Отказ от циркония ради безопасности: цена вопроса? Опции

[nakos]

Собственно тема в теме...
Какие альтернативы оболочкам ТВЭЛов существуют?
Навскидку, нержавейка. Придётся поднять обогащение; будут непроизводственные потери нейтронов и расход У235 возрастёт. Проблема водорода будет уменьшена, но не устранена. Но может быть это оправдано, хотя бы для станций старых и высокого риска, как Фука? Возможно отказ от циркония и переход на нержавеку - альтернатива закрытию АЭС?
Что думаете господа?

Сообщение отредактировал nakos - 25.11.2011, 3:28

[VBVB]

Довольно познавательный и интересный маитериал относительно перспективы замены циркониевой оболочки твэлов на нержавеющую сталь для имеющихся в стране ВВЭРов и РБМК.
http://proatom.ru/modules.php?name=News&am...le&sid=4199
Авторы пишут, что за счет перехода на новое плотное композитное топливо с обогащением 4,95% по урану-235 возможно на ВВЭРах достигать выгорания около 100 ГВт*сут/тонн. Или соответственно, удлинить топливную компанию на 30% времени.
Для нового типа ядерного топлива, согласно расчетам:

Коэффициент воспроизводства увеличивается с 0,55 до 0,7. За счет этого увеличение кампании в эффективных днях может быть более 30% (до 500 дополнительных эффективных дней) или обогащение урана может быть снижено с 4.95 до 3.7%.
Преимущество в повышенной реактивности топлива можно использовать для увеличения времени между перегрузками, то есть увеличить КИУМ. При этом вместо годичного или полуторагодичного цикла можно перейти на двухгодичный цикл.

Сообщение отредактировал VBVB - 26.12.2012, 19:30

[asv363]

Довольно познавательный и интересный материал относительно перспективы замены циркониевой оболочки твэлов на нержавеющую сталь для имеющихся в стране ВВЭРов и РБМК.
http://proatom.ru/modules.php?name=News&am...le&sid=4199
Авторы пишут, что за счет перехода на новое плотное композитное топливо с обогащением 4,95% по урану-235 возможно на ВВЭРах достигать выгорания около 100 ГВт*сут/тонн. Или соответственно, удлинить топливную компанию на 30% времени.
Для нового типа ядерного топлива, согласно расчетам:

Однако, авторы статьи пишут:

1. Введение
Для обеспечения качественного скачка в разработке твэлов нового поколения и для повышения конкурентоспособности на рынке производства электроэнергии предлагается перейти от твэла контейнерного типа, возможности модификации которого практически исчерпаны, к твэлу дисперсионного типа на основе ураноемкого топлива U-Mo, U-Nb-Zr, U3Si с матрицей из циркониевых сплавов (METMET), обеспечивающей металлургическое сцепление и совместимость компонентов твэла. [1-3] (рис. 1). При этом без изменений остаются конструкция реактора, активной зоны и даже размеры, форма и материалы оболочки твэла.

Про стальную оболочку твэл (для ВВЭР), как я понял, это экстраполяция экспериментальных данных, по результатам работ НИИАР, проведенных по соглашению с авторами. Основная идея - другая структура твэла. Экветики всякие, опять же.
Разъясняйте, уважаемый VBVB. Если начинка, точнее засыпка твэла так хороша, зачем менять материал оболочки?

[VBVB]

Про стальную оболочку твэл (для ВВЭР), как я понял, это экстраполяция экспериментальных данных, по результатам работ НИИАР, проведенных по соглашению с авторами. Основная идея - другая структура твэла. Экветики всякие, опять же.
Разъясняйте, уважаемый VBVB. Если начинка, точнее засыпка твэла так хороша, зачем менять материал оболочки?

Интересна следующая информация из вышеуказанного материала

Дисперсионные композиции с гранулами топлива из UO2, U-5Nb-5Zr и U3Si с циркониевой матрицей в оболочке из нержавеющей стали диаметром 5.8 мм были облучены при температурах в топливном сердечнике 350-500 °C до выгораний 0.8, 0.5 и 0.4 г-оск/см3 соответственно, что в пересчете на штатный твэл ВВЭР-1000 составляет 100, 67 и 53 МВт*сут/кгU без разгерметизации и изменения размеров топливного сердечника.

Смысл использовать нержавейку вместо циркония для материала оболочки твэла вытеакет из того, что предлагаемые авторами высокоураноемкие топлива являются композицией микрочастиц U-Mo, U-Nb-Zr, U3Si связанных матрицей из циркониевых сплавов, обеспечивающей металлургическое сцепление и совместимость компонентов твэла.
Авторами подразумевается, что новое топливо может перерабатываться безхимическим способом путем вскрытия оболочки твэла, вытряхивания сердечника, его дальнейшей механической деструкцци и последующей сепарацией (просеиванием) топливных частиц разного химического состава с разными размерами и плотностью.

