Новые разработки Росатома увеличат срок эксплуатации элементов реакторов в 7 раз

Новые разработки Росатома увеличат срок эксплуатации элементов реакторов в 7 раз

АО «НИИ НПО «ЛУЧ» (входит в научный дивизион Госкорпорации «Росатом» – АО «Наука и инновации») разработали поглощающие материалы и регулирующие стержни нового поколения с улучшенными технико-экономическими характеристиками. Они позволят увеличить срок эксплуатации поглощающих элементов (ПЭЛ) реакторов на быстрых (БН) и тепловых нейтронах (ВВЭР) почти в 7 раз, что существенно повысит безопасность установок. Работы ведутся в рамках Единого отраслевого тематического плана (ЕОТП).

В частности, создан альтернативный поглощающий материал для регулирующих стержней в реакторах БН – гидрид гафния. В отличие от распространенного в настоящее время карбида бора (разной степени обогащения) он обладает высокой эффективностью поглощения нейтронов и повышенной радиационной стойкостью, а также менее подвержен распуханию. Чтобы предотвратить выход водорода во время активной эксплуатации материала, для стрежней из гидрида гафния разработаны защитные водородосдерживающие покрытия. Характеристики нового материала увеличивают в целом ресурс эксплуатации поглощающих элементов с 2-3 до 20 лет. Кроме того, стоимость поглотителей на основе гафния гораздо ниже, чем на основе импортируемого карбида бора.

Поглощающие стержни из этого материала в перспективе возможно использовать для управления реакторами ряда российских атомных энергоблоков. Совместно с конструкторской организацией «ОКБМ Африкантов» (входит в машиностроительный дивизион Росатома) и научной организацией «ГНЦ РФ – ФЭИ» (входит в научный дивизион Росатома) разработаны и обоснованы соответствующие технические предложения. Сейчас новый материал проходит стендовые испытания, идет подготовка к испытаниям в составе облучательных устройств в исследовательском реакторе БОР-60 в АО «ГНЦ НИИАР», Димитровград (входит в научный дивизион Росатома).

Для другого типа реакторов – ВВЭР – специалисты НПО «ЛУЧ» предложили частично заменить карбид бора на более радиационностойкий гафнат диспрозия (с эквивалентной физической эффективностью). «По нашим оценкам, если в нижней, наиболее облучаемой части ПЭЛ, будет находиться гафнат диспрозия, а в верхней – карбид бора, расчетный ресурс эксплуатации стержней нового поколения вырастет в 2 раза и составит 20 лет. Это принципиально новые возможности для действующих АЭС. На базе ЛУЧа мы отработали и модернизировали технологию получения гафната диспрозия различной геометрии и состава, актуализировали теплофизические свойства, провели испытания с помощью ионного ускорителя частиц на базе ГНЦ РФ – ФЭИ и подтвердили его высокую радиационную стойкость. Сейчас проводим реакторные испытания поглощающих материалов и макетов ПЭЛ в исследовательском реакторе БОР-60, конструкторские работы совместно с ОКБ “ГИДРОПРЕСС” и НИЦ “Курчатовский институт”», – отметил заместитель генерального директора по науке АО «НИИ НПО «ЛУЧ» Андрей Мокрушин.

Работы, связанные с продлением ресурса ключевых элементов атомных станций, ведутся в Росатоме по целому ряду направлений. Так, напомним, что в 2018 году в целях продления срока эксплуатации на площадке Балаковской АЭС (филиал Концерна «Росэнергоатом») была проведена уникальная операция по первому в истории мировой атомной энергетики «отжигу» (локальному тепловому нагреву) корпуса реактора ВВЭР-1000 энергоблока № 1. Эта технология позволила восстановить изначальные ресурсные характеристики металла. В результате стало возможным продлить срок эксплуатации энергоблока № 1 на 15 лет.

Поглощение нейтронов в активной зоне – основа регулирования и безопасной эксплуатации любого реактора. Поглощающие материалы (поглотители) находятся в специальной стальной оболочке – поглощающем элементе (ПЭЛ). ПЭЛы объединяются в особой геометрической конфигурации в единый стержень регулирования и защиты (СУЗ). Изменяя положение СУЗ в активной зоне с помощью специальных приводов, происходит активное регулирование реактора, что обеспечивает контроль и управление мощностью реактора; пуск реактора и вывод его на заданный уровень мощности; перевод реактора с одного уровня мощности на другой; быстрое прекращение цепной реакции деления; необходимое энергораспределение в объеме активной зоны; безопасность реактора, исключая ядерные аварии.

Смотрите также: