О ядерных реакторах и их творцах - Конструкторско-технологическое отделение

Главная задача конструкторско-технологического отделения — это разработка проектов активных юн ядерных реакторов и их элементов и обоснование их работоспособности. Тепловыделяющие и поглощающие элементы, собираемые в тепловыделяющие сборки, служащие для позиционирования твэлов и пэлов в активной зоне и для организации отвода от них тепла протекающим теплоносителем, в процессе работы подвергаются различным физическим и механическим воздействиям: охрупчивающему влиянию облучения, наводороживанию (циркониевые сплавы), коррозии (включая фреттинг-коррозию в зоне контакта твэлов и дистанционирующих решеток), вибрации, нагружениям, связанным с резкими изменениями мощности и др. Весьма существенным для длительности их эксплуатации является исключение кризиса теплообмена.
Совместная задача обеспечения технологических функций активной зоны и работоспособности ее элементов требует решения целого комплекса физических, теплотехнических, материаловедческих и прочностных проблем при проектировании, изготовлении и эксплуатации активных зон и их элементов.
Конструкторско-технологическое отделение (руководитель В. Г. Аден) было создано приказом директора НИКИЭТ в феврале 1993 г. и включило отделы № 15 (“Конструкция и технология активных зон”) и № 41 (“Технологический отдел разработки и изготовления узлов и элементов ядерных реакторов из циркониевых и других высокотемпературных и химически активных элементов”). Впоследствии из отдела № 15 была выделена в самостоятельное подразделение лаборатория № 48 (“Разработка активных зон энергетических ядерных реакторов”), а в состав отделения вошла лаборатория № 7 (“Радиационная физика материалов ядерной энергетики”).
Отделы №№ 15, 41 и лаборатория № 48 имеют давнюю историю.
Отдел № 15 был создан в декабре 1959 г. Первым его начальником был В.И. Михан, впоследствии отдел возглавляли В.Г. Аден, В.Р. Младов, О. И. Уткин, в настоящее время — Е.Ф. Карташев.
Значительное внимание в отделе № 15 уделялось разработке активных зон РУ первого поколения АПЛ. Было создано без изменения конструкции реактора ВМ-А и его органов компенсации избыточной реактивности несколько активных зон с последовательным увеличением продолжительности их кампаний.
Важное место в большом объеме этих работ занимали создание экспериментальных, в том числе и “пестрых”, активных зон для наземного стенда 27ВМ и проводимые на стенде их исследования. Об этом более подробно рассказывается в статье Г.М. Двориной (гл. 1).
В 1968 г. работы для реакторов этих АПЛ были завершены созданием активной зоны ВМ-2АГ с длительностью кампании, в семь раз превышавшей время работы первой из зон. Надежность зоны ВМ-2АГ подтвердилась опытом более чем 25-летней эксплуатации. Комплекс выполненных работ был удостоен Государственной премии СССР, а в отделе ее лауреатом стал В.Г. Аден.
Следующий качественный этап — активная зона для РУ В-5 (АПЛ проекта 661). В 1962-1966 гг. был разработан ее проект, проведены необходимые НИОКР, отработаны конструкция и технология изготовления самодистанционирующегося стержневого твэла, и впервые была создана активная зона с плотной упаковкой ТВС в экранной сборке и внутрикассетным размещением стержней компенсации избыточной реактивности, разделенных на несколько групп. При незначительном увеличении объема зоны РУ В-5 (по сравнению с активной зоной ВМ-2АГ) ее мощность была увеличена в 2,5 раза.
Для установки ВАУ-6 и ее стендового образца была разработана активная зона, работавшая в режимах кипения теплоносителя. Зона эксплуатировалась с превышением ресурсных характеристик.
Последующая деятельность отдела в этой области связана с созданием активных зон для компактных моноблочных корабельных РУ, сконструированных в НИКИЭТ. Работы по их усовершенствованию, по проектированию зон с повышенными параметрами, удельными и ресурсными характеристиками продолжаются.
Среди тех, кто, помимо уже названных, активно участвовал в этих работах и продолжает их выполнять: Н.Д. Фролов, Ю.П. Филатов, С.В. Соколов, Ю.А. Иванов, Л.И. Кравцов, А.П. Титова, В.А. Гаврилин, Ю.Л. Гамыгин, Р.И. Семячкина, В.А. Орлова, Н.В. Сергеева, Ю.А. Веслова, Н.В. Игнатьев.
Другой задачей отдела № 15, выполненной, как и предыдущая, вместе с другими подразделениями института, было создание ТВС для исследовательских реакторов различного назначения.
В сотрудничестве с предприятиями-разработчиками топлива и твэлов (ВНИИНМ, ФЭИ, ВИАМ) были разработаны ТВС для:

1. реактора ИВВ-2М Свердловского филиала НИКИЭТ;
2. реакторов небольшой мощности (ИР-50, ИР-100, РГ-1М, УР-5);
3. сооружаемого в ИЯФ РАН исследовательского высокопоточного реактора ПИК.

