РОССИЙСКИЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ»

Игнатьев Виктор Владимирович

Создание экспериментальных установок и базы данных для выбора и усовершенствования жидкосолевых топливных композиций и теплоносителей в ядерных реакторах

Специальность: 05.14.03 Ядерные энергетические установки,

включая проектирование, эксплуатацию

и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание научной степени доктора технических наук

МОСКВА, 2007 г.

Работа выполнена в Российском научном центре «Курчатовский институт»

Официальные оппоненты:

доктор технических наук,

Арнольдов Михаил Николаевич

доктор технических наук,

Завадский Михаил Игоревич

доктор физико-математических наук,

Сенченков Анатолий Павлович

Ведущая организация: Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А.Доллежаля.

Защита состоится «24» февраля 2009 г.

в 15 часов на заседании Специализированного Совета по ядерной энергии.

Автореферат разослан «13» ноября 2007 г.

Ученый секретарь

Специализированного Совета

д.т.н., профессор В.Г. Мадеев

Актуальность темы. При крупномасштабном мировом развитии ядерная энергетика неизбежно столкнется с ограниченностью ресурсов дешевого урана и будет необходимо реализовывать замыкание ядерного топливного цикла (ЯТЦ) и расширенное воспроизводство топлива при использовании урана и тория. Потребуются реакторные установки для более эффективного производства электроэнергии и передачи высокотемпературного тепла. В замыкающей части ЯТЦ необходимо обеспечить эффективное рециклирование отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), сжигание наиболее опасных актиноидов и долговременную изоляцию радиоактивных отходов (РАО). В долгосрочной перспективе технологии жидкосолевых ядерных реакторов (ЖСР) с циркулирующим топливом могут быть востребованы как для создания Th–U размножителя (ЖСР-Р), так и в качестве нового элемента в системе ядерной энергетики в симбиозе с твердотопливными реакторами для сжигания актинидов из ОЯТ твердотопливных реакторов (ЖСР-С). В среднесрочной перспективе жидкосолевые композиции при их успешном освоении могут быть востребованы в твердотопливных реакторах для придания им свойств повышенной эффективности и безопасности при производстве и передаче высокотемпературного тепла, пирохимической переработки новых и усовершенствованных типов ОЯТ, а также получения радиоизотопов медицинского назначения.

Возможность применения расплавленных солей на основе фторидов в качестве рабочих тел в перспективных разработках ядерно-энергетических систем для новой технологической базы России требует решения нескольких ключевых научно-технических проблем. Эти проблемы связаны с разработкой надежных конструкционных материалов и обоснованным выбором солевой композиции для каждого конкретного применения. Решение последней проблемы в значительной степени сдерживалось отсутствием надежных систематизированных данных по физическим и химическим свойствам, теплообмену и технологии эксплуатации перспективных составов расплавов фторидных солей.

В связи с этим комплексное изучение свойств перспективных систем расплавов фторидных солей представляет непосредственный интерес для практики применения в высокотемпературных установках реакторов и топливного цикла, а также создает экспериментальную базу для их инженерного расчета. Эти исследования наряду с аналогичными исследованиями новых типов реакторов и установок топливного цикла направлены на определение наиболее перспективного и обоснованного направления развития системы ядерной энергетики.

Цель работы заключалась в создании экспериментальных установок и базы данных для выбора и усовершенствования жидкосолевых топливных композиций и теплоносителей, а также конструкционных материалов для новых применений в реакторных установках; получении достоверного экспериментального материала по основным свойствам перспективных составов расплавов, содержащих дифторид бериллия, фториды лития, натрия и калия; закономерностям переноса тепла в петлях с естественной циркуляцией жидкосолевых композиций при наличии поверхностных и объемных источников энерговыделения, а также теплоотдачи расплавов фторидов при вынужденном течении; коррозионному взаимодействию жидкосолевых композиций топливного и промежуточного контуров с металлическими конструкционными материалами в динамических неизотермических условиях с измерением редокс-потенциала системы; его обобщении и использовании полученных результатов в практических целях инженерного расчета характеристик ЖСР.

