утвБР}кдАто3аплеститель гег!ер&пьного директора-

2013 г.

по

г. [имит1эсэвград

1. 0бщая глнфорш:ация.

РвшБнип}' Российской конференции

реакторному материаловеден и ю

27-3 1 мая. 2013 г.

[ 27 по 31 мая 2013 года в Ф'тт<рьтто\'1 акц|.10нерношт с:бгцес'гве <<1-осударствен]]ь;й наун_

ньтй центр - Ёаучно-!1сс]1едовательскт.тй институт атомнь1х реакторов)> бьгла проведена оче-

редная \ Рс';сср;Ё!с:сатя :ст-'лн(:ере1|ц1.;'| по реатк горно\:!у \1а1'гериалове,цен1'{ю.

Б подго.говке 1.! !1роведен1.1и коь:(;ереншии приня]1и участие представи]ели из 36 прел-

приятий и орг:1г{изаций: [_ос},дарст'венгтой к0рг1ор|1ц1]рт <<Росатом,. ниц <<!(урнатовский инсти_

тут>.. Б!3ов и др}'гих органи:]аций. вк"ц+очая 0АФ ((твэл). 0АФ кБЁиинм). ФАФ к(он-

церн Росэнергоато\,|)' оАо к{_!4 кБР1}}4г1иэт). 0АФ к3Ё}}4!1х'т)). ФА0 к|Ё1!_{ нииАР)'. 0Ао((мсз). оАо кЁ3{(>>. оАо кБ}}1(]4?[>. оАо нпо к|{Ё[[4141\4Аш). оАо окБк|-14!Р0[{Рвс'с)). оА0 ((окБй Африк:1нтов). Фгуп к1_Ё1-{ РФ тР!'1нити)). Фгуп к1_1-{1-{

РФ-Фэи)). оАо ((иРм). (рг'уп ((РФ яц - внии1'Ф). Фгуп кРФ91{ - внииэФ). Фгупцнии 1(й к11роп,тетет-т>>. |-оу впо нияу миФи. д14ти нияу миФи. гоу впо }л!'}.о0о нпо к}}43Ф(1'БР)). твхноинФо.]1имитвд. о()(_) нпФ ц<(.с)сЁБ1>" 0ФФ кАтошт11роект>>"

ФФФ кБрукер>. Ф00 <<\4ел:т.ттек>). угАту. ФФФ к0,[(). ооо к1')й>. ФгБу <[114}1Фл. Фгуп((нии Р1Ё.}Ф к,[!!1))" ()о0 ((и[{п мАэ)). филиа,ш 0АФ <<(с:т-тцерн Рос'энергоатом) кБелоярская

ато\,|]-]ая с'ганш|1я).

[понсорапти конс!ереь1ции вь|ступи'цтт 8 орга}1изаций- Российст<ий с}эонл фут_тдамент&цьньгх

исс'11едованиг1^ ФА0 ('твэл)). (-)А() <<(онцерн Рос'энергоат0\4). 000 нг!Ф ,,['оснь|',- оо()кАтом[1роетст>. Ф00 ',Бртт<ер>,.

(_)0(],<йелите1(). ко\'1пания ((твхнои!-{Ф() лимитвд).Фбщее число !'(]ас'тников к9нс!еренц}.|и -- 249'те'пове1(. то\4 !!исле 123 российских иного-

родних !,!{астни1(()в" с)6 сотр)'дн!.1ков н|1иАР . 17 ст1'лентов [14-[и г1ияу миФи, приг'ла-

ш1ег1нь{е от а1д\1}1н|.1с ||);-1ции 1'()])0.:11| г: !льялнс')вскстй об]таст}'1 . ве'терань1 института.

[1роведень1 два п]1енарнь|х ']аседаг1}.!я и десять заседаний 'грёх секший' а та1()1(е заседа-

ние стендовой сет<ции.

