Орлова Е.А.
Тепловыделяющий элемент (твэл) представляет собой сложную систему, состоящую из топлива, внутритвэльного подслоя, оболочки, защитных покрытий на поверхности оболочки и контактирующую с теплоносителем и материалом контура в целом.
Синергетика (самосогласованность) взаимодействия элементов этой системы должна быть обеспечена как в отношении высокой теплопроводности твэла, так и в отношении коррозионной совместимости.
Использование жидкометаллического подслоя (ЖМП) вместо газового, позволяет существенно (на сотни градусов) снизить температуру в центре топлива, что повышает безопасность при авариях UTOP (неконтролируемое увеличение мощности) ULOF (потеря расхода теплоносителя).
Толщина зазора при использовании ЖМП (в отличие от гелиевого) может быть существенно увеличена, что практически не повлияет на тепловые характеристики твэла, но позволит заметно отдалить время наступления прямого контакта топлива с оболочкой, увеличив тем самым глубину выгорания тяжелых атомов и повысив экономическую эффективность и конкурентоспособность быстрых реакторов продлением ресурса твэлов.
Особенно эффективны эти принципы при использовании теплопроводного ядерного топлива (металлическое, нитридное, карбидное) и свинцового теплоносителя.
Синергетически обоснованная коррозионная совместимость оболочки твэла с ЖМП подтверждена многочисленными расчетно-экспериментальными исследованиями посредством формирования и самозалечивания случайных повреждений защитного покрытия нитрида циркония на внутренней поверхности стали в ЖМП эвтектического состава на основе свинца с магнием и цирконием.
При использовании нитридного топлива теплопроводный ЖМП с антикоррозионными свойствами ресурс твэла лимитируется уже не распуханием топлива, а повреждающей оболочку дозой.
1. Adamov Е.О., Orlov V.V., Smirnov V.S. Progress in lead cooled fast reactor design. Proc. Intern. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants. Tokyo, Japan, 1992, vol. 2, pp. 1–4.
2. Орлов В.В., Пикалов А.А., Сила-Новицкий А.Г. и др. Экспериментальный петлевой канал в реакторе БОР-60 для испытаний твэлов реакторов БРЕСТ. Труды международной конференции «Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях» ТЖМТ-98. Обнинск, 1999, с. 521–528.
3. Кордюков А.Г., Леонов В.Н., Пикалов А.А. и др. Испытания макетов твэлов реактора Брест-ОД-300 в автономном свинцово-охлаждаемом канале БОР-60. Атомная энергия, 2004, т. 97, вып. 2, с. 131–138.
4. Беляева А.В., Крюков Ф.Н., Никитин О.Н. и др. Основные результаты исследований уран-плутониевого нитридного топлива после облучения в реакторе БОР-60. Труды Международной научно-технической конференции «Инновационные продукты и технологии ядерной энергетики». Москва, 2012, с. 223–228.
5. Орлов В.В., Орлова Е.А., Цикунов В.С. и др. Формирование защитных нитридных покрытий на поверхности сталей. Препринт НИКИЭТ № ЕТ–08/77. Москва, 2008.
6. Орлова Е.А., Гурбич А.Ф., Молодцов С.Л. и др. Формирование и исследование защитных покрытий, совместимых с нитридным топливом, на сталях ферритно-мартенситного класса. Атомная энергия, 2008, том 105, вып. 5, с. 269–274.
7. Орлова Е.А., Орлов Ю.И., Крючков Е.А., Комышный В.Н., Жмурин В.Г., Загребаев С.А., Котовский Н.А., Дворцевой В.Г. Самоорганизующееся карбонитридное покрытие на стали из расплавленной эвтектики свинец-магний. Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2015, № 1, с. 45–55.
8. Орлова Е.А., Букин Е.А. Формирование карбонитридных защитных покрытий на стали. Труды межведомственного семинара «Тяжелые жидкометаллические теплоносители в быстрых реакторах». Обнинск, 2010, с. 406–414.
