.т.н. О.С. Купрін

�Наукова конференція “30 років на варті безпеки: досягнення, пріоритети та плани”

м. Київ

18 серпня 2021 р.

2

ВВЕДЕНИЕ

Циркониевые сплавы являются основным материалом оболочек твэлов в самых распространённых ядерных реакторах типа PWR и BWR.

Для повышения безопасности коммерческих легководных реакторов необходимы альтернативные топливные технологии.

Создание топливных оболочек устойчивых в аварийных условиях (концепция-ATFC).

Новые материалы должны обладать:

• высокой стойкостью к окислению => меньшее количество водорода => исключить взрыв;
• коррозионная, радиационная стойкость и удержание продуктов деления ≥ Zr-сплавы.

3

Коррозия сплавов Zr для оболочек твэлов

A. T. Motta, A. Couet, R. J. Comstock. Corrosion of Zirconium Alloys Used for Nuclear Fuel Cladding // Annu. Rev. Mater. Res. 2015. 45:311–43

Коррозия оболочек ядерного топлива из циркониевых сплавов продолжает оставаться фактором, ограничивающим работу ядерного топлива в условиях сильного выгорания и более экстремальных условиях.

Composition of zirconium alloys irradiated in pressurized water reactors to high burnup

4

СРАВНЕНИЕ ОСНОВНЫХ КОНЦЕПЦИЙ ATF: УРОВЕНЬ РАЗРАБОТКИ И ВРЕМЯ

Линия для нанесения Cr-покрытий на полноразмерные оболочки.

AREVA, France.

SiC композит и схема намотки волокон

• US (DOE):
• AREVA:
• Coated Zr alloys
• SiC/SiC
• GE:
• F/M steels (FeCrAl)
• Coated Mo alloy
• Westinghouse:
• SiC/SiC
• Coated Zr alloys
• France (CEA/AREVA/EDF)
• Coated Zr
• SiC/SiC+ liner composites

​

5

Аварийно устойчивое топливо – оболочечные материалы, международное сотрудничество

• Japan
• SiC/SiC
• ODS
• Korea
• Surface modification of Zr-alloy tubes
• Metal/ceramic hybrid cladding
• SiC triplex cladding
• FeCrAl/Zr duplex cladding
• China
• Advanced Zr-alloys
• MAX-phase coatings
• SiC cladding

Shannon Bragg-Sitton, INL, IAEA IAEA Technical Working Group on Fuel Performance and Technology, 2014

6

A.A. Bochvar Institute is developing various ATF concepts

A.M. Savchenko, L.A. Karpyuk, V.V. Novikov, V.K. Orlov. New Atf Concepts And Materials: Evaluation And Investigations. A.A. Bochvar Institute

7

Национальная лаборатория "Pacific Northwest" (США). Отчёт по тематике толерантного топлива (ATF) Сентябрь 2020 года

"Westinghouse". 

Опытная партия твэлов была загружена в активную зону реактора блока "Byron-2" в апреле 2019 года.

12 твэлов с хромированной оболочкой и стандартной таблеткой и 4 твэла с хромированной оболочкой и таблеткой ADOPT.

Следующая опытная партия для испытаний в энергетическом реакторе в США будет загружена в 2022 году.

К перечисленному выше набору добавятся твэлы с оболочками из карбида кремния.

Оболочки из фехраля компания "Westinghouse" не рассматривает.

​

"Framatome". Опытная партия из 16 твэлов (хромовое покрытие и топливо с добавкой) была загружена на "Vogtle-2" весной 2019 года. Опытная партия из 32 твэлов (хромовое покрытие) была загружена на ANO-1 осенью 2019 года.

Две полных сборки с ATF-топливом (покрытие и добавка) будут загружены на АЭС "Calvert Cliffs" весной 2021 года.

В 2022 году компания планирует поставить для загрузки на одну из АЭС опытные твэлы с оболочками из карбида кремния.

Оболочки из фехраля компания "Framatome" не рассматривает.

​

GNF совместно с "General Electric" рассматривает на ближайшую перспективу 2 варианта оболочек - ARMOR (циркониевый сплав с покрытием) и "IronClad" (фехраль).

Опытные сборки с твэлами (уже не имитаторами!) с оболочками ARMOR и тремя вариантами "IronClad" были в начале 2020 года загружены на блоке "Clinton-1".