[екция 1. твс. твэль1. п:)ль{. циркониевь1е материаль| для ядернь]х реакт0р0в.[екция 2. 1{сэнструкционнь1е материапьл -8?}'0ет<г(у;я 3.0бор1,лс)ван1-.1е и \{етоди1(и,],.:1[{ реакторнь1х испь!таний и послереакторнь1х иссле-

,цованртй \1а'гер11ш1ов 11 и]дс]1|т!!. Бопрось] \'1оде;1ир0ва1ния рад].{ацио1'|нь1х повре;кдений.

Ё{а кон(-:еренции бьт-пс': представлен(') и с:бсу;тсдено 170 док.п.1дов. из них 76 устньтх (10

докладов на пленарно\,1 '3аседании. 66 док-|1.1дов н'1 секциях) и 91 стендовь1х. 14 што-подьтх

учень]х в возрас[е до 35 лет за активное участие в тсог:фере1-|ции с представлениеш{ актуаль_

нь1х научнБ{\ А0к;|0,(ов отмечень; ]{ип.г:ошташ:тт 0рганиз!1!{ионного ко\4итета конс}ереншии'

Б докл:тдах бьт',тг-т предсга1в-]1ень| рез}']1ь|а'гь1 !]сс.]1е,цовагтртй и ис{1ь|таний. полуненнь|е за

четь{ре п0с'пед1{их год:: в р.1\,1ках 1]е!1.']1и:]аци!'1 ['гратегии разв!'{тия атомгтой энергети1(и' Фцп

:[{ерштут<ов

2

«Ядерные энерготехнологии нового поколения на 2010-2015гг и на период до 2020г.», отрас-левых программ по следующим направлениям:

ТВС и твэлы реакторов ВВЭР; твэлы, топливо и конструкционные материалы реакторов на быстрых нейтронах; топливо и твэлы для реакторов малой энергетики и исследовательских реакторов; циркониевые сплавы; стали для корпусов, ВКУ и оборудования реакторов; поглощающие и замедляющие материалы; методическое обеспечение реакторного материаловедения; базы данных, моделирование радиационного повреждения материалов и конструк-

ций. Заявленный в программе пленарный доклад «Новая технологическая платформа ядер-

ной энергетики России» из-за отсутствия на конференции авторов и представителей от про-екта «Прорыв» не был обсужден, что не позволило в полной мере довести до специалистов в области реакторного материаловедения стоящие перед отраслью задачи и направления работ по проекту «Прорыв».

Состоялись технические туры на объекты ОАО «ГНЦ НИИАР».

2. Конференция ОТМЕЧАЕТ:

Продолжаются исследовательские работы в области реакторного материаловедения, направленные на разработку перспективных радиационностойких материалов и техноло-гий и обоснование новых решений для эволюционных и инновационных проектов реак-торных установок.

По разделу «ТВС и твэлы реакторов ВВЭР»

С учетом лидирующих позиций технологии реакторных установок на тепловых ней-тронах с водой под давлением в России и в мире (ВВЭР и PWR) в дополнение к работам по совершенствованию условий эксплуатации действующих реакторных установок типа ВВЭР (повышение мощности, повышение КИУМ, реализация маневренных режимов, реализация эффективных циклов различной длительности, совершенствование топлива и т.п.) просмат-ривается два следующих направления развития технологии ВВЭР:

- эволюционное «GENERATION-3+» - АЭС-2006, ВВЭР-ТОИ, СУПЕР-ВВЭР со спек-тральным регулированием нейтронного потока в активной зоне, энергетический ряд устано-вок (от 300 до 1500 МВт эл.) – с целью улучшения эксплуатационных характеристик, повы-шения КИУМ, КТИ, снижение расхода природного урана, увеличения эффективности ис-пользования атомной энергии в гражданской энергетике в России и усиления позиций Роса-тома на международном рынке

- инновационное «GENERATION-4» - ВВЭР-СКД, СУПЕР-ВВЭР – реакторные уста-новки со сверхкритическими параметрами теплоносителя, обеспечивающие повышение КПД энергоблока до 43% и повышение коэффициента воспроизводства до (0,9-1,0) с учетом об-щемировых тенденций и с возможностью замыкания топливного цикла.