Для ее достижения была разработана программа исследований, включающая решение следующих задач: (1) Создание экспериментальных установок и базы данных для выбора и усовершенствования жидкосолевых топливных композиций и теплоносителей в ядерных реакторах; (2) Разработка и совершенствование надежных методов измерения физических и коррозионных свойств жидкосолевых систем; (3) Испытания взаимодействия смесей расплавов фторидов лития, бериллия и натрия, в том числе, с добавками UF4 и PuF3 с отечественными сплавами и сталями; (4) Экспериментальное определение температурной зависимости физических и химических свойств неизученных составов солевых композиций, которые выбраны для детальных исследований на основе предварительной оценки свойств составов; (5) Изучение закономерностей теплообмена расплавов фторидов при вынужденной и естественной конвекции жидкосолевых композиций при наличии поверхностных и объемных источников энерговыделения; (6) Установление возможного влияния состояния солевой системы (присутствие в расплаве топливных добавок, примесей или продуктов деления) на ее физико-химические свойства; (7) Поиск путей и обоснование возможности практического использования выбранных конструкционных материалов и композиций расплавов фторидных солей для новых применений в качестве топливного носителя, теплоносителей первого и промежуточных контуров для высокотемпературных ядерно-энергетических систем нового поколения.

Научная новизна. В диссертационной работе выполнено экспериментальное исследование свойств жидкосолевых композиций и конструкционных материалов для различных применений в реакторных установках и системах топливного цикла. На основе полученных в диссертации экспериментальных данных предложена и разработана концепция гомогенного ЖСР сжигателя актиноидов из ОЯТ твердотопливных реакторов различных составов и выработки электроэнергии. Основная часть экспериментальных данных оригинальна и получена впервые:

• Создан и успешно испытан ряд высокотемпературных установок с принудительной и естественной циркуляцией наиболее перспективных жидкосолевых композиций, включая LiF-BeF2+UF4, LiF-NaF-BeF2+PuF3, LiF-BeF2-ThF4+UF4, LiF-NaF-KF и NaBF4-NaF. В лабораторных и реакторных условиях при температурах расплавов 500-750 оС показана работоспособность основных элементов петель с принудительной и естественной циркуляцией (насос, теплообменник, запорная арматура и др.). Отработаны режимы пуска и расхолаживания установок, а также усовершенствованы способы очистки от примесей жидкосолевых композиций различного состава.
• Впервые показана эффективность очистки циркулирующей жидкосолевой композиции от примесей, содержащих хром, железо, никель и др. в процессе работы установок при помощи «холодных» ловушек. Для коррозионных испытаний разработана и испытана трехэлектродная конструкция устройства измерений редокс–потенциала с бездиафрагменным нестационарным динамическим бериллиевым электродом сравнения.
• Впервые в динамических неизотермических условиях с непрерывным измерением редокс-потенциала системы экспериментально изучено коррозионное взаимодействие жидкосолевых композиций с разработанными специально для ЖСР отечественными конструкционными материалами, в том числе влияние на коррозию топливных добавок UF4 и PuF3, а также теллура, образующегося при делении урана, и ответственного за процесс межкристаллитной коррозии никель-молибден-хромовых сплавов. На основе проведенных испытаний создана база данных для выбора оптимального состава сплавов для топливного и промежуточного контуров жидкосолевых реакторных установок.
• Впервые проведено экспериментальное исследование тепловых характеристик закрытых термосифонов при наличии поверхностных и объемных источников энерговыделения в расплавах LiF-BeF2, LiF-BeF2+UF4, LiF-BeF2-ThF4+UF4 и NaBF4-NaF применительно к схемам ЖСР. Экспериментально исследованы закономерности теплоотдачи расплавов солей фторидов при принудительном течении в круглой трубе на примере расплава LiF-NaF-KF в области переходного и начала развитого турбулентного течения. Изучено влияние на тепловые характеристики систем примесей фторидов металлов.
• Представлены новые экспериментальные данные по физическим свойствам (температура плавления, растворимость оксидов / трифторидов плутония и лантаноидов, плотность, теплопроводность, вязкость и влияние на них добавок трифторидов лантаноидов, радиационная стойкость в полях реакторного излучения) для перспективных составов.
• Найден и рекомендован для практического применения в ЖСР-С диапазон составов расплавов Li,Na,Be/F и Li,Be/F с удовлетворительной температурой плавления, имеющих в диапазоне рабочих температур требуемую растворимость трифторидов актиноидов, адекватные теплофизические свойства, а также хорошую совместимость с конструкционными материалами.

