Удосконалення властивостей оболонок твелів для вітчизняного ядерного паливного циклу

Abstract

Розглянуто удосконалення властивостей, зокрема корозійної стійкості, конструкційних цирконієвих матеріалів (сплавів) оболонок твелів активних зон ядерних реакторів АЕС для вітчизняного ядерного паливного циклу, згідно зі «Стратегією розвитку енергетики України» до 2035 р., оптимізацією кількості легуючого домішку заліза (Fe) в них. Обґрунтовано необхідність забезпечення високої корозійної стійкості і надійності оболонок твелів для безпечної експлуатації ядерних реакторів нового покоління двоконтурних АЕС з водою під тиском в умовах експлуатації з тривалістю кампанії 6 – 7 років. Проаналізовано хімічний склад і механічні властивості цирконієвих сплавів оболонок твелів різних виробників. Проаналізовано вплив різних домішок у злитках цирконієвих сплавів Zr1%Nb вітчизняного виробництва на основі губчастого (магнієтермічного) цирконію, отриманого за українською технологією, та їх властивості. Доведено, що легування сплаву Zr1%Nb залізом (Fe) є перспективним під час розробки технології виготовлення вітчизняних матеріалів оболонок твелів для реакторів з високою надійністю і безпекою. Обробка результатів експериментальних досліджень утворення корозії сплавів цирконію з різним вмістом заліза методом двомірної поліноміальної гребеневої регресії з реалізацією на мові програмування Python на основі теорії «машинного навчання» дозволила визначити оптимальне значення необхідної кількості легуючого елемента заліза (Fe) для цирконієвого сплаву Zr1%Nb оболонок твелів українського виробництва.Запропонований метод може бути ефективно застосований для визначення оптимальної кількості легуючих елементів інших цирконієвих сплавів, перспективних для ядерної енергетики України, зокрема циркалою.

Improvement in the properties, such as corrosion resistance, of structural zirconium materials (alloys) of fuel claddings in the cores of NPP nuclear reactors for the domestic nuclear fuel cycle, according to the “Energy Development Strategy of Ukraine” until 2035, by optimizing the amount of iron alloying in them is considered.The need to ensure high corrosion resistance and reliability of fuel claddings for the safe operation of pressurized water reactors of new generation at double-circuit NPPs under operating conditions with a fuel cycle length of 6-7 years is substantiated. The chemical composition and mechanical properties of zirconium alloys of fuel claddings of different manufacturers are analyzed. The influence of various impurities in ingots of the domestic Zr1%Nb zirconium alloys based on spongy (magnetothermal) zirconium produced by Ukrainian technology on their properties is addressed. It is shown that doping of the Zr1%Nb alloy with iron is promising in the development of technology for the production of domestic materials of fuel claddings for reactors with high reliability and safety. Отримано 19.06.2022 Processing the results of experimental studies on corrosion of zirconium alloys with different iron content by two-dimensional polynomial comb regression implemented on Python language programming based on the machine learning theory allowed determination of the optimal value of the required iron alloying for the Zr1%Nb zirconium alloy for fuel claddings of Ukrainian production. The proposed method can be effectively used to determine the optimal number of alloying elements for other zirconium alloys, promising for the nuclear energy of Ukraine, in particular, zircaloy.