РЕАКТОРНЫЕ ИСПЫТАНИЯ ТВЭЛОВ С ОБОЛОЧКАМИ ATF

8

ЗАЩИТНЫЕ ПОКРЫТИЯ на Zr-сплавах

Свойства покрытий:

• Стойкость к окислению в паре/воздух (Т≥1200 °С);
• Коррозионная стойкость в воде (Т=350 °С);
• Адгезия к Zr-сплавам;
• Фазовая стабильность до высоких температур;
• Коэффициент теплового расширения;
• Сечение захвата тепловых нейтронов;
• Теплопроводность;
• Радиационная стойкость;
• Возможность осаждения на Zr-трубки;
• неизвестные

Технологии осаждения покрытий

9

Разработка защитных покрытий для циркониевых оболочек в мире 2018 год

10

Разработка защитных покрытий для циркониевых оболочек в мире

2021 год

+ высокая стойкость;

-- низкая стойкость;

? – не известно.

1. Terrani, K.A. Accident tolerant fuel cladding development: Promise, status, and challenges. J. Nucl. Mater. 2018, 501, 13–30.
2. Huan Chen, Xiaoming Wang and Ruiqian Zhang. Application and Development Progress of Cr-Based Surface Coatings in Nuclear Fuel Element: I. Selection, Preparation, and Characteristics of Coating Materials. Coatings 2020, 10, 808;

Cr-покрытия

11

Фазовая эволюция системы сплава Zr с покрытием Cr при высокотемпературном окислении

Кинетическая кривая одностороннего окисления Cr покрытия на сплаве М5 при 1200 °C.

Высокая стойкость к коррозии и окислению хромовых покрытий обеспечивается благодаря формированию плотной защитной плёнки Cr₂O₃.

Brachet, J.C. et al. Early studies on Cr-Coated Zircaloy-4 as enhanced accident tolerant nuclear fuel claddings for light water reactors. J. Nucl. Mater. 2019, 517, 268–285.

Brachet, J. et al. Evaluation of equivalent cladding reacted parameters of Cr-coated claddings oxidized in steam at 1200 C in relation with oxygen difusion/partitioning and post-quench ductility. J. Nucl. Mater. 2020, 533, 152106.

12

ОБОЛОЧКИ ИЗ СПЛАВОВ НА ОСНОВЕ FeCrAl

Коррозионная стойкость

Изменение массы образцов

S.S. Raiman,, K.G. Field, R.B. Rebak, Y. Yamamoto, K.A. Terrani. Journal of Nuclear Materials 536 (2020) 152221.

G. Jiang, D. Xu, P. Feng, S. Guo, J. Yang, Yanhui Li. Journal of Alloys and Compounds, (2020) doi:https://doi.org/10.1016/j.jallcom.2021.159235

Изменение веса FeCrAl и Zircaloy в зависимости от времени выдержки в различных агрессивных средах.

В зависимости от состава FeCrAl при нормальных рабочих температурах (280–360 ℃), образуется защитная пленка, богатая оксидами Fe или шпинелью с высоким содержанием железа.

Коррозионная стойкость сплавов FeCrAl в нормальных условиях не хуже чем у Zr-сплавов

13

SiC/SiC -композиты

Схематическое изображение оболочки из SiC/SiC –композита и СЭМ изображение структуры

Толщина оксидного слоя и привес образцов

14

SiC/SiC –композиты+Cr-покрытие

Привес образцов (а) и количество выделившегося водорода (б) при окислении

Journal of Nuclear Materials 543 (2021) 152561

Коррозионная стойкость SiC при автоклавных испытаниях

Thin Solid Films 716 (2020) 138431

15

КОМПОЗИТНЫЕ ОБОЛОЧКИ

(Индия, Южная Корея)

Схема осаждения SiC покрытия (200 мкм) на Zry-4 трубку (400 мкм), скорость - 300 мм/мин.

Surface & Coatings Technology 398 (2020) 126088

После испытаний при различных температурах (1 час)

Схематическое изображение метода обжатия двойной трубки

Energies 2020, 13, 3182

Zircaloy-4

Zircaloy-4 + SUS 316

16

СПЛАВЫ НА ОСНОВЕ FeCrAl

• Стойкость к окислению до 1500 °С, коррозионная стойкость при эксплуатации;
• Наиболее исследованные Kanthal APMT, MA956 и Fe-12Cr-6Al-2Mo-0.2Si-0.03Y (C26M).
• Оптимизация состава, исследования по определению влияния малых легирующих добавок .
• Проницаемость ОЦК сплавов железа для изотопов водорода в частности трития (проницаемость примерно на два порядка выше, чем у сплавов на основе Zr, и вдвое больше, чем у аустенитных сплавов Fe).