Практическое значение работы. Созданные экспериментальные установки и база данных, включающая установленные количественные выражения для зависимости исследованных свойств жидкосолевых композиций и конструкционных материалов от определяющих параметров системы, используются для выбора и усовершенствования жидкосолевых топливных композиций и теплоносителей при расчёте и проектировании реакторных установок организациями отрасли. Результаты исследований вносят также вклад в базу знаний по фундаментальным свойствам расплавленных смесей фторидных солей.

Автор выносит на защиту:

1. результаты испытаний работоспособности установок с принудительной и естественной циркуляцией различных композиций жидкосолевого топлива и теплоносителя в лабораторных и реакторных условиях;
2. результаты экспериментального исследования коррозионного взаимодействие жидкосолевых композиций топливного и промежуточного контуров ЖСР с металлическими конструкционными материалами в динамических неизотермических условиях с измерением редокс-потенциала;
3. результаты измерения физических свойств перспективных составов расплавов фторидных солей (температура плавления, растворимость в расплавах оксидов / трифторидов плутония и лантаноидов, плотность, теплопроводность, вязкость и влияние на нее добавок трифторидов лантаноидов);
4. результаты измерений коэффициентов теплоотдачи при вынужденном течении в круглой трубе и тепловых характеристик закрытых термосифонов со свободной конвекцией при наличии поверхностных и объемных источников энерговыделения в расплавах фторидных солей;
5. концепция гомогенного ЖСР-С и возможности его использования в качестве нового элемента в системе ядерной энергетики для сжигания актиноидов из ОЯТ твердотопливных реакторов.

Личное участие автора состоит в постановке и организации всех исследований, участии в создании экспериментальных установок, разработке методик и участии в проведении экспериментов, обработке полученных измерений, обсуждении и изложении результатов. Ряд вопросов изложенных в диссертации, разработан в соавторстве с сотрудниками РНЦ - Курчатовский Институт, ИВТЭ РАН и РФЯЦ ВНИИТФ.

Публикации. Основное содержание диссертации отражено в двух монографиях, в статьях опубликованных в журналах “Атомная энергия”, "Fusion Technology”, "Kerntechnik”, "Nuclear Engineering and Design”, “Nuclear Technology”, “Revue Generale Nucleaire”, “Transactions of American Nuclear Society”, в сборнике “Вопросы атомной науки и техники”, в трудах Всероссийских и Международных конференций.

