Из «горячей» камеры в полярные льды (к 50-летию пуска реакторов а/л "Ленин"

Е.П.Клочков, главный научный сотрудник ОАО «ГНЦ НИИАР», д.т.н., заслуженный деятель науки РФ

Обоснование решений научно-технических проблем активных зон транспортных реакторов потребовало мощной экспериментальной базы. С вводом в строй реакторов СМ-2 (1961 г.), МИР (1966 г.) и большой «горячей» лаборатории в НИИАР (1964 г.) этим объектам отводилась роль основной экспериментальной базы по испытаниям и исследованиям элементов и материалов, работающих в условиях сильных полей ионизирующих излучений. Именно здесь были сосредоточены основные экспериментальные работы, которые проводились в процессе создания и обоснования работоспособности новых топливных, конструкционных и поглощающих материалов, новых конструкций ТВС, твэлов, СВП, РИН и т.д.


Первые ТВС с атомного ледокола «Ленин» были доставлены в 1964 году вначале в «горячую» камеру реактора СМ-2, а затем после разделки на крупные фрагменты в материаловедческую лабораторию НИИАР. Транспортировка этих сборок потребовала решения различных технических и организационных задач, поскольку транспортно-технологическое оборудование здания реактора СМ-2 в проектном варианте не было приспособлено к операциям с такими контейнерами, как контейнеры типа 11 и 14.

С 1963 г. в каналах низкотемпературной водяной петли реактора СМ-2 начались испытания макетов стержневых и кольцевых твэлов для активных зон II-го поколения атомных ледоколов. С 1966 г. в 2-х каналах водяной высокотемпературной петли реактора СМ-2 начались полномасштабные ресурсные испытания новых видов ТВС применительно к новым активным зонам ледоколов. С 1967 г. в реакторе СМ-2 начали испытывать макеты образцов с новыми видами поглощающих материалов в различном конструктивном исполнении. С вводом в строй реактора МИР здесь стал проводиться основной объем петлевых ресурсных испытаний тепловыделяющих сборок. С 1967 по 1974 гг. испытания проводились в 6 каналах 2-х высокотемпературных петель с водным теплоносителем. С 1974 г. в изделиях «Гирлянда» начали проводить испытания стержней регулирования и стержней выгорающего поглотителя. После реконструкции реактора МИР количество водяных петель возросло до 4-х, а количество каналов для испытаний увеличилось до 8.

Из-за габаритных характеристик после испытаний все сборки осматривали и разбирали в «горячих» камерах реактора МИР, после чего перевозили в «горячие» лаборатории материаловедческого комплекса НИИАР. В камерах № 1,2 здания реактора МИР были смонтированы 4 установки неразрушающего контроля петлевых ТВС: осмотр, гамма-сканирование, измерение геометрии, профилометрия. Следует отметить, что разборка всех ТВС, доставлявшихся в НИИАР из атомных ледоколов, производилась в «горячих» камерах реактора МИР. Эти камеры интенсивно эксплуатировались вплоть до пуска в 1987 году в составе материаловедческой лаборатории нового комплекса защитных камер, предназначенных для неразрушающих исследований.

Материаловедческий комплекс располагает двумя зданиями, в которых размещены 64 защитные камеры. В них можно работать со сборками реакторов всех типов и активностями до 100 тыс. Ки. Для проведения послереакторных исследований материалов и изделий активных зон атомных ледоколов была разработана типовая программа таких работ, которая с конца 70-х годов приобрела статус отраслевого стандарта. Для решения поставленных задач использовался широкий круг методик, в т.ч. специальных:
-        неразрушающего контроля (гамма-сканирование, ВТ-контроль, профилометрия и т.д.);
-        исследования структуры (металлография, рентгеноструктурный анализ, просвечивающая и сканирующая электронная микроскопия и т.д.);
-        исследования механических характеристик (растяжение, сжатие, ударный изгиб, ползучесть, статическая и циклическая трещиностойкость, модуль Юнга и т.д.);
-        исследования элементного состава (микрорентгеноспектральный анализ, масс-спектрометрия, ОЖЕ-спектроскопия, хим.анализ, анализ газов в материалах и т.д.);
-        исследования теплофизических свойств (теплопроводности, теплоемкости, плотности, коэффициента линейного расширения, температур фазовых переходов и т.д.).