Особенности эволюционных реакторных установок по проекту АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ по параметрам теплоносителя и по режимам эксплуатации приводят к необходимости прове-дения НИОКР, обосновывающих работоспособность тепловыделяющих элементов при по-вышенных параметрах теплоносителя, при высоком выгорании и при реализации маневрен-ных режимов; обоснования характеристик твэлов с высоким выгоранием в проектных режи-мах 3 и 4 категорий (LOCA и RIA); подтверждение пониженного газовыделения из топлива

3

с более крупным размером зерна и приемлемого коррозионного состояния оболочек твэлов; обоснование повышенного ресурса ПЭЛ (20-30 лет).

Развитие конструкции и технических характеристик тепловыделяющих сборок реак-торных установок в России и в других странах, развивающих атомную энергетику, ведется по двум основным направлениям:

1) улучшение эффективности топливоиспользования и длительности эксплуатации ТВС (увеличение выгорания топлива, длительности топливных кампаний, снижение количе-ства загружаемого свежего топлива а, следовательно, и отработавшего, уменьшения коэффи-циента использования природного урана);

2) улучшение надежности и безопасности эксплуатации ТВС (сохранение герметично-сти твэлов ТВС, уменьшение формоизменения, обеспечение механической конструктивной целостности ТВС при эксплуатации).

Разработанные и реализованные на сегодняшний день проектные технические характе-ристики активных зон ВВЭР, определяющие эффективность топливоиспользования, соответ-ствуют современному мировому уровню, а по некоторым параметрам его превосходят.

Развитие конструкции ТВС ВВЭР-1000 в России осуществляется в двух конструктор-ских организациях ОКБ «ГИДРОПРЕСС» (ТВС-2) и ОКБМ (ТВСА) и на сегодняшний день обе конструкции обеспечивают идентичные параметры топливоиспользования. На базе кон-струкции ТВС-2М, имеющей опыт надежной и безопасной эксплуатации в действующих ре-акторах, разработаны технические проекты активных зон эволюционных реакторных устано-вок ВВЭР для АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ. Изготовлена первая топливная загрузка для энерго-блока № 1 Нововоронежской АЭС-2 с ТВС-2006.

По разделу «Твэлы, топливо и конструкционные материалы реакторов на быст-рых нейтронах»

Продолжались работы по разработке и освоению конструкционных материалов в обес-печение активных зон перспективных реакторов на быстрых нейтронах с натриевым и тяже-лым жидкометаллическим теплоносителем (БН-600, БН-800, БН-1200, БРЕСТ-ОД-300, МБИР, СВБР) - жаропрочные ферритно-мартенситные (ЭП450, ЧС139, ЭК181) и аустенит-ные (ЧС68, ЭК164) стали, коррозионно-стойкие ферритно-мартенситные стали (ЭП823) и композитные модификации, дисперсно-упрочненные оксидами (ДУО) стали, ванадиевые сплавы и композиты типа SiC/SiC. Выполнены все мероприятия в части оптимизации и су-жения химического состава стали ЧС68. Операции диффузионного отжига, методов и режи-мов аустенизирующих отжигов с укрупнением зерна внесены в действующую техническую документацию и поэтапно внедрены при изготовлении твэльных труб из стали ЧС68 на ОАО «МЗЭ» и ОАО «МСЗ» - ООО «ЭЛЕМАШ-СТП». Главный результат по оптимизации структурного состояния материала оболочечных труб из стали ЧС68 - снижение разгерме-тизации твэлов до полного отсутствия негерметичных в активной зоне 01М2 реактора БН-600, начиная с 2006 года. Внедрение оболочек из новой стали ЭК164 позволит увеличить ре-сурсные характеристики ТВС реактора БН-600 на 20% до достижения на оболочках повреж-дающей дозы 110-120 сна. Показано, что формоизменение оболочек тепловыделяющих эле-ментов из стали ЭК164 при сравнимых дозах 74-84 сна в 2-3 раза ниже, чем у оболочек из штатной стали ЧС68 аналогичного технологического исполнения.

Подготовлены к испытаниям с постановкой на облучение в августе 2013 года ТВС конст-рукции БН-800 с МОКС-топливом с оболочками из стали ЭК164.