В 1978 г. в рамках начавшейся в мире кампании по предотвращению угрозы распространения ядерного оружия начался процесс снижения обогащения топлива (на первом этапе до 36 % по 235U) исследовательских реакторов, построенных СССР за рубежом. Были разработаны и поставлены на производство ТВС типа ВВР-М2, ВВР-М5, ИРТ-2М, ИРТ-3М, МР с металлокерамической топливной композицией 36 %-ного обогащения. ТВС типа ВВР-М2 были поставлены в Венгрию на реактор WWR-SM, ТВС типа ИРТ-3М в Чехию на реактор LWR-15 и в Узбекистан на реактор ВВР-СМ.

В мире насчитывается 313 исследовательских реакторов. Они имеются и в странах, не обладающих ядерным оружием. Большие объемы находящегося в обращении ядерного топлива и особенно возможность накопления его отдельными государствами несут в себе потенциальную опасность создания ядерного оружия. Чтобы избежать этой опасности, странами-поставщиками ядерного топлива, в том числе и Россией, признано целесообразным ограничить обогащение топлива исследовательских реакторов 20 % по 235U. В этом плане весьма перспективны разработки твэлов с топливами на основе двуокиси урана с концентрацией урана до 3 г/см3, на основе уран-молибденового сплава с концентрацией урана в 6-7 г/см3. В настоящее время по проектам отдела изготовлены ТВС типа ИВВ-2М и ИРТ-3М с этими твэлами. Начаты их испытания в реакторе ИВВ-2М.
Следует отметить и работы по изучению поведения ТВС исследовательских реакторов в аварийных режимах. В НИКИЭТ были разработаны программы испытаний, проведены расчеты, спроектированы, а НЗХК изготовлены ТВС типа ИВВ-2М, оснащенные датчиками контроля параметров твэлов и теплоносителя. ТВС прошли испытания в реакторе ИГР в режимах наброса мощности и прекращения подачи теплоносителя. Впервые были получены важные результаты, которые могут использоваться для обоснования безопасности исследовательских реакторов.
Проводится постоянный авторский надзор за изготовлением и эксплуатацией ТВС исследовательских реакторов, который направлен на обеспечение их качества, а также на получение информации для усовершенствования конструкций и технологий изготовления.
Большой вклад в создание и совершенствование исследовательских реакторов внесли А.Г. Сила- Новицкий, В.А. Лукичев, А.С. Фирсов, Е.К. Коваленко, О.А. Кравцова, А.Р. Симониди.
Весьма интересны в рамках конверсионной деятельности отдела работы по активной зоне реактора РУСЛАН. Они начались в 1983 г. с разработки стержня СУЗ с кобальтовыми блоками в его нижней части, затем продолжились разработкой и внедрением в эксплуатацию кассеты с уменьшенным, по сравнению с проектным, содержанием топлива в твэлах. Вместо стержня СУЗ, перемещавшегося в центральной полости кассеты, предусматривалось размещение изотопной сборки с кобальтовыми блоками. Существенная интенсификация процесса наработки коммерческих радионуклидов произошла в 1989 г. после разработки специальной изотопной кассеты, которая успешно прошла опытную эксплуатацию. Нельзя не отметить в этой связи усилия специалистов НЗХК, которые реализовали разработки НИКИЭТ и обеспечили массовое производство кассет на своем предприятии. Последующая эксплуатация изотопных кассет для наработки в первую очередь 60Со и 192Ir полностью оправдала ожидания разработчиков. Экспериментально подтвердилась возможность наработки радионуклидов 124Sb, 75Se, l70Tm.
Активное участие в работах по конверсии активной зоны реактора РУСЛАН принимали И.П. Шевелев (отд. № 15), В.В. Преображенский (отд. № 6), Ю.И. Колесников (отд. № 5), Г.А. Дударева (отд. № 15) и др.
В 1990-е годы развернулись работы по решению задач, связанных с процессами обращения с ОЯТ исследовательских реакторов, а затем реакторов АПЛ и АЭС. По этой проблематике:

1. проводятся исследования по выбору оптимальных условий длительного сухого хранения ОЯТ, разрабатывается технология герметизации поврежденных ТВС с помощью консерванта;
2. прорабатываются транспортно-технологические схемы транспортировки ОЯТ;
3. ведутся работы, направленные на реабилитацию военно-морских береговых баз хранения ОЯТ.

