Досвід

НТК ЯПЦ організовано на базі підрозділів ННЦ ХФТІ, які раніше займалися розробкою конструкційних, нейтронопоглинаючих та ядерних матеріалів для застосування у проектуванні пелів, твелів, ТВЗ для реакторів різних типів і призначень. Фахівці НТК ЯПЦ набули досвіду проектування ядерного палива для активних зон ядерних установок у рамках розробок у ННЦ ХФТІ як конструктори-технологи пелів, твелів, ТВЗ таких типів реакторів:

  • важководні реактори КС-150, ТР-1000, у яких важку воду було застосовано як сповільнювач нейтронів, вуглекислий газ як теплоносій та металевий уран як ядерне паливо;
  • реактори атомних станцій теплопостачання: АСТ-100, АСТ-500, АРБУС (арктична блокова установка) з органічним теплоносієм і твелами підвищеної щільності (у першу чергу металевий уран);
  • реактори ВВЕР-1000, РБМК-1000 - розробки твелів з паливом підвищеної щільності (сплави на основі металевого урану);
  • реактори на швидких нейтронах з газовими теплоносіями (БГР-300);
  • реактори на швидких нейтронах БРИГ-300 з диссоціюючим теплоносієм N2O4;
  • реактори різного спеціального призначення.
Фрагменти трьох типів ТВЗ важководного реактора КС-150
 

Результати цих розробок було застосовано у розробці твелів і ТВЗ важководного реактора ТР-1000 і реакторів атомних станцій теплофікації типу АСТ-100, АСТ-1000.

Розробки компонентів активних зон ядерних установок

У ННЦ ХФТІ виконано розробки твелів з металевим урановим паливом у цирконієвій оболонці для прямої заміни палива з двоокису урану на паливо з металевого урану і його сплавів у реакторах типу ВВЕР-1000 і РБМК-1000. Конструкцію сердечника виконано з окремих секцій, паливо в яких має центральну порожнину, призначену для компенсації розпухання палива. Секції палива відділено одна від іншої таким чином, що розгерметизація однієї не призводить до контакту з теплоносієм сусідніх секцій. Твели такої конструкції пройшли реакторні випробування в петльовому каналі Першої у світі АЕС до проектних вигорянь 22 МВТ діб/кг урану. Випробування завершено у 1985 р.

Конструкція експериментального твела реактора ВВЕР-1000 із секційним сердечником зі сплаву урану

Розроблено й випробувано у реакторних умовах конструкцію та технологію виготовлення твелів з дисперсійним матричним паливом у складі ТВЗ реактора на швидких нейтронах з диссоціюючим теплоносієм N2O4 типу БРИГ-300. Аналогічну розробку було виконано для реактора на швидких нейтронах з гелієвим теплоносієм типу БГР-300. Розробки 1970 -1985 рр.

Дисперсійне паливо для реакторів з газовим теплоносієм

Мікротвели з мікросферичними паливними частками з UO2, UC, що мають захисні покриття з різних матеріалів, технологію виготовлення яких розроблено у ННЦ ХФТІ, можна застосовувати як у стрижневих конструкціях реакторів на швидких нейтронах, так і у високотемпературних гелієвих реакторах з кульовими або призматичними твелами.
Використання мікросферичних паливних часток у кульових твелах реактора ВТГР

Під час розробки конкретних варіантів конструкцій і технологій виготовлення твелів і пелів для реакторів різного типу й призначень було виконано комплексні розробки матеріалів, конструкцій і технологій виготовлення матеріалів елементів АЗ ядерних установок:

  • плавка й виготовлення стрижнів зі сплавів різного складу на основі металевого урану;
  • обробка металевого урану методами пластичного деформування (пресування, волочіння, прокатка) для одержання виробів у вигляді суцільних і порожніх прутків, мікротвелів (Ø 1 мм), кульових твелів із внутрішньою порожниною (Ø 10 мм );
  • термомеханічні методи обробки виробів з металевого урану і його сплавів, з метою створення радіаційно-стійких сердечників твелів із заданим структурно-фазовим станом і необхідними текстурними характеристиками;
  • відпрацьовано процеси герметизації твелів із застосуванням методів зварювання у газових інертних середовищах в умовах високих тисків (~100-200 атм.), електронно-променеве зварювання у вакуумі, контактно-стикове зварювання опором;
  • розроблено низку конструкцій твелів зчепленого типу й технології їхнього виготовлення;
  • розроблено низку матеріалів з підвищеною радіаційною стійкістю для застосування у твелах, що експлуатуються у хімічно агресивних середовищах;
  • розроблено руйнуючі й неруйнуючі методи контролю пелів і твелів на живучість і визначено їхні ресурси роботи на основі позареакторних випробувань;
  • розроблено методи термообробки виробів зі сплавів цирконію з ніобієм (труби для оболонок твелів, канальні труби для реакторів типів РБМК, CANDU, що забезпечують їхню високу радіаційну стійкість у реакторах);
  • розроблено конструкції й технології виготовлення пелів із застосуванням гафнію для реакторів ВВЕР з підвищеними ресурсом роботи та надійністю (безпекою). Тривають роботи з виготовлення дослідних зразків і їхніх випробувань в обґрунтування досягнення проектних параметрів;
  • розроблено технології виготовлення низки конструкцій твелів зчепленого типу;
  • розроблено й виготовляються пели для сухих сховищ ВЯП;
  • здійснено дослідження з визначення утворення розплавів матеріалів активної зони під час чорнобильської аварії. Тривають дослідження з утворення розплавів матеріалів активних зон водо-водяних реакторів в умовах важких запроектних аварій.

Інженерна підтримка експлуатації ядерного палива на АЕС України

  • Виконання проекту кваліфікації ядерного палива для України й створення Центра проектування активних зон, основним завданням якого є впровадження перспективних закордонних технологій для проектування активних зон і аналізу безпеки;
  • Кваліфікація комп'ютерних кодів, використовуваних для проектування й обґрунтування безпеки активних зон, що містять паливо різних постачальників;
  • Супровід експлуатації ТВЗ компанії «Вестингауз» на енергоблоках №2 і №3 ЮУ АЕС;
  • Розробка вдосконалених паливних циклів відповідно до контракту з компанією «Вестингауз»;
  • Розробка методики й узгодження її з Регулятором для виконання розрахункових обґрунтувань безпеки з використанням кодів із тривимірною кінетикою нейтронів для реакторів ВВЕР-1000;
  • Моделювання теплогідравлічних процесів у реакторах і системах сухого зберігання з використанням кодів на основі CFD.

 

« Назад