На мирный атом приходится внушительная доля мировой энергетики. Согласно прогнозу МАГАТЭ, мощности атомных электростанций в мире к 2050 году должны возрасти почти в 2 раза. Однако надо учитывать, что речь здесь идет скорее о спросе на энергию, а его еще надо удовлетворить. Увы, темпы развития атомных реакторов (увеличения их мощности и глубины выгорания топлива) явно отстают от стремительно растущей потребности в атомной энергии. Среди причин такого положения дел – неспособность материалов, из которых создаются элементы реактора, выдерживать возрастающие нагрузки и устаревшие технологии, которые применяют при разработке новых материалов. Разработки НИЯУ МИФИ, поддержанные программой «Приоритет-2030», должны помочь ускорению разработок новых материалов.
Шестигранная тепловыделяющая сборка. Такие сборки используются в реакторах типа ВВЭР. Фото из гида «Энергия атома», приуроченного к 75-летию атомной промышленности
От чего страдают материалы?
«Сердце» любого ядерного реактора – это его тепловыделяющие элементы или, проще говоря, твэлы, которые располагаются в активной зоне. Твэл представляет собой установленные друг на друга таблетки из диоксида урана, окруженные герметичной оболочкой из сплава циркония. Оболочка твэла омывается теплоносителем и служит защитой для топлива. В самом распространенном типе реактора, который у нас в стране называется ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор), а на Западе PWR (pressurized water reactor), в качестве теплоносителя используется вода. При этом в активной зоне реактора вода нагревается до 360 С – однако не закипает и не превращается в пар, поскольку находится под огромным давлением порядка 170 атмосфер. Одновременно, под влиянием порождаемой ядерным топливом радиации в воде происходит процесс радиолиза, в результате которого образуются химически активные ионы и радикалы (продукты развала молекул воды). Итак, вода, окружающая топливный элемент в реакторе, нагрета до высокой температуры, находится под огромным давлением и при этом насыщена химически активными частицами. Надо ли говорить, насколько агрессивна такая среда по отношению ко всему, с чем она соприкасается? Особенно несладко приходится как раз оболочкам твэлов. Водная среда наносит ей двойной удар: кислород создает подверженный растрескиванию оксидный слой на поверхности оболочки, а водород, проникая в цирконий, делает его более хрупким, что тоже способствует развитию трещин.
Из-за недостаточной коррозионной стойкости оболочки, топливо отрабатывает лишь небольшую долю своего ресурса, прежде чем твэл приходится извлекать из реактора. А повышение мощности реакторов вообще выглядит несбыточной мечтой, поскольку оно сопряжено с увеличением температуры активной зоны реактора, что неизбежно приведет к резкому ускорению коррозионных процессов в оболочках твэлов. Таким образом, перспективы развития всего направления легководных реакторов при нынешних материалах оболочек твэлов представляются туманными.
Ученые всего мира начали работать над усовершенствованием материалов оболочек еще в середине XX века, и эти работы продолжаются до сих пор. Разрабатываются новые коррозионностойкие циркониевые сплавы, способные эффективнее сопротивляться агрессивному воздействию теплоносителя. Кроме того, рассматриваются различные варианты обработки поверхности циркониевых оболочек твэлов и нанесения на них защитных покрытий. Однако появление тех или иных удачных технологических решений может занимать даже не годы, а десятилетия.
Почему так долго?
Разработка новых сплавов и методов обработки поверхности требует постоянного проведения дореакторных испытаний. Эффект от каждого минимального изменения в составе сплава или в технологии его обработки должен быть проверен в условиях, приближенных к реакторным.
Для этого берется специальный стальной автоклав с толстыми стенками, в который заливается определенное количество воды и помещаются исследуемые образцы новых материалов. После этого автоклав герметизируется и устанавливается в печь, в которой нагревается до эксплуатационной температуры оболочек твэлов. А вот дальше придется запастись терпением, потому как прежде, чем можно будет сделать какой-то вывод о коррозионной стойкости исследуемых образцов, должен пройти не один месяц. Ведь если даже в активной зоне реактора коррозия оболочек твэлов длится годами, то что уж говорить про условия водной среды автоклава, где, в отличие от реактора, нет химически активных продуктов радиолиза воды и реакторного облучения, ускоряющего коррозию.
Очевидно, что в условиях, когда каждый шаг разработчика должен верифицироваться испытаниями, длящимися месяцами, невозможно говорить об интенсивном развитии реакторных материалов. Поэтому со стороны материаловедов давно назрел запрос на какой-то экспресс-метод коррозионных испытаний.
ТВС, загруженная в активную зону реактора
Как можно ускорить процесс?
Но как ускорить коррозионные испытания материалов, если даже в сверхагрессивной среде водного теплоносителя процесс коррозии оболочек твэлов занимает годы? Что может быть еще агрессивнее? У ученых кафедры физики плазмы Института лазерных и плазменных технологий (Институт ЛаПлаз) НИЯУ МИФИ есть ответ на этот вопрос. Это плазма. Если поместить испытательный образец в частично ионизованную низкотемпературную плазму, то поток химически активных ионов и радикалов, контактирующих с поверхностью объекта, окажется даже более интенсивным, чем это бывает в активной зоне легководного реактора. Если зажечь плазму в парах воды, то на образец, помещенный в нее, будет воздействовать тот же самый ансамбль частиц, что и в водном теплоносителе реактора, но при этом гораздо интенсивнее за счет большего вклада от ионов и радикалов. В результате, сохраняя неизменными механизмы оксидирования и наводороживания (то есть насыщения водородом) циркониевых сплавов, плазменное облучение заставит протекать эти процессы существенно быстрее по сравнению не только с водной средой автоклава, но и с реальными условиями реактора.
Будущая технология открывает широкие возможности
Ученые кафедры физики плазмы Института ЛаПлаз при поддержке Института промышленных ядерных технологий НИЯУ МИФИ работают над тем, чтобы сделать технологию ускоренных плазменных испытаний реальностью. На данный момент им удалось уже значительно продвинуться в этом направлении. В частности, была экспериментально подтверждена гипотеза о воспроизводимости результатов автоклавных испытаний отдельных циркониевых сплавов при плазменном облучении. При этом были найдены режимы облучения, позволяющие ускорить процессы оксидирования и наводороживания циркониевых сплавов в десятки и сотни раз. Сейчас ученые углубляются в изучение физических особенностей протекания процессов оксидирования и наводороживания при плазменном воздействии на сплавы различного состава и различной обработки поверхности, для того, чтобы определить границы применимости плазменного метода и найти режимы облучения, позволяющие достоверно воспроизводить в ускоренном режиме результаты автоклавных испытаний для широкого спектра вариантов модификации сплавов.
Несомненно, создание и внедрение плазменной технологии коррозионных испытаний в атомную промышленность станет мощным драйвером для всех разработок, посвященных повышению коррозионной стойкости материалов оболочек твэлов. И тогда перспектива появления реакторов нового поколения с повышенной мощностью в обозримом будущем становится реальней…