Апробация работы. Основные результаты работы представлялись на Международных конференциях по замыкающей части ядерного топливного цикла GLOBAL (Франция, Версаль, 1995; США, Джексон холл, 1999; Франция, Париж, 2001; США, Новый Орлеан, 2003; Япония, Цукуба, 2005), 2-й Международной конференции по технологии и применениям трансмутационных ускорительно-управляемых систем (Швеция, Кальмар, 1996), Международной конференции МАГАТЭ по обоснованию гибридных концепций для производства энергии и трансмутации (Испания, Мадрид, 1997), Международных конгрессах по усовершенствованиям в ядерном топливном цикле ATALANTE (Франция, Авиньон, 2000 и Франция, Ним, 2004), 7-й и 9-й Международных конференциях OECD NEA по парционированию и трансмутации актинидов и продуктов деления (Корея, Жежу, 2002 и Франция, Ним, 2006), Международных конференциях по химии расплавов солей EUCHEM (Великобритания, Оксфорд, 2002 и Тунис, 2006), Международных конгрессах по усовершенствованиям в атомных электростанциях ICAPP (Испания, Кордоба, 2003, США, Рено, 2006 и Франция, Ницца, 2007), на международном симпозиуме по ионным жидкостям (Франция, Кэри ла Руе, 2003), Международных конференциях по нетрадиционным ядерным энергетическим системам ICENES (Бельгия, Моль, 2005 и Турция, Стамбул, 2007), Международном симпозиуме по термогидравлике ядерных реакторов NURETH-11 (Франция, Авиньон, 2005), Международном симпозиуме по химии и технологии расплавов солей MS7 (Франция, Тулуза, 2005), Международной конференции по физике реакторов PHYSOR-2006 (Канада, Ванкувер, 2006), и Международной конференции по ядерной инженерии ICONE 14 (США, Майами, 2006). Полностью работа доложена и обсуждена на заседании Ученого совета Института ядерных реакторов РНЦ «Курчатовский институт». По материалам диссертации опубликовано более 50 работ в отечественных и зарубежных изданиях, список публикаций приведен в конце автореферата.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из Предисловия, шести глав, выводов, списка цитированной литературы и Приложения. В основных разделах работы рассмотрены вопросы возможных применений расплавов фторидных солей в ядерной энергетике (первая глава), технологии создания и эксплуатации жидкосолевых стендов (вторая глава), совместимости расплавов фторидных солей с конструкционными материалами (третья глава), физических свойств (четвертая глава), теплопереноса (пятая глава) и практического использования исследуемых жидкосолевых фторидных композиций в новых концепциях ядерно-энергетических систем (шестая глава).

Все разделы диссертации связаны между собой единством объектов исследования и целенаправленной систематикой их выбора, определяемой решением поставленных задач, общностью свойств систем обсуждаемых в работе, единой точкой зрения и подхода к объяснению наблюдаемых явлений и единством цели, которой посвящена работа – созданию физических и химических основ для осуществления высокотемпературных процессов с участием расплавов фторидных солей с учетом требований, выдвигаемых при разработке ядерно-энергетических систем для новой технологической базы России. Общий объем диссертации составляет 309 страницы, включая 70 таблиц, 108 рисунков, библиографический список из 156 наименований, Приложение (36 стр.)

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

В главе 1 (вводной) обсуждается перспективность возможных применений расплавов фторидных солей в ядерной энергетике будущего: в реакторах с циркулирующим топливом для создания Th-U - размножителя, сжигателя трансурановых элементов из ОЯТ легководных реакторов (ЛВР), а также как высокотемпературного теплоносителя в твердотопливных реакторах. Опыт экспериментальных исследований на реакторах ARE и MSRE в ORNL (США) продемонстрировал работоспособность и возможность управления контурами циркуляции жидкосолевого топлива. Проектные проработки реактора MSBR для АЭС мощностью 1000 МВт (эл.) показали, что на базе ЖСР можно создать энергоустановку с высокими параметрами паротурбинного преобразования энергии при работе реактора в режиме расширенного воспроизводства топлива со временем удвоения 18 - 20 лет и удельной загрузкой делящимся топливом Gуд = 1,5 кг/МВт (эл.). Эти результаты стимулировали интерес к ЖСР в различных странах мира, в том числе в нашей стране. Среди основных преимуществ технологии ЖСР выделим следующие: (1) высокоэффективный баланс нейтронов благодаря отсутствию в активной зоне конструкционных материалов и возможности непрерывного выведения продуктов деления; (2) большая глубина выгорания топлива; (3) высокая ядерная безопасность; (4) высокое качество (по изотопному составу) нарабатываемого топлива; (5) сравнительная простота и дешевизна топливного цикла; (6) возможность вырабатывать высокотемпературное тепло в узком диапазоне температур и (7) широкий диапазон возможных применений.