4

В качестве чехлов ТВС используется ферритно-мартенситная сталь ЭП-450, имеющая малые значения распухания до 160 сна. Её планируется использовать для чехлов ТВС и в строящемся реакторе БН-800 и проектируемом реакторе БН-1200.

Осваивается и обосновывается в качестве материала оболочек твэлов, чехлов ТВС, РО СУЗ и других узлов реакторов БРЕСТ-ОД-300 и СВБР ферритно-мартенситная сталь ЭП823. Работы проводятся в направлениях исследования и обоснования коррозионной и радиацион-ной стойкости; отработки технологий, исследований структурно-фазового состояния и физи-ко-механических свойств на всех этапах разработки и изготовления изделий. Оптимизирова-на технология выплавки и электрошлакового переплава, обеспечивающего получение слит-ков стали ЭП823-Ш для дальнейшего передела в трубы в условиях ОАО «ЧТПЗ».

Изготовлены первые изделия из ДУО (дисперсионно-упрочненные оксидами) стали, изучены их исходные свойства, планируется проведение первых реакторных испытаний.

Впервые изготовлены образцы длиной около 200 мм из керамики SiC/SiC. По разделу «Топливо и твэлы для реакторов малой энергетики и исследовательских

реакторов» Разработаны конструкции и технологии изготовления опытных твэлов малым вредным

поглощением нейтронов для второй очереди модернизации реактора СМ. Твэлы прошли реак-торные испытания. Все твэлы сохранили герметичность оболочки. Необходимо провести после-реакторные исследования 2-го и 3-го вариантов твэлов для выбора лучшего варианта конструк-ции.

В ОАО «ВНИИНМ» разработаны конструкции, технологии изготовления и методы кон-троля керметных твэлов различных типоразмеров. Проведен комплекс реакторных испытаний и послереакторных исследований твэлов, результаты которых показали перспективность приме-нения керметных твэлов в активных зонах ПЭБ и АСММ.

В НПО «Луч» разработана конструкция твэла дисперсионного типа с металлическом мат-рицей. Достигнут определенный успех в промышленном изготовления в заводских условиях.

Разработаны конструкции и технологии изготовления опытных твэлов с сердечником из сплавов урана и циркония «МЕТМЕТ». Ураноемкость МЕТМЕТ твэлов в 1,64 раза больше ура-ноёмкости керметных твэлов. Во ВНИИНМ изготовлены опытные МЕТМЕТ твэлы для реак-торных испытаний. Твэлы поставлены на испытания в реактор «МИР». МЕТМЕТ твэлы могут обеспечить существенное увеличение ресурсных характеристик активных зон ПЭБ и АСММ.

По разделу «Циркониевые сплавы»

Получили дальнейшее развитие работы по физико-механическому моделированию и разработке расчетных кодов прогнозирования коррозии циркониевых сплавов различного состава в теплоносителях ВВЭР, PWR, РБМК и BWR.

В НИЯУ МИФИ и НИИАР проводятся исследования изменения текстуры циркониевых сплавов под действием реакторного облучения.

По разделу «Стали для корпусов, ВКУ и оборудования реакторов»

Проведен комплекс расчетно-экспериментальных и методических работ с целью со-вершенствования нормативной базы для оценки целостности и остаточного ресурса корпусов и внутрикорпусных устройств (ВКУ) ВВЭР-1000. Внедрены методики реконструкции и рас-ширенной дозиметрии, что обеспечивает представительность программы образцов-свидетелей материала корпуса ВВЭР-1000 по однородности облучения. Разработана методи-ка прогнозирования температурной зависимости вязкости разрушения на базе результатов

образцов-свидетелей. Разработаны методики расчета на сопротивление хрупкому разруше-

5

нию опорных конструкций корпусов реактора ВВЭР-1000. Внедрена методика расчета проч-ности и остаточного ресурса ВКУ ВВЭР-1000 при увеличении срока работы до 60 лет.

В настоящей редакции методики расчета прочности и долговечности элементов ВКУ (РД ЭО 1.1.2.99.0883-2012) отсутствует экспериментальная верификация влияния распуха-ния на статическую и циклическую трещиностойкость, а также учет влияния радиационной ползучести на скорость роста трещины.