Разработка усовершенствованных тепловыделяющих элементов велась в двух основных направлениях: первое – создание новой конструкции твэлов; второе – создание нового оболочечного материала. Первое направление удалось реализовать быстрее. В середине 70-х годов для твэлов III-го поколения группой специалистов ВНИИНМ была предложена оригинальная конструкция тепловыделяющих элементов. После двух небольших, но удачных экспериментов (испытания макетов твэлов в реакторе МИР и ТВС-вставки на атомном ледоколе) было принято решение об испытании опытных активных зон на атомных ледоколах.

Была разработана программа НИОКР, направленная на поиск и устранение причин преждевременной разгерметизации элементов и выяснение причин различия между итогами петлевых реакторных испытаний и опытной эксплуатации в атомных ледоколах. Были организованы массовые исследования сборок, отработавших в атомных ледоколах, наземных стендах и реальных объектах. Были проведены петлевые реакторные испытания различных вариантов ТВС с модернизированными твэлами. По времени это совпало с началом работы реактора МИР после модернизации и вводом в строй новых больших двухреакторных ледоколов («Арктика», «Россия», «Сибирь»). Благодаря этому скачкообразно вырос объем реакторных испытаний и особенно послереакторных исследований. По нашим оценкам, в период 1978-1988 гг., в «горячей» лаборатории НИИАР круглосуточно исследовалось в год более 10 топливных сборок из активных зон ледоколов. Для оценки можно отметить, что в указанный период ежемесячно выполнялось более 1000 микрошлифов твэлов и пэлов. Непрерывно работал железнодорожной маршрут Мурманск - Димитровград по транспортировке сборок на исследования с помощью двух контейнеров ТК-11 и вагона-сопровождения. Сопровождающих для этих вагонов набирали из лаборантов и операторов «горячих» камер отдела материаловедения НИИАР.

Одновременно проводились ресурсные испытания в петлевых установках реактора МИР полномасштабных ТВС. В результате сложились четкие, статистически обоснованные представления о состоянии активных зон после эксплуатации в различных условиях, роли отдельных факторов, причинах и механизмах повреждения изделий, процессах, происходящих в топливных, конструкционных и поглощающих материалах.

С самых первых лет существования НИИАР одним из важнейших направлений работ в области транспортных реакторов были исследования в области поглощающих материалов и органов регулирования. Начинались эти работы с реакторных испытаний и послереакторных исследований малоизученных в то время поглощающих композиций для активных зон атомных ледоколов, которые проводились совместно с Московским Заводом Полиметаллов. Были определены значения относительной физической эффективности поглотителей, обоснованы конструкции стержней АЗ, АР, КГ, СВП.

Особую актуальность приобрела проблема СВП для проектируемых активных зон. В нескольких активных зонах был зафиксирован их массовый выход из строя. Фиксировалось это быстрым увеличением активности теплоносителя, загрязненным изотопами гадолиния, который используется в СВП в качестве выгорающего поглотителя. В отрасли были развернуты работы по разработке и испытаниям новых выгорающих поглотителей для высокоресурсных СВП, в которых широко использовались  экспериментальные возможности НИИАР. Были организованы испытания и послереакторные исследования большого количества образцов новых поглощающих композиций и макетов изделий в реакторах СМ-2, БОР‑60, МИР. Для проведения реакторных испытаний были разработаны несколько специальных облучательных устройств, позволяющих обеспечивать широкий спектр условий облучения. В большом количестве исследовались штатные и опытные СВП из отработавших в активных зонах атомных ледоколов.

В результате проведения большого комплекса работ с участием НИИАР в конце 80-х годов проблема СВП с увеличенным ресурсом была успешно решена. Из большого числа вариантов была выбрана и обоснована оптимальная конструкция высокоресурсных СВП на основе коррозионностойкой композиции КГНЦ. Результаты работ НИИАР в этой области вошли в проекты новых высокоресурсных транспортных активных зон.

Большой объем работ, проводимых в НИИАР при решении проблем разработки органов регулирования транспортных реакторов, позволил головным предприятиям решить ряд актуальных задач. Среди них:
-        обоснование использования в стержнях регулирования сплава ПЕ-8 и БС-15-3;
-        обоснование использования в стержнях АЗ легированного карбида бора, оксида европия и сплава БС-15-3
-        обоснование использования оксида бериллия в РИН транспортных активных зон;
-        аттестация поглотителей типа ПЕ-8, БС-15-3, оксида европия;
-        обоснование возможности использования в стержнях регулирования перспективных активных зон гафния и титаната диспрозия.

В полной мере проявилась ведущая роль экспериментальной базы НИИАР при работе над активными зонами IV-го поколения и современными активными зонами атомных ледоколов.

