Обычная топливная сборка для ядерного реактора — это некоторое количество больших «таблеток» диоксида урана. Их физический контакт с теплоносителем — чаще всего это вода — опасен, поэтому таблетки изолируют в специальном футляре из материалов, которые, не будучи радиоактивными сами, устойчивы к происходящим рядом чудесам ядерной физики. В гражданских ядерных реакторах в качестве материала корпуса обычно выступают сплавы циркония. Этот металл хорошо пропускает нейтроны и обладает замечательной коррозионной стойкостью, но только до определенного предела. При температурах порядка 860 градусов цирконий реагирует с водяным паром, выделяя тепло, а при 1200 градусов реакция становится экзотермической, т. е. энергии получается больше, чем тратится, и она идет на дальнейший разогрев. Разумеется, в ядерном реакторе это неуместно, и инженеры пытаются избавится от этого эффекта — его называют пароциркониевой реакцией, мы о ней не так давно писали несколько подробнее.
Кажется, в этом году российским физикам удалось приблизиться к решению задачи.
«Изготовлены и прошли приемочные испытания первые тепловыделяющие сборки (ТВС) для реактора ВВЭР-1000 с экспериментальными ТВЭЛами (тепловыделяющими элементами — ред.), изготовленными в рамках программы по созданию российского ядерного топлива нового поколения безопасности (так называемого толерантного топлива). В планах топливного и энергетического дивизионов Росатома — уже в первом квартале 2020 года загрузить изготовленные ТВС в один из реакторов Ростовской АЭС (для испытаний)», — говорится в сообщении РИА Новости.
Каждая из трех опытных ТВС содержит по двенадцать ТВЭЛов в «толерантном» исполнении с двумя различными вариантами материала оболочки, которые изготовлены либо из циркониевого сплава с нанесенным хромовым покрытием, либо из хром-никелевого сплава 42ХНМ. Оба варианта делают оболочки более жаропрочными за счет применения хрома.
В октябре этого года ТВЭЛ сообщил об успешном завершении первой фазы реакторных испытаний российского толерантного ядерного топлива на базе исследовательского реактора МИР на предприятии Росатома «Научно-исследовательский институт атомных реакторов» (НИИАР, Димитровград, Ульяновская область). В реакторе МИР для опытных тепловыделяющих элементов созданы условия, максимально приближенные к условиям эксплуатации и параметрам теплоносителей энергетических водо-водяных российских реакторов типа ВВЭР и зарубежных реакторов типа PWR, используемых на АЭС.