Продление срока эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-1000 до 60 лет и более воз-можно с учетом индивидуальной оценки темпа радиационного охрупчивания металла корпу-сов реакторов по результатам испытаний образцов-свидетелей и применения новых методик "Прогнозирования температурной зависимости вязкости разрушения... " и "Расчета на сопро-тивление хрупкому разрушению КР...". Проведена оценка возможности продления срока службы применительно ко всем российским корпусам реакторов. Показано, что для обеспе-чения продления срока эксплуатации до 60 лет, необходимо провести отжиг на 1-ом блоке Балаковской АЭС и 1-ом блоке Ростовской АЭС. Продление срока службы остальных бло-ков может быть обеспечено без проведения отжига корпусов реакторов. Температура отжига корпусов ВВЭР-1000 выше, чем для корпусов реактора ВВЭР-440.

Выявлены основные механизмы радиационного повреждения, приводящие к снижению сопротивления разрушению металла ВКУ по различным механизмам. Сформулированы ба-зовые уравнения и зависимости, позволяющие определить напряженно-деформированное со-стояния, прочность и долговечность элементов ВКУ с учетом основных повреждающих фак-торов на основе продолжения изучения свойств материалов ВКУ при повреждающей дозе до 160 сна. Предложены принципы легирования хромоникелевых аустенитных сталей для изго-товления элементов ВКУ реакторов ВВЭР нового поколения со сроком службы не менее 60 лет и мощностью 1200 МВт. Впервые создана первая редакция российского и международ-ного (в рамках МАГАТЭ) нормативного документа по расчету прочности и долговечности элементов ВКУ (РД ЭО 1.1.2.99.0883-2012, VERLIFE 2012). Продление срока эксплуатации до 60 лет и более может быть выполнено при условии применения разработанной Методики с учетом ее расширенной верификации и периодического измерения изменения геометрии ВКУ в процессе эксплуатации.

Проблема оценки остаточного ресурса и продления сроков эксплуатации оборудования одинаково важны для энергетических и исследовательских реакторов. Большинство исследо-вательских реакторов по срокам эксплуатации уже превзошли проектные сроки, а с учетом их востребованности сложившаяся практика продления сроков службы будет продолжена в ближайшие годы. При этом очевидно, что продление сроков эксплуатации упирается в про-блему недостаточности экспериментальной информации об изменении физико-механических свойств конструкционных материалов, используемых в исследовательских реакторах при необходимых параметрах по температуре облучения, флюенсам нейтронов и др.

По разделу «Поглощающие и замедляющие материалы»

Достигнут ресурс комбинированных поглощающих элементов с карбидом бора и тита-натом диспрозия ПС СУЗ ВВЭР-1000 в 10 лет. Все изделия отработали без замечаний. Для принятия решения о продлении ресурса необходимо проведение послереакторных материа-ловедческих исследований. Материаловедческие исследования стыковочного узла из пла-стин гафния ТВС АРК, отработавших 6 лет (1489 эфф. сут.) в ВВЭР-440, подтвердили их ра-ботоспособность. Сделаны предложения по доработке конструкции для увеличения надеж-ности их эксплуатации. В ОАО «ГНЦ НИИАР» завершены работы по отработке технологии изготовления таблеток гафната диспрозия. Использование таблеток гафната диспрозия в каче-стве поглощающего сердечника для пэлов ПС СУЗ реакторов типа ВВЭР позволит повысить ре-сурс до 25–30 лет. Данный поглощающий материал по своим технико-экономическим характе-

6

ристикам не имеет мировых аналогов и рекомендуется для использования в органах регулиро-вания ядерных реакторов на тепловых нейтронах различного типа.

В ОАО «ГНЦ НИИАР» проведена модернизация опытного производства поглощающих материалов и органов регулирования для изготовления поглощающих сердечников и органов регулирования для различных ядерных реакторов, включая БРЕСТ-300, МБИР, СВБР-100. Не-решенным остается вопрос по созданию отечественного производства изотопа В10.