Практические потребности современного этапа развития активных зон судовых ядерных реакторов, характеризующиеся, прежде всего, безусловным обеспечением высоких выгораний, надежности и безопасности, предъявляют повышенные требования на всех стадиях разработки новой элементной базы, начиная от выбора конструкции и материалов изделий и заканчивая расчетно-экспериментальным обоснованием их работоспособности. В конечном итоге всестороннее рассмотрение наиболее важных явлений, объем и достоверность полученных результатов существенным образом влияют и на надежность, безопасность и экономическую эффективность энергетической установки. В этой связи экспериментальные исследования закономерностей поведения материалов и элементов под облучением приобретают особую актуальность.

При работе над активными зонами IV-го поколения в НИИАР совместно с другими предприятиями отрасли выполнялись все необходимые этапы общей большой работы, т.к. из-за чрезвычайно высоких требований к современным зонам поиск новых решений, без систематических и глубоких исследований, практически себя исчерпал:
-        исследования и аттестация свойств конструкционных, топливных и поглощающих материалов в условиях реакторного облучения;
-        проверка и выбор оптимальных конструкторских и технологических решений на основе петлевых реакторных испытаний и послереакторных исследований;
-        проверка и обоснование на основе послереакторных исследований работоспособности ТВС и их элементов, прошедших испытания в реакторах наземных стендов и атомных ледоколов;
-        проведение специальных реакторных и послереакторных испытаний изделий и материалов, получение экспериментальных данных для верификации различных расчетных кодов (теплогидравлических, расчета НДС и т.д.);
-        выявление причин разрушения изделий, отработавших в штатных условиях;
-        изучение и обоснование поведения элементов в различных аварийных ситуациях (потеря теплоносителя, ударные нагрузки, затопление и т.д.).

На базе многочисленных испытаний в блоках «Гирлянда» были разработаны три принципиально новых конструкции твэлов в первую очередь для усовершенствования активных зон атомных ледоколов. Петлевые испытания твэлов различных модификаций позволили оптимизировать их конструкцию.

Несмотря на имеющиеся отличия в условиях работы в петлях и штатных активных зонах, результаты петлевых испытаний с учетом факторов отличий использовались для прогнозирования ресурсных характеристик разрабатываемых реакторов, и в целом позволили существенно сократить сроки и затраты при достижении конечной цели. Наибольшую значимость эти результаты имели для выбора и оптимизации конструкций твэлов и других элементов ТВС путем сравнительного анализа их работоспособности в петлевых условиях. Только для выбора оптимального оболочечного материала были испытаны десятки вариантов изделий. Проверялись материалы принципиально различных классов. Для реализации аналогичной испытательной программы на ледоколах и наземных стендах потребовалось бы во много раз больше времени и средств.

Для аттестации свойств выбранных оболочечных материалов, кроме реактора МИР широко использовались и другие реакторы НИИАР. Была разработана серия методик для различных реакторных испытаний материалов. Например, в реакторе БОР-60 облучались материаловедческие пакеты (МП) с образцами конструкционных материалов для механических испытаний, исследования теплопроводности, газонаполненными образцами и макетами, в которых осуществлялось мягкое или твердое нагружение оболочек, тем самым, имитируя  работу материала в реальном элементе. Использование высокопоточного реактора позволило за относительно короткое время исследовать изменение свойств конструкционных материалов до флюенсов ~ 1027 1/м2. Для исследования поведения материалов при одновременном воздействии теплоносителя и потока нейтронов использовалось облучение в петлевых каналах высокопоточного реактора СМ-2. Была разработана методика имитационных экспериментов, которая позволила получить новые данные о радиационной стойкости конструкционных материалов. Внутри реакторов проводились и активные эксперименты. Например, на установках типа «Нейтрон» проводились механические испытания, в том числе длительные, которые позволили создать модели ползучести различных конструкционных материалов. Основная цель этих работ заключалась в исследованиях изменений свойств материалов и изделий в процессе облучения, определении причин и механизмов их деградации, оценке работоспособности и остаточного ресурса. Итогом этих исследований оболочечных материалов совместно со специалистами ВНИИНМ был создан новый оболочечный сплав с уникальными свойствами.