Анализ физических и технологических требований к жидкосолевому топливу и теплоносителю показывает, что выбор оптимальной композиции соли растворителя во многом определяется типом установки и областью ее применения. Определены три группы составов, представляющих основной интерес для разработок ЖСР, и содержащие как основные составляющие: (1) фториды солей щелочных металлов, (2) дифторид бериллия и (3) тетрафторид тория. В них в наибольшей степени удовлетворяются требования по температуре плавления, нейтронному потенциалу системы и совместимости с конструкционными материалами. К настоящему времени наиболее изучен и обладает наиболее приемлемыми свойствами применительно к Th-U ЖСР-Р состав LiF-BeF2, который при температуре плавления около 500 °С допускает концентрацию ThF4 и UF4 до 10 - 20 мол. % и имеет низкое давление насыщенных паров (<10Па при температуре до 800 °С). В качестве теплоносителя промежуточного контура ЖСР предпочтение обычно отдается более дешевой эвтектике NaF-NaBF4 (Тпл =385 °С). Отмечается существенно меньшая проработанность выбора состава и свойств топливной соли для ЖСР-С, а также для теплоносителей реакторного и промежуточного контуров в твердотопливных реакторных концепциях.

Приведен обзор отечественных и зарубежных разработок конструкционных материалов для ЖСР и показано, что специальные сплавы на основе никеля обладают необходимой жаропрочностью и жаростойкостью в среде расплавленных фторидов до температур 750 – 800 °С, ряд марок аустенитных нержавеющих сталей совместим с жидкосолевыми теплоносителями и обладает необходимой жаропрочностью при рабочих температурах до 650 °С. Сформулированы требования к графитовому замедлителю и отражателю для ЖСР, где основными проблемами для графита является обеспечение его радиационной стойкости и газонепроницаемости для ксенона.

Методы выведения актиноидов и редкоземельных элементов из различных жидкосолевых композиций на основе фторидов, включая LiF-BeF2 и LiF-BeF2-ThF4-UF4, разработанные и экспериментально проверенные в лабораторных условиях (в первую очередь восстановительная экстракция) могут служить технологической основой организации топливного цикла в ЖСР.

В главе 2 рассмотрены технологические особенности проектирования и эксплуатации экспериментальных установок с жидкосолевым топливом и теплоносителем. В начале главы обсуждаются требования, которые необходимо учитывать при проектировании установок с циркуляцией расплавов фторидных солей и опыт, полученный ранее на экспериментальных стендах ORNL (США). Формулируются задачи исследований по технологии подготовки солевых композиций, исследованию работоспособности различного технологического оборудования при взаимодействии с расплавами фторидных солей и обеспечению требуемой чистоты циркулирующего расплава в процессе эксплуатации установок. Для ответа на эти и другие вопросы был разработан и испытан ряд лабораторных и реакторных установок с естественной и принудительной циркуляцией жидкосолевого топлива и теплоносителя, в том числе с топливными добавками. Установки первого типа представляли собой закрытые цилиндрические термосифоны без вставки или с внутренней коаксиальной вставкой, которая разделяет восходящие и нисходящие потоки расплавленной соли и формирует контур циркуляции. Конструкции представленных в Таблице 2.1 установок оказались работоспособными.

Таблица 2.1. Основные параметры установок с естественной и принудительной циркуляцией расплавов фторидных солей

Установка	Расплав, % мол.	Объем, л	Материал	Тмакс,°С	Т, °С	Ресурс, час
Солярис	46,5LiF-11,5NaF-42KF	90	12X18H10T	620	20	3500
КИ С1 КИ С2 КИ С3	92NaBF4- 8NaF	6	12X18H10T ЭП - 164 ХН80МТ	630 630 630	100 100 100	1000 1000 1000
КИ F1 КИ F2	72LiF-16BeF2-12ThF4+UF4	6	ХН80МТ ХН80МТЮ	750 750	70 70	1000 1000
КИ M1	66LiF- 34BeF2 +UF4	19	12X18H10T	630	100	500
KУРС-2	66LiF -34BeF2 +UF4	19	12X18H10T	750	250	750
ВНИИТФ	LiF-NaF-BeF2+PuF3	8	Ni - НП2	700	100	1600
КИ Т1	LiF-NaF-BeF2+Cr3Te4	12	Ni - НП2	650	10	400