Продолжены работы по созданию новой константной базы графита. Исследованы из-менения физико-механических свойств и размерные изменения графита ГР-280 при облуче-нии в реакторе БОР-60 до флюенса нейтронов 3·1022 см–2. Изучаются объёмные изменения графита при радиационной ползучести. Проведены исследование каналов из графита РБМК-1000 и сделаны рекомендации о возможности продления их срока эксплуатации до 45 лет.

По разделу «Методическое обеспечение реакторного материаловедения»

При поддержке ГК «Росатом» начата реализация программ по оснащению «горячих» материаловедческих лабораторий ОАО «ГНЦ НИИАР» и ОАО «ИРМ» современным экспе-риментальным и исследовательским оборудованием. В рамках ФЦП «Ядерные энерготехно-логии нового поколения на 2010-2015 гг. и на период до 2020 г.» проводится модернизация и продление срока эксплуатации реактора БОР-60, создается многофункциональный быст-рый исследовательский реактор (МБИР). Продолжается модернизация реактора МИР, созда-ны новые методики, включая испытания твэлов ТВС-КВАДРАТ. Разработаны новые методи-ки высокотемпературного облучения тепловыделяющих элементов для ЯЭУ мегаваттного класса в реакторах СМ-3 и ИВВ-2М.

В обоснование работоспособности твэлов с нитридным топливом созданы методики по получению экспериментальных данных по поведению продуктов деления в нитридном топ-ливе, скорости газовыделения, распухании и сопутствующих структурных изменениях в процессе реакторного облучения в ИВВ-2М. В рамках ЧП «Плотное топливо» проекта «ПРОРЫВ» был подготовлен и проведен методический эксперимент на образцах плотного UN-топлива для исследования кинетики выхода основных ГПД и свободного распухания то-плива в интервале температур от 1200 до 1600°С с последующим переходом на (UPu)N-топливо.

Разработаны облучательные устройства и начаты испытания перспективных конструк-ционных материалов в реакторе БН-600. Разработаны методики и изготовлены ТВС для ис-пытания нитридного топлива в реакторе БН-600, которые начаты в 2013г.

По разделу « Базы данных, моделирование радиационного повреждения материалов и конструкций»

В ОАО «ГНЦ НИИАР» создана и успешно функционирует база данных по результатам по-слереакторных исследований топлива энергетических реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и РБМК. БД построена на свободно распространяемой СУБД Firebird 2.5, программное обеспечение для ра-боты исследователей разработано в среде программирования Delphi. В настоящее время в базу данных включены данные по 80 ОТВС и более 4000 твэлов. Электронный архив технической ин-формации содержит около 800 документов, из которых около 500 научно-технических отчетов

В НИЯУ МИФИ при участии институтов ГК «Росатом» создана первая версия Отраслевой базы данных облученных реакторных материалов, сформированная по данным зарубежных и оте-чественных открытых источников опубликованных в 1990–2012, которая содержит на настоящий момент более 8700 страниц в виде электронного альбома. Подготовлены предложения по ее со-вершенствованию и доработке.

7

В то же время ряд важных задач, результаты выполнения которых обеспечивают

достижение целей ГК «Росатом», не решаются в требуемые сроки:

Недостаточно обновлена экспериментальная аналитическая база ОАО «ГНЦ НИИАР», НИЦ «Курчатовский институт», ФГУП «ЦНИИ КМ «Прометей», ФГУП «ГНЦ РФ–ФЭИ», ОАО «ИРМ», ОАО «ВНИИНМ», ОАО «НПО «ЦНИИТМАШ», выполняющих основной объём исследований материалов и конструкций в области реакторного материаловедения.

С запозданием и в недостаточной мере проводятся исследования новых реактор-ных материалов для различных конструкций инновационных ядерных реакторов 4-го поко-ления.

Из-за отсутствия нормативной базы не решен вопрос по вывозу на исследования в ОАО «ГНЦ НИИАР» отработавших ТВС и органов регулирования АЭС, что привело к за-держке на 2 года Программы проведения НИОКР по обоснованию ресурса и надежности эксплуатации элементов активных зон.