При изучении топливной композиции основное внимание было уделено ее характеристикам, которые являются важнейшими для выяснения радиационной стойкости топливного сердечника и работоспособности твэлов. Это такие характеристики, как плотность, тип и параметры кристаллической структуры, величины, относящиеся к механическим и основным физическим свойствам, коррозионно-эрозионной стойкости топливного материала. Плотность сердечника при разных выгораниях (накоплениях продуктов деления) непосредственно свидетельствует об увеличении его удельного объема под облучением – распухании. Изменение кристаллической структуры свидетельствует о той или иной степени радиационной и термической стабильности топлива. Уровень величин и характеристик физических и механических свойств вместе с распуханием сердечника создает то или иное поле напряжений и температуры внутри твэла. Коррозионные и эрозионные свойства материала облученной топливной композиции определяют поведение твэла после его разгерметизации. Новый уровень исследований топлива начался в институте в 80-х гг., когда были решены многие методические и технические вопросы, свойственные экспериментальному изучению облученных материалов вообще и особенно облученного топлива. Получены первые результаты прямого измерения распухания топливной композиции с помощью образцов, изготовленных из реальных твэлов, в том числе сложных конструкций. Эти измерения позволили получить данные по объективно наиболее правильной оценке распухания топлива.

Была создана методика экспериментального определения количественных характеристик взаимодействия топлива в негерметичных твэлах с теплоносителем рабочих параметров: скорости размытия топлива теплоносителем через дефект в оболочке, площадь контакта теплоносителя с поверхностью топлива, выход осколков.
В НИИАР впервые получены экспериментальные данные по изменению дисперсионной структуры композиции. Эти изменения оценены количественно на каждой стадии облучения. Исследования структурных изменений проводились в разных аспектах с применением активационного, рентгеноструктурного анализов и количественной металлографии. Были разработаны методики и выполнены исследования ползучести топлива.

Следующим крупным разделом работ НИИАР при разработке новой элементной базы является обоснование безопасности действующих и разрабатываемых реакторных установок. Важнейшая часть ее решения заключалась в экспериментальном изучении поведения элементов активных зон на различных стадиях аварийных ситуаций.
Решение проблемы моделирования перегревных аварий на полномасштабных отработавших твэлах долгое время сдерживалось техническими трудностями и радиационной опасностью экспериментов. Эту проблему удалось успешно решить путем создания специальных электронагревательных испытательных стендов в защитных камерах, а также создания комплекса методик и установок для различных аварийных и высокотемпературных испытаний на уникальной ПУ ПВП-2 реактора МИР.

Оборудование стендов в защитных камерах в настоящее время позволяет проводить термические испытания полномасштабных отработавших твэлов, моделирующих высокотемпературные процессы в оболочках и топливе на различных стадиях аварий в диапазоне температур 450-1400°С при контролируемых параметрах и технических условиях.

В процессе этих экспериментов были изучены: температурный порог разгерметизации оболочки твэла, окисление оболочки в паро-газовой смеси, структурных изменений в топливном сердечнике и оболочке, формоизменение твэла, оценка его несущей способности как конструкции, изучение кинетики выхода осколков деления. Результаты этих экспериментов положены в обоснование безопасности как уже существующих, так и вновь спроектированных активных зон.

В результате проведения модельных аварийных экспериментов (~80 штук на целых твэлах) были определены и изучены:
-        кинетика выхода осколков деления из открытого топлива на фрагментах твэлов и выхода осколков деления после разрушения твэлов практически всех конструкций;
-        влияние облучения на поведение твэлов в сравнении необлученными;
-        нижний температурный порог разрушения твэлов разных конструкций;
-        влияние наружного давления на температуру разрушения;
-        влияние скорости нагрева на температуру разрушения;
-        причины и механизмы разрушения твэлов разных конструкций.

Эксперименты с ядерным разогревом на ТВС позволили получить сравнительные данные о поведении «свежих» и облученного дисперсионных твэлов со штатной топливной композицией при работе в реакторе в составе ТВС в модельных температурных условиях, характерных для аварии с некомпенсированной утечкой теплоносителя.

Кроме этих испытаний проведен эксперимент по моделированию более поздней стадии развивающейся запроектной аварии – расплавления элементов активной зоны с образованием кориума и его взаимодействия с корпусом реактора. В результате эксперимента получены данные в обоснование возможности удержания кориума в корпусе реактора при тяжелых постулированных авариях с плавлением активной зоны.

Экспериментальное моделирование аварийного затопления активной зоны морской водой проведено как на герметичных отработавших твэлах, так и на твэлах и СВП с «естественными» и искусственными дефектами. В испытаниях с герметичными твэлами имитировали различные аварийные ситуации, изменение температуры, сброс давления до атмосферного. Было показано, что при аварийных ситуациях, характеризующихся контактом твэлов с морской водой, радиационная обстановка будет в основном обусловлена степенью негерметичности твэлов и коррозионной стойкостью топливной композиции. Испытания были проведены на твэлах разных конструкций и с разными оболочками, при содержании соли от 0,1 до 35% в широком диапазоне температур, была изучена кинетика выхода продуктов деления.