К данному направлению деятельности отдела примыкают разработка и внедрение технологии обследования ОЯТ реактора РА (г. Белград, Югославия), проведенные С.Ю. Булкиным, А.В. Соколовым, Ю.А. Ивановым, М.Ф. Логиновой, В.В. Вазингером.

Большое место в тематике отдела с 1962 по 1985 гг. заняли научно-исследовательские, опытно­конструкторские и технологические работы по созданию термоэмиссионных преобразователей тепловой энергии в электрическую. Их основными исполнителями были В.Р. Беляев, В.Ф. Лисовой, А.А. Трунов, И.Г. Курбатова, Н.П. Орлова.
Работы по не зависевшим от отдела причинам были прекращены, однако в ходе их:

1. разработано около десятка внутриреакторных устройств для исследования влияния облучения на механические свойства, коэффициент трения и водопроницаемость конструкционных материалов. Напомним, что исследования водопроницаемости отмечены первой премией отрасли за 1990 г. в области методического обеспечения реакторного материаловедения;
2. сконструированы удерживающие устройства и быстродействующие стержни-поглотители из сплавов с эффектом памяти формы, изготовлены и испытаны макеты;
3. разработаны и испытаны быстродействующие электроуправляемые устройства трубопроводной арматуры также на основе сплавов с эффектом памяти формы.