​

ПОКРЫТИЯ

Cr – наиболее исследованы и могут применяться для защиты циркониевых оболочек до Т=1200 °С;

Разработка новых металлических/композитных/многослойных покрытий для температур >1200 °С.

ВЫВОДЫ

SiC/SiC КОМПОЗИТЫ

• Стойкость к окислению до 1700 °С;
• Коррозия в воде и разрушение оболочки твэла из-за микротрещин (возможность выброса радионуклидов) во время нормальной работы.

​

17

-легирование малыми добавками;

- термомеханическая обработка;

- радиационная стойкость

влияние легирующих добавок Al, Zr, Mo; окисление; коррозия; мех. свойства; насыщение H₂

ПЕРСПЕКТИВЫ ИССЛЕДОВАНИЙ ATFC В ИФТТМТ

Разработка новых покрытий и усовершенствование технологии их осаждения

SiC

керамика

​

ПОКРЫТИЯ

на оболочках из Zr1Nb

​

Cr

окисление; коррозия; радиационная стойкость; мех. свойства; насыщение H₂

FeCrAl: окисление; мех. свойства; насыщение H₂;

- коррозионная стойкость;

- радиационная стойкость

Сплавы на основе FeCrAl

SiC легированный Cr; мех. св-ва;

коррозионная и радиационная стойкость

K.V. Lobach, A.S. Kuprin et al. Research And Development Of Novel Materials For Accident Tolerant Fuel Cladding Of Nuclear Reactors. East Eur. J. Phys. 4. 75-83 (2020)

SiC волокна;

SiC/SiC-композит;

коррозия;

радиационная стойкость;

+покрытия

Ядерні та радіаційні технології для енергетичного сектору і суспільних потреб (на 2019 – 2023 роки)

Проекти в ІФТТМТ ННЦ-ХФТІ

• Прогнозування ресурсу головних циркуляційних трубопроводів реакторів ВЕР-1000 за результатами дослідження металу прямими методами на протязі 200 тисяч годин експлуатації.

• ВЕРИФІКАЦІЯ ПРОГНОЗНОЇ ФУНКЦІЇ РАДІАЦІЙНИХ ПОШКОДЖЕНЬ ВИГОРОДКИ РЕАКТОРА ВВЕР.

• ІЗОЛЯЦІЯ РАДІОАКТИВНИХ ВІДХОДІВ. Напрямок - розробка фосфатних матриць для іммобілізації РАО.

• ВИЗНАЧЕНО ВПЛИВ КОНСТРУКЦІЙНИХ ОСОБЛИВОСТЕЙ ПАРОГЕНЕРАТОРІВ ПГВ-1000 ТА СТАНУ МЕТАЛУ НА РЕСУРС ТЕПЛООБМІННИХ ТРУБ.

• СТЕНД КОНТРОЛЮ ЙОДНИХ ФІЛЬТРІВ СКИФ ДЛЯ СИСТЕМ ВЕНТИЛЯЦІЇ АЕС.

• ПЕРШИЙ ВІТЧИЗНЯНИЙ ГАЗОНАПОВНЕНИЙ ДЕТЕКТОР ГАММА-ВИПРОМІНЮВАННЯ ПРИЗНАЧЕНИЙ ДЛЯ СИСТЕМ РАДІАЦІЙНОГО КОНТРОЛЮ АТОМНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ.

• КОНСТРУКЦІЙНІ ОСОБЛИВОСТІ РОЗТАШУВАННЯ КОЛЕКТОРІВ В ПАРОГЕНЕРАТОРАХ ПГВ-1000 ТА ПГВ-440.

Конференція буде присвячена пам'яті

21.04.1946 – 27.06.2021

Віктора Миколайовича ВОЄВОДІНА

​

відомого ученого в галузі ядерної енергетики, радіаційної фізики та ядерного матеріалознавства, доктора фізико-математичних наук, професора, член-кореспондента НАН України, директора ІФТТМТ ННЦ ХФТІ.

СПАСИБО ЗА ВНИМАНИЕ!