В НИИАР было проведено испытание и исследование динамической прочности герметичных и негерметичных ТВС третьего поколения. Моделирование ударных нагрузок проведено на специальном стенде в условиях защитных камер. После каждого испытания проводился замер активности. В результате проведенных испытаний показана высокая стойкость герметичных элементов активной зоны к воздействию ударных нагрузок.

Петлевые установки реакторов МИР и СМ-2 широко использовались для отработки водно-химического режима. В петлях были апробированы аммиачный и аммиачно-фосфатный ВХР.

Были поставлены специальные опыты по двухванному методу дезактивации оборудования для обоснования его применения перед началом ремонтных работ на атомных судах.

Результаты последующей работы активных зон атомных ледоколов и материаловедческих исследований подтвердили правильность выбранных решений. В настоящее время зоны атомных ледоколов вырабатывают в 2-3 раза больше энергии, чем 20 лет назад, причем все зоны отрабатывают заданный ресурс без признаков разгерметизации, более того самые перспективные варианты готовы обеспечить еще более высокие ресурсные характеристики. Было исследовано два десятка ТВС, отработавших в составе современных активных зон атомных ледоколов.

До 1991 года «морская тематика» занимала значительное место в деятельности института. Объем реакторных испытаний и материаловедческих исследований составлял в 70-80 гг. 15-25% общего объема НИОКР в НИИАР. Объем исследований в НИИАР составлял более 80% ежегодного объема исследований таких сборок во всех материаловедческих комплексах СССР. Начиная с этого периода, НИИАР вышел на уровень материаловедческих исследований, равный 10-15 топливным сборкам в год.

В заключение следует отметить, что за более чем 45-летний период участия НИИАР в работах по «морской тематике» создана уникальная экспериментальная база по реакторному материаловедению, накоплен большой опыт в испытаниях и исследованиях материалов и элементов активных зон «морских реакторов», сделан существенный вклад в создание элементной базы для атомных ледоколов, особенно современных поколений. Были созданы: новые оболочечные материалы; новые конструкции твэлов.

Активные зоны, созданные на основе современной элементной базы, в реакторах атомных ледоколов продемонстрировали уникальные ресурсные характеристики: энергонаработка превысила достигнутую на предыдущих поколениях в несколько раз, при этом элементы сохраняют герметичность.

Свою ценность результаты работы продолжают сохранять и в настоящее время, они используются при разработке новых активных зон.

Результаты исследований элементной базы активных зон атомных ледоколов вошли составной частью в 3 докторских и в 15 кандидатских диссертационных работ сотрудников НИИАР.

назад

Материалы из архива

5.2007 Новости РНЦ «Курчатовский институт»

18 апреля 2007 г. Президент РФ В.В.Путин посетил Российский научный центр «Курчатовский институт». Это первое посещение Главой государства Курчатовского института за всю его историю. Генеральная схема размещения АЭС Правительство РФ 19 апреля приняло за основу генеральную схему размещения объектов электроэнергетики до 2020 г. Генеральная схема предполагает максимальное увеличение доли атомной генерации, гидрогенерации и угольной энергетики в общем объеме выработки электроэнергии в стране и сокращение доли газовой генерации.

1.2006 Наши поздравления Е.О. Адамову, лидеру и бойцу

"Федеральный суд Швейцарии объявил сегодня, что Адамов будет экстрадирован в Россию…" "Я удовлетворен этим решением как гражданин Российской Федерации, учитывая специфику моей биографии, включая работу министром в шести правительствах Российской Федерации с доступом к информации государственного значения", - говорится в заявлении Адамова. Однако, экс-министр "хотел бы очистить свое имя от безосновательных обвинений", выдвинутых против него правительством США.

1.2006 Ядерные материалы: проблемы собственности

А.И.Иойрыш, д.ю.н., профессор, заслуженный юрист РФ, руководитель проблемной группы мирного использования атомной энергии Института государства и права РАН; В.Г.Терентьев, д.т.н., профессор, лауреат Государственной премии СССР, начальник отделения законотворческой деятельности ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ» Росатома; А.Б.Чопорняк, к.ю.н., начальник отдела законотворческой деятельности ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ» Росатома До принятия закона «Об использовании атомной энергии» юридические лица в сфере своей хозяйственной деятельности заключали договора поставки и купли–продажи, в том числе и в отношении ядерных материалов, в соответствии с действующим ГК РФ.