Большинство работ были пионерными, и их выполнение позволило получить более 20 авторских свидетельств на изобретения.
Основной предмет деятельности лаборатории № 48 (ее возглавляли В.Н. Филиппов, В.А. Николаев, в настоящее время — А.И. Купалов-Ярополк) — ТВС реакторов РБМК.
О разработанной в НИКИЭТ конструкции ТВС, о проблемах, которые пришлось решать в процессе их создания, об опыте эксплуатации уже рассказано в многочисленных публикациях, в том числе и на страницах данного сборника. Поэтому из огромного объема проделанного будет уместным остановиться только на двух из многих решенных задач.
Первая — это 1,5-кратное увеличение мощности ТВС при сохранении размеров активной зоны и расхода теплоносителя через нее. Задача была решена установкой интенсификаторов теплообмена в верхней части ТВС, что приводило к закручиванию пароводяного потока и более эффективному омыванию поверхностей нагрева твэлов, при этом массовое паросодержание на выходе увеличивалось с сохранением достаточного запаса до кризиса теплообмена. При разработке проекта такой ТВС было предложено и испытано 16 разновидностей интенсификаторов теплообмена. Оптимальной оказалась решетка с осевой закруткой и шагом по длине твэлов 120 мм, обеспечившая повышение мощности на 60 %.
Для получения статистических данных, подтверждающих ресурсные характеристики конструкции, помимо стендовых испытаний в потоке пароводяной смеси и виброиспытаний макетов кассет были проведены реакторные испытания больших партий кассет с увеличенным обогащением топлива и интенсификаторами теплообмена в реакторах Ленинградской и Курской АЭС.
ТВС с интенсификаторами теплообмена успешно эксплуатируются на реакторах РБМК-1500 Игналинской АЭС.
Вторая задача — разработка и внедрение на РБМК уран-эрбиевого топлива.
В предыдущих главах этого сборника говорилось о роли дополнительных поглотителей при эксплуатации РБМК. Проведенные после чернобыльской аварии исследования по повышению безопасности эксплуатации этих реакторов показали, что более перспективным и вполне реализуемым на практике является использование вместо ДП выгорающего поглотителя в топливе — эрбия. При этом существенно улучшаются и экономические характеристики РБМК.
В настоящее время перевод активных зон на уран-эрбиевое топливо распространился на все АЭС с реакторами РБМК. Опыт эксплуатации подтвердил эффективность и высокую надежность ТВС с таким топливом. Кроме того, намечается повышение обогащения топлива с 2,4 до 2,6 % для РБМК-1500 и с 2,6 до 2,8 % для РБМК-1000. Это, согласно расчетам, позволит дополнительно увеличить глубину выгорания урана более чем на 10 %. Добавим, что на ТВС с уран-эрбиевым топливом и активную зону в целом получено четыре патента.
Назовем тех, кто вместе с руководителями отдела и лаборатории активно участвовал в работах по созданию ТВС РБМК. Это — В.Н. Гаврилов, Т.Н. Благовестова, Г.И. Рослов, А.В. Иванов, В.Р. Филиппов, Е.К. Коваленко и др.
Отдел № 41 является преемником отдела № 29, созданного в НИКИЭТ в 1971 г. Начальниками отдела были Б.Г. Парфенов, В.И. Балдин, а в настоящее время - А.Н. Семенов. Главной задачей отдела в то время была разработка технологий изготовления циркониевых труб для технологических каналов и топливных кассет РБМК, а также соединения их с трубами из сталей аустенитного класса.
Для соединения столь разных по свойствам материалов была разработана технология их диффузионной сварки. Эти работы выполнялись под руководством Г.Н. Шевелева. С помощью такой сварки создавался переходник, наружная втулка которого (штуцер) изготавливалась из стали, а внутренняя (ниппель) — из циркониевого сплава. Своим циркониевым концом переходник с помощью электронно-лучевой сварки приваривался к циркониевой трубе, а стальным с помощью аргонодуговой сварки — к нержавеющим трубам. Равная жесткость по длине переходника обеспечивалась наличием ступенек по его длине. Для достижения необходимой коррозионной стойкости слоя диффузионного сцепления в зоне его контакта с теплоносителем оказалось необходимым иметь толщину этого слоя менее 5 мкм.
Технология соединений “цирконий-цирконий” была разработана под руководством В.Н. Тюрина и заключалась в электронно-лучевой сварке двух стыкуемых деталей в вакууме с использованием присадочной проволоки из циркониевого сплава с меньшим содержанием ниобия, чем в деталях. Поверхности сварного соединения и циркониевая часть переходника подвергались пластической деформации с помощью специального роликового устройства и термической обработке в вакууме для повышения коррозионной стойкости. Заключительной операцией являлось автоклавирование при температуре 280 °C и давлении 8 МПа в течение 120 ч.
Опыт работы реакторов РБМК подтвердил правильность принятых решений. Почти за 25 лет эксплуатации более 40 000 переходников и электронно-лучевых швов не было ни одного случая разрушения швов и имели место лишь несколько случаев разрушения переходников, связанных с недостаточным качеством использованной для их изготовления стали.
Отделом № 41 разработаны также технологии для производства топливных каналов исследовательских реакторов ИВВ-2, ИВВ-7, ИВВ-10, МИР (в нашей стране), а также реакторов “Тажура” (Ливия), “Мария” (Польша). Переходники большого диаметра и каналы были изготовлены для петли реактора ИГР.
Для корабельных реакторных установок была разработана технология изготовления особо тонких переходников “сталь-цирконий”, “сталь-титан” и пористых фильтров из металлокерамики.
При разработке проектов реакторов РБМКП сотрудники отдела вместе со специалистами смежных организаций исследовали возможности получения опытных высокотемпературных сплавов циркония (Zr-Fe-Mo, Zr-Fe-Mo-Cr-W, Zr-Fe-Cr-W и др.) и создания технологии изготовления изделий из них (трубы, переходники и др.).
Работы по внедрению циркониевых сплавов в атомную технику были удостоены Государственной премии СССР, в НИКИЭТ ее лауреатом стал Б.Г. Парфенов. На созданные технологии и изделия было получено более 100 авторских свидетельств на изобретения и патентов.
Отдел № 41 продолжает активно совершенствовать технологии изготовления переходников и электронно-лучевой сварки. Так, ведутся работы по созданию новой установки для диффузионной сварки, оснащенной устройством для горячей роликовой раскатки циркониевой втулки переходника. Разрабатывается комплекс автоматического управления процессами электронно-лучевой сварки циркониевых труб с переходниками и термической обработки сварных соединений электронным лучом.
Совместно с ОАО “Чепецкий механический завод” отдел совершенствует технологию изготовления и методы контроля циркониевых труб ТК. Имевшие место на ранних стадиях эксплуатации выходы из строя циркониевых труб ТК во многом связывались с наличием высоких остаточных напряжений в них. Сейчас технология изготовления этих труб на ОАО ЧМЗ изменена, уровень остаточных напряжений существенно снижен, что привело к полному отсутствию в настоящее время повреждений циркониевых труб в процессе эксплуатации. Разработана специальная установка ЭРИКОН, с помощью которой можно определять остаточные напряжения на наружной поверхности трубы в диапазоне до 250 МПа. Поскольку свойства циркониевых сплавов достаточно сильно зависят от их структуры, важно контролировать ее однородность по всей длине трубы. Для этой цели совместно с СФ НИКИЭТ и МГИФИ создана установка КРОТ. Результаты ее использования указывают на возможность проведения весьма оперативного контроля степени рекристаллизации и фазового состояния металла при промышленном изготовлении циркониевых труб с целью обеспечения их оптимальных значений. Для повышения качества циркониевых труб и сопротивления процессам их замедленного гидридного растрескивания начальное содержание водорода в трубах было понижено до 5 ppm, размер минимально допустимого дефекта снижен до 0,1 мм, введен вихретоковый контроль труб.
Активные участники всех этих работ в дополнение к уже перечисленным сотрудникам — М.И. Плышевский, А.Л. Бубликов, Л.П. Федорович, Л.Т. Руденская, С.Н. Новожилов, В.Г. Аден, Е.Ю. Ривкин и др.
Лаборатория № 7 (руководитель — А.В. Субботин) ведет теоретические и (в кооперации с другими институтами отрасли и РАН) экспериментальные (в том числе на реакторах) исследования в области радиационных физики и материаловедения. Современный уровень анализа и решения вопросов, связанных с радиационно-индуцированным изменением свойств материалов, требует именно такого комплексного подхода. Он определяет стиль, проблематику и актуальность работ лаборатории. В их числе:

1. разработка физических основ воздействия комптоновских электронов на индуцированную нейтронным облучением эволюцию микроструктуры графита;
2. экспериментальное изучение эволюции свойств графита при различных соотношениях нейтронной и гамма — составляющих облучения и создание новой константной базы для норм прочности;
3. создание модифицированных кодов расчета радиационно-индуцированного напряженно- деформированного состояния графитовых блоков;
4. разработка моделей радиационно-индуцированных процессов упрочнения и разупрочнения ферритных и перлитных сталей с целью описания процессов охрупчивания корпусных сталей при высоких дозах облучения;
5. исследования применимости результатов облучения, полученных в ядерных реакторах, к материалам для реакторов УТС.

Лаборатория, кроме того, участвует и в решении отдельных твэльно-топливных проблем.
Таковы основные направления работ отделения. Как видно из изложенного выше, их характерной особенностью является сочетание конструкторских и технологических разработок активных зон проектируемых институтом реакторов с проверкой и отработкой технических решений при стендовых, петлевых и реакторных испытаниях, в послереакторных исследованиях.
Конструкторско-технологическое отделение располагает высококвалифицированными кадрами, в его составе два доктора и шесть кандидатов технических наук.
Уровень знаний и опыта сотрудников отделения позволяет им активно участвовать в различных конференциях и семинарах, проводимых в России и за рубежом. Международные связи отделения — это контакты с Аргоннской национальной лабораторией (США), шведской фирмой АВВ, канадской фирмой AECL, швейцарским институтом им. П. Шеррера, исследовательскими центрами Чехии, Польши, Венгрии, Югославии.
В процессе своей деятельности подразделения конструкторско-технологического отделения тесно взаимодействуют со многими научными центрами страны, в том числе с РНЦ “Курчатовский институт”, ВНИИНМ им. А.А. Бочвара, ГНЦ ФЭИ им. А.И. Лейпунского, ГНЦ НИИАР. Традиционны и работы с СФ НИКИЭТ. Не менее плодотворно они работают с предприятиями-изготовителями проектируемых ими изделий, такими, как ОАО “Электростальский машиностроительный завод”,

ОАО “Чепецкий механический завод”, АООТ “Новосибирский завод химконцентратов”, ГП “Московский завод полиметаллов”. Осуществляется тесная связь и с организациями, эксплуатирующими разработанные отделением изделия. Это — атомные станции (ЛАЭС, КуАЭС, САЭС, ИАЭС), уже упоминавшиеся исследовательские центры, а также технические подразделения ВМФ. Вместе с ними создаются базы данных по эксплуатации и работоспособности элементов активных зон в действующих реакторах и установках, проводится их анализ, обобщение и обработка для определения направлений совершенствования работающих и создания новых перспективных активных зон.
Е.Ю. Ривкин