В разделе 2.2 обобщен технологический опыт работ на установке "Солярис" с принудительной циркуляцией, где использовалась композиция LiF-NaF-KF (температура плавления 454°С). Конструкционный материал - сталь 12Х18Н9Т. Циркуляция расплава обеспечивалась с помощью специально разработанного центробежного насоса погружного типа. Для измерения расхода расплава служил калориметрический расходомер. Расход расплава определялся из уравнения теплового баланса с учётом потерь тепла в окружающую среду. Стенд включал экспериментальные участки для исследований коррозионной стойкости конструкционных материалов (см. гл. 3) и коэффициентов теплоотдачи при течении расплава в круглой трубе (см. гл. 5). Опыты проводились при параметрах расплава: температура 500 - 700 оС, расход 0,5-1,5 кг/с. В результате ресурсных испытаний стенда с принудительной циркуляцией расплава показана принципиальная работоспособность основных его элементов (насос, теплообменник, системы подготовки и очистки расплава). Насос с вынесенными из теплоносителя в зону инертного газа подшипниковыми узлами проработал без ремонта до конца эксперимента. Таким образом, успешная эксплуатация консольного варианта лопастного насоса для перекачки расплава при температурах до 700 °С позволяет надеяться, что принципы, заложенные при его проектировании, могут быть использованы при разработке насосов для полномасштабных ЖСР. Очистка циркулирующего расплава от примесей осуществлялась при помощи тупиковых «холодных» ловушек. Отбор проб расплава из контура циркуляции производился с помощью пробоотборников замораживающего типа. Анализ проб расплава из контура циркуляции показал, что после первых 100 часов работы равновесная концентрация примесей, содержащих хром, железо, никель и др. металлы не превышала 10-2 масс. %. Очистка расплава при помощи «холодной» ловушки позволяла за несколько часов снизить концентрацию примесей хрома, железа и никеля в 2 -3 раза (см. рис. 2.1). Послойный анализ содержимого «холодной» ловушки показал, что примеси концентрируются в охлаждаемой зоне в плотный и прочный кристаллический осадок. По данным анализа этот осадок содержал значительные количества продуктов коррозии конструкционного материала стенда в основном хрома и железа. Таким образом, показана эффективность очистки расплава от примесей, содержащих эти металлы при помощи однозонных тупиковых «холодных» ловушек.

В разделе 2.3 обобщены результаты технологических испытаний коррозионной термоконвекционной петли с расплавом молярного состава 15LiF–58NaF–27BeF2 (температура плавления 479 °С) с добавками трифторида плутония. Все элементы конструкции петли изготовлены из никеля марки НП-2. Установка снабжена газо-вакуумной системой, устройствами отбора проб для химического анализа, устройствами ввода и вывода кассет с образцами исследуемых материалов, устройствами ввода восстановителя расплава (металлический бериллий), продуктов деления (теллур) и окислителей (дифториды железа и никеля). Предусмотрено введение топливной добавки PuF3 в расплав с помощью специального дозатора. Для измерений редокс-потенциала расплава разработано бездиафрагменное 3-х электродное устройство с нестационарным (динамическим) бериллиевым электродом сравнения (УИРП). Анализируя данные о химическом и электрохимическом поведении различных электродных материалов в бериллийсодержащих фторидных расплавах, а также фазовые диаграммы бинарных металлических систем с бериллием в качестве материала катода, на котором осаждается бериллий, и индикаторного электрода выбрана молибденовая проволока (99,9 % Мо), а для изготовления вспомогательного электрода (анода) – стержень из стеклоуглерода. Определены оптимальные условия формирования динамического бериллиевого ЭС (см. рис. 2.2), которые обеспечивают получение воспроизводимых значений редокс-потенциала расплава (глубина погружения катода Н = 3 мм, ток I = 10-100 мА, время t = 1-50 с). Испытания показали, что разработанная конструкция обладает высокой надежностью и обеспечивает получение воспроизводимых значений редокс-потенциала расплава с погрешностью ±5 мВ в течение длительного времени (более 1600 час.). В установке была реализована следующая технологическая схема предварительной очистки расплава: (1) гидрофторирование солевой композиции смесью фтористого водорода и гелия для превращения малорастворимых в расплаве оксидов бериллия, никеля и железа в хорошо растворимые фториды; (2) электролиз расплава в целях удаления основного количества растворенного никеля; (3) обработка соли металлическим бериллием для удаления остаточных ионов никеля и железа. В результате очистки перед началом коррозионных испытаний в расплаве почти не осталось кислородсодержащих соединений, а массовая доля основных окислителей – дифторидов никеля, железа и хрома снизилось до 0,003, 0,0165 и 0,0026 %, соответственно. При этом редокс-потенциал системы снизился c 1,78 В до 1,1 В, что подтвердило эффективность разработанной методики.