9. Орлов В.В., Леонов В.Н., Орлова Е.А. Способ формирования защитного покрытия на поверхности металла. Патент РФ, № 2439203, 2012.
10. Орлова Е.А. Устройство для создания защитного покрытия на металлической поверхности изделия. Патент РФ, № 99484, 2010.
11. Орлова Е.А., Орлов Ю.И., Крючков Е.А. и др. Самоорганизующееся карбонитридное покрытие на стали из расплавленной эвтектики свинец-магний. Труды Международной научно-технической конференции «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики (МНТК НИКИЭТ-2012)». Москва, 2012, с. 174–182.
12. Орлова Е.А., Крючков Е.А., Комышный В.Н., Загребаев С.А., Жмурин В.Г., Котовский Н.А., Засорин И.И., Соломатин А.Е., Волов А.Н., Воробьев Н.В., Толмачев Д.В., Санникова З.О., Зайцев П.А. Жидкометаллический подслой с антикоррозионными свойствами для твэлов с нитридным топливом. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы, 2015, № 1(80), с. 80–88.
13. Орлова Е.А, Агафонов В.Р., Алексеев В.В., Аракчеев А.А., Воробьев Н.В., Жмурин В.Г., Загребаев С.А., Засорин И.И., Крючков Е.А., Орлов М.А., Соломатин А.Е. Синергетика системы конструкционные материалы – сплавы жидких металлов. Труды регионального конкурса научных проектов в области естественных наук. Калуга, 2017, с. 272–281.
14. Орлова Е.А., Круглов А.Б., Чуваев Д.В., Стручалин П.Г., Загребаев С.А., Жмурин В.Г. Тепловые характеристики твэла со свинцово-магниевым подслоем. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2016, №4, с. 95–100.
15. Круглов А.Б., Круглов В.Б., Харитонов В.С., Стручалин П.Г., Орлова Е.А., Загребаев С.А., Жмурин В.Г. Теплопроводность сплавов Pb-Mg в диапазоне температур 300–650 °С. Труды научено-технической конференции «Теплофизика реакторов нового поколения. Теплофизика-2015». Обнинск, 2015, с. 28–29.
16. Круглов А.Б., Круглов В.Б., Стручалин П.Г., Харитонов В.С., Орлова Е.А., Загребаев С.А., Жмурин В.Г. Теплопроводность сплавов Pb-Mg-Zr и термическое сопротивление границы контакта сплавов и стали ЭП-823 в диапазоне температур 300–900 °C. Краткие сообщения по физике Физического института им. П.Н. Лебедева Российской академии наук, 2016, том 43, № 10, с. 20–25.
17. Крамеров А.Я., Шевелев Я.В. Инженерные расчеты ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1980.
18. Рогозкин Б.Д., Бибилашвили Ю.К., Казеннов Ю.И. и др. Предварительное экспериментальное обоснование конструкции твэла с мононитридным топливом и свинцовым подслоем для реактора БРЕСТ. Труды международной конференции «Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях». Обнинск, 1998, том 2, с. 458–466.
19. Наумов В.В., Сила-Новицкий А.Г., Смирнов В.С. и др. Требования к активной зоне реакторов БРЕСТ. Труды международной конференции «Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях».Обнинск, 1998, том 2, с. 511–520.
20. Рогозкин Б.Д., Степеннова Н.М., Прошкин А.А. Мононитридное топливо для быстрых реакторов. Атомная энергия, 2003, том 95, вып. 3, с. 208–221.
21. Bauer A. Nitride Fuels: Properties and Potentials. Journal Reactor Technology, 1972, vol. 15, no. 2, pp. 87.
22. Кириллов П.Л., Терентьева М.И., Денискина Н.Б. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. М.: ИздАт, 2007. 360 с.
23. Долгодворов А.П. Моделирование поведения продуктов деления в нитридном топливе. Дисс. канд. техн. наук. Москва, 2017.
24. Shaiu B.J, Wu P.C.S., Chiotti P. Thermodynamic properties of the double oxides of Cr, Ni and Fe. Journal of Nuclear Materials, 1977, vol. 67, pp. 13–23.