Медленно развиваются работы по обращению с отработавшим ядерным топливом и подготовке к выводу из эксплуатации энергоблоков атомных электростанций.

Основными причинами отставания в проведении указанных работ являются: недоста-точное их финансирование; устаревшая материальная база НИИ и КБ; недостаток высоко-квалифицированных кадров; недостаточная координация планов материаловедческих иссле-дований, как между структурными подразделениями государственной корпорации «Роса-том», так и другими министерствами и ведомствами.

4. Конференция РЕКОМЕНДУЕТ:

Для решения задачи по обеспечению количественного и качественного развития атомной энергетики разработать и утвердить в Госкорпорации «Росатом» комплексную межведомствен-ную программу создания материалов и топливных композиций ТВС и материалов несменяемых элементов реакторных установок эволюционной и инновационной атомной энергетики. Анализ требований и условий работы перспективных реакторов нового поколения показывает необходи-мость создания принципиально новых материалов. Поэтому в Программе необходимо предусмот-реть как работы по совершенствованию существующих материалов для решения текущих и бли-жайших задач, так и работы по созданию новых реакторных материалов, разрабатываемых с ис-пользованием современных технологий (порошковые и нанотехнологии, создание композитов, радиационно-пучковые и ионно-плазменные технологии и т.д.). При выполнении работ необхо-димо применять комплексный подход к планированию и выполнению экспериментальных проек-тов. Этот подход должен включать этапы физического и математического моделирования, расчет-но-теоретического анализа с согласованным выбором методик измерений и условий проведения экспериментов. Результаты экспериментов должны быть направлены на обоснование выбора ма-териалов и возможность верификации российских расчетных средств.

Для решения задачи по обеспечению количественного и качественного развития атомной

энергетики необходимо провести: - анализ состояния работ по повышению эффективности использования ядерного топлива; - разработку единой российской Программы по реакторному (радиационному) материало-

ведению на 2015-2030 гг.; - инвентаризацию имеющейся в России экспериментальной базы по радиационному мате-

риаловедению и обоснование повышения уровня оснащенности облучательной и после-реакторной экспериментальной базы;

- привлечение к работам по радиационному материаловедению способных молодых спе-циалистов путем создания для них достойных условий работы.

8

Для выполнения задач совершенствования топлива энергетических реакторов: Продолжить материаловедческие исследования ОТВС второго поколения реакторов

ВВЭР. Расширять практику опытной эксплуатации экспериментальных ТВС усовер-шенствованных конструкций с перспективными топливными и конструкционными материалами на действующих АЭС.

Создать комплекс оборудования для рефабрикации и инструментовки твэлов и увели-чить количество и качество реакторных экспериментов с этими твэлами, обеспечить постановку экспериментов в реакторах как постановку стандартных задач (стандарт-ных проблем) и использовать материалы этих экспериментов для верификации кодов, развивать внутрикамерную стендовую базу.