В разделе 2.4 представлен опыт создания и эксплуатации реакторной установки КУРС-2 с естественной циркуляцией жидкосолевого топлива LiF-ВеF2-UF4 для испытания материалов и технологических систем в условиях, максимально приближенных к работе материалов в топливном контуре ЖСР. Стенд выполнен в интегральной компоновке и предназначен для испытаний работоспособности элементов ЖСР, исследований тепловых характеристик естественной циркуляции, изучения радиационно-химической стабильности жидкосолевых топливных композиций в условиях облучения.

Исследования проводились на реакторе ВВР-СМ с потоком нейтронов до 0,76•1014 нейтр./(см2•с). Основной узел экспериментального участка — закрытый термосифон — заполнен солевой композицией 7LiF-ВеF2-235UF4 (температура плавления 458 °С). Термосифон выполнен из стали 12Х18Н10Т и помещен для безопасности в два страховочных кожуха. Для предварительного плавления соли по всей длине термосифона установлены электронагреватели. Участок термосифона, расположенный в активной зоне, представляет собой зону нагрева термосифона, а участок, находящийся над активной зоной, зону охлаждения. Тепло, выделившееся за счет ядерных реакций непосредственно в расплаве и стенке трубы термосифона, посредством свободной конвекции по центральной вставке через переливные окна передается в зону охлаждения. Здесь тепло снимается реакторной водой. Затем охлажденный расплав поступает в активную зону, где происходит его подогрев. Основной теплосъем с поверхности термосифона осуществляется в верхней части, так как кольцевые газовые зазоры, разделяющие расплав и охлаждающую воду, в 5 раз меньше, чем в активной зоне. Термосифон и страховочные кожуха подключены к газо-вакуумной системе. В установке предусмотрена возможность предварительной пассивации фтором газовых коммуникаций, масс-спектрометрического анализа газовых проб в процессе облучения и непрерывного контроля давления в газовых объемах. Отдача тепла с поверхности термосифона происходит излучением и теплопроводностью без конвекции газа в зазорах. Регулировка теплосъема проводилась путем изменения давления гелия в страховочных кожухах. Во всех режимах наблюдалась устойчивая естественная циркуляция топливной соли. Результаты измерений количества тепла, снимаемого с поверхности экспериментального участка, показали, что при изменении мощности реактора от 3,5 до 9,2 МВт (тепл.) энерговыделение в расплаве и стенках термосифона увеличивалось от 6 до 20 кВт. Эти данные с погрешностью до 8% согласуются с результатами нейтронно-физического расчета энерговыделения для КУРС-2. Количество тепла, выносимое из активной зоны посредством конвекции и снимаемое в верхней части термосифона, составляло соответственно от 4 до 16 кВт. Из них около 10-13% передается излучением от вставки, а остальное – посредством конвекции жидкости в щелевом зазоре. Максимальная температура стенки термосифона не превышала 750 °С, а минимальная 500 °С. Испытания продолжались в течение 750 часов на мощности реактора более 9 МВт (тепл.). Наработанный флюенс составил 2•1020 нейтр./см2. При срабатывании аварийной защиты реактора (4 раза) экспериментальный участок не испытывал термоударов, так как в этом случае проводились откачка гелия из зазоров и включение охранных электронагревателей. Конструкция КУРС-2 в целом оказалась работоспособной. Факторов, влияющих на ухудшение со временем тепловых характеристик термосифона, не обнаружено. Радиационно-химическую стойкость топливной композиции изучали, анализируя газовыделение над расплавом. Данные масс-спектрометрического анализа показали, что в состав выделившейся газовой смеси входили в основном гелий (80 % по объему) и незначительные количества фтора. Гелий в расплаве, содержащем 6Li, образуется по реакции 6LiF + 1n He + 1/2T2 + 1/2F2. Результаты расчетов показали хорошее согласие между скоростью газовыделения и концентрацией 6Li в расплаве. Измеренная по газовыделению интенсивность радиолиза не превышала 3.10-6 молекул на 100 эВ. Соответствующее значение для воды почти на 4 порядка выше.