Сначала, как в схеме DUPEC, нагревом из топлива удаляются газообразные продукты деления. Затем твэл подвергается небольшой деформации. Мостики из циркониевого матричного сплава между топливными гранулами разрушаются и содержимое твэла высыпается на сито, где более мелкие фракции выгоревшего порошка PuO2 и циркониевого матричного сплава отделяются от более крупных гранул металлического топлива, содержащего также образовавшийся плутоний.

Чтобы эта схема работала, нужно чтобы оболочка твэла была не циркониевая, поскольку в противном случае циркониевая матричная композиция, скрепляющая топливные микрочастицы в сердечнике твэла будет "прикипать" к циркониевой оболочке. Дня нержавейки степень сцепления с цирконий-основанной матрицей невелика и позволяют путем обжатия/обстукивания твэла раздробить сердечник и отделить от оболочки твэла.
IMHO, очень интересную идею товарищи предлагают.

[asv363]

...
Смысл использовать нержавейку вместо циркония для материала оболочки твэла вытеакет из того, что предлагаемые авторами высокоураноемкие топлива являются композицией микрочастиц U-Mo, U-Nb-Zr, U3Si связанных матрицей из циркониевых сплавов, обеспечивающей металлургическое сцепление и совместимость компонентов твэла.
Авторами подразумевается, что новое топливо может перерабатываться безхимическим способом путем вскрытия оболочки твэла, вытряхивания сердечника, его дальнейшей механической деструкцци и последующей сепарацией (просеиванием) топливных частиц разного химического состава с разными размерами и плотностью.

Чтобы эта схема работала, нужно чтобы оболочка твэла была не циркониевая, поскольку в противном случае циркониевая матричная композиция, скрепляющая топливные микрочастицы в сердечнике твэла будет "прикипать" к циркониевой оболочке. Дня нержавейки степень сцепления с цирконий-основанной матрицей невелика и позволяют путем обжатия/обстукивания твэла раздробить сердечник и отделить от оболочки твэла.
IMHO, очень интересную идею товарищи предлагают.

Вот. Спасибо! Идея стала понятна.
Однако, обращаяясь по ссылке на сайт, текст статьи слегка менялся. В зависимости от метода доступа.
Из варианта на 18:30 28.12.2012, вход на AtomInfo.Ru, дапее на на Проатом.

Под Таблицей №1 читаем:

...Она включает в себя виброзасыпку смеси гранул топлива и матрицы в циркониевую оболочку твэла и капиллярную пропитку – кратковременный (1-5 минут) отжиг при температуре 840 – 900С (рис. 3)[1-3]. При этой температуре циркониевый сплав полностью расплавляется и под действием капиллярных сил перемещается и заполняет стыки между топливными гранулами, а также топливом и оболочкой, образуя металлургическое сцепление, что обеспечивает высокую теплопроводность топливного сердечника.

Под Таблицей №2 читаем:

...За счет наличия прочного диффузионного сцепления с циркониевой оболочкой и отсутствия хрупких интерметаллических соединений на границе оболочка – топливная композиция образцы твэлов показали высокую стойкость к термоциклированию (более 300 циклов теплового удара: нагрев до 500С – охлаждение в воде), что делает твэлы работоспособными в режиме переменных нагрузок.

Под Таблицей №3 читаем:

Дисперсионные композиции с гранулами топлива из UO2, U-5Nb-5Zr и U3Si с циркониевой матрицей в оболочке из нержавеющей стали диаметром 5.8 мм были облучены при температурах в топливном сердечнике 350-500 °C до выгораний 0.8, 0.5 и 0.4 г-оск/см3 соответственно, что в пересчете на штатный твэл ВВЭР-1000 составляет 100, 67 и 53 МВт*сут/кгU без разгерметизации и изменения размеров топливного сердечника.

Под рис. №6

Дисперсионные твэлы типа РБМК диаметром 13.6 мм и длиной 1000 мм с UO2 и матрицами из сплавов систем Zr-Fe-Be и Zr-Fe-Be-Cu испытывались в реакторе АМ (г. Обнинск) по режиму работы реактора РБМК (температура воды 280С, тепловой поток с поверхности 1.0 МВт/м2 гр.). Кампания составляла 5 лет, максимальное выгорание – 0.4 г-оск/см3. Твэлы сохранили герметичность. Изменение структуры и объема топливной композиции после облучения не произошло.

Вот бы кто-нибудь подтвердил.

Итого, увидел обоснование использования сталей в оболочках твэлов для РБН и флотских реакторов. Как-то так.

Сообщение отредактировал asv363 - 28.12.2012, 19:14