Глава 3 посвящена экспериментальному изучению совместимости отечественных сплавов на основе никеля и сталей с составами расплавов фторидных солей топливного и промежуточного контуров ЖСР. В начале главы представлен термодинамический анализ системы «конструкционный материал – расплав фторидных солей» и сделаны следующие выводы. Основные компоненты солевых расплавов – фториды лития, калия, натрия, бериллия и тория – не могут вступать в химическое взаимодействие с элементами металлических сплавов. Коррозионное взаимодействие солевого расплава с элементами конструкционного материала связано только с присутствием в расплавах солей некоторых примесей, из которых наибольшую опасность представляет вода. Однако эти примеси ответственны за интенсивный процесс первоначальной коррозии, завершающейся при установлении термодинамического равновесия в замкнутой системе, и не приводят к процессу непрерывной коррозии. Только присутствие в расплаве в достаточных количествах топливного компонента в виде UF4 приводит к химическому взаимодействию с хромом по реакции: Cr(тв.р.) + UF4 2UF3(р) + CrF2(р), что создает при существовании в реакторе температурного градиента механизм непрерывной коррозии. Имеющиеся опытные данные показывают, что скорость коррозии в системе «конструкционный материал – топливная соль» определяется следующими параметрами: составом топливной соли и конструкционного материала; наличием примесей–продуктов деления (теллур), влияющих на структурные свойства конструкционного материала и окислительное состояние расплава (NiF2, FeF2, H2O, окислы и сульфаты металлов); максимальной рабочей температурой конструкционного материала топливного контура, температурным градиентом в контуре циркуляции расплава и в меньшей степени скоростью расплава. Эти параметры определяют окислительно-восстановительное состояние топливной соли или ее редокс-потенциал, от величины которого в конечном итоге зависит скорость протекания электрохимических процессов коррозии конструкционного материала. Коррозионная стойкость материалов в настоящей работе исследовалась двумя методами. Первый – это метод ампульных статических изотермических испытаний контрольных образцов в различных жидкосолевых средах. Второй метод – испытания материалов в неизотермических динамических условиях на стендах с естественной и принудительной конвекцией.

В разделе 3.2 обсуждены вопросы разработки отечественного никель-молибденового сплава для Th-U ЖСР – Р. Отобраны конструкционные материалы для топливного контура ЖСР – это в первую очередь созданные на базе американского сплава Хастеллой - Н отечественные никель-молибденовые сплавы ХН80МТЮ, ХН80МТ, ХН80М-ВИ (см. таблицу 3.1).

Таблица 3.1. Химический состав сплавов конструкционных материалов ЖСР

сплав	Ni	Mo	Cr	Fe	Mn	Ti	Nb	W	Al	Cu	Si	C
Хастелой-Н	осн	16,3	7,5	3,97	0,52	0,26	–	0,06	0,26	0,02	0,5	0,05
ХН80MTЮ	осн	12,3	6,8	0,15	0,013	0,93	0,01	0,07	1,12	0,02	0,04	0,02
ХН80MT	осн	12,2	6,9	–	–	1,6	2,6	–	–	–	–	0,02
ХН80М–ВИ	осн	12,2	7,6	0,28	0,22	0,001	1,48	0,21	0,04	0,12	0,04	0,02
МОНИКР	осн	15,8	6,9	2,27	0,037	0,026	0,01	0,16	0,02	0,02	0,13	0,02