Считать основными задачами: По топливу для реакторов ВВЭР-1000/1200: - разработка и внедрение ТВС четвертого поколения с увеличенной загрузкой урана (топливный столб – 3680 мм, топливная таблетка – 7,8/0 мм); - удовлетворение требований Потребителей ядерного топлива в соответствии с кон-трактными обязательствами (разработка проекта внедрения ТВСА-12 на АЭС Украи-ны и Болгарии с целью перевода энергоблоков ВВЭР-1000 на эксплуатацию в пятиго-дичном топливном цикле, разработка комплекта обосновывающей документации для повышения мощности блоков АЭС «Тяньвань», АЭС «Темелин» и АЭС «Козлодуй»); - увеличение теплотехнической надежности ТВС в условиях повышения мощности АЭС до 110% от Nном за счет применения решеток-интенсификаторов; - выполнение второго этапа разработки проекта ТВС для АЭС-2006; - завершение исследования твэлов с максимальным выгоранием, характерным для то-пливного цикла 5х1. Получение необходимых данных по свойствам топливной ком-позиции, оболочек и по характеристикам твэлов с предельным выгоранием; - обеспечение выполнения требований НП-082-07 (п.2.2.2 в части доказательств со-хранения приемлемых характеристик ТВС в проектных авариях, а также определение условий, при которых в ЗПА вероятно разрушение твэлов и ТВС, а также выполнение требований п.2.5 и 2.2.7); - на основе анализа экспериментов, выполненных на стендах, в защитных камерах, исследовательских реакторах и расчетных исследований, разработать, согласовать и утвердить уточненные критерии разгерметизации твэлов для РУ ВВЭР 1-го поколения применительно к режимам LOCA, необходимые для продления эксплуатации таких реакторов; - выполнение НИОКР в обеспечение выполнения расширенных требований ТЗ по то-пливу для ВВЭР-ТОИ. По топливу для реакторов ВВЭР-440: - разработка и внедрение топлива второго поколения с таблетками без центрального отверстия; - расширение опытной эксплуатации на Кольской АЭС рабочих кассет РК-3 По топливным композициям: - создание новых топливных композиций, обеспечивающих реализацию 24-х месяч-ных топливных циклов в условиях повышения мощности энергоблоков (уран-эрбиевое топливо) и повышающих безопасность эксплуатации ядерного топлива в ус-ловиях глубоких выгораний (уран-бериллиевое топливо); По методическим аспектам лицензирования новых типов топлива: - разработка и лицензирование методик проектирования и обоснования безопасности активных зон, нацеленных на снижение консерватизма и улучшение конкурентных характеристик ядерного топлива.

9

Для обеспечения расчетно-экспериментального сопровождения работ по длительному хранению топлива легководных реакторов (РБМК-1000, ВВЭР-1000):

продолжить исследования облученного топлива ВВЭР-1000 в электрообогреваемых стендах, имитирующих различные режимы хранения на период до 50 лет;

ускорить исследования по обоснованию безопасных режимов обращения с негерме-тичными ОТВС РБМК-1000 и ВВЭР-1000 при длительном «сухом» хранении;

разработать критерии отбора ТВС РБМК-1000 для длительного «сухого» хранения и сформулировать принципы обращения с этим топливом.

Продолжить работы по совершенствованию существующих и созданию новых цирко-ниевых сплавов для изделий и ТВС реакторов нового поколения и по обеспечению конку-рентоспособности российского топлива на мировом рынке, для чего:

продолжить работы по дальнейшему совершенствованию циркониевых материалов с целью повышения надежности и безопасной эксплуатации ядерного топлива в усло-виях повышения выгорания, увеличения ресурса и повышения мощности;

продолжить проведение действующих экспериментов по изучению структурных и текстурных изменений при облучении и организовать новые эксперименты в иссле-довательских реакторах для обоснованного использования модифицированных цир-кониевых сплавов в новых проектах ЯЭУ (в том числе АЭС-2006, PWR и др.);

продолжить работы по развитию моделей и расчетных кодов коррозии циркониевых сплавов с учетом их состава (содержания легирующих элементов) в условиях под-кипания водного теплоносителя в реакторах АЭС-2006, ВВЭР-ТОИ и PWR (ТВС- КВАДРАТ).

Продолжить работы в части совершенствования топлива для реакторов на быстрых нейтро-нах: по эксплуатационному обоснованию работоспособности МОКС-топлива; по обоснованию применения смешанного нитридного и других видов плотного топлива; по изучению взаимодействия топлива и оболочки при глубоких (более 16% т.а.) вы-

гораниях; по изучению практических возможностей и условий утилизации минорных актинидов. Анализ требований и условий работы перспективных быстрых реакторов нового поколе-

ния показывает необходимость создания принципиально новых оболочечных материалов. По-этому в Программе по конструкционным материалам для реакторов на быстрых нейтронах не-обходимо, кроме совершенствования существующих материалов (на базе ЧС68, ЭК-164, ЭП450, ЭП823, ЧС-139 и др.) для решения текущих и ближайших задач, предусмотреть работы по ис-следованию новых материалов. Удовлетворить повышенным эксплуатационным требованиям могут, например, сплавы на основе ванадия, керамические оболочки типа SiC/SiC. При этом от-сутствие в имеющейся реакторной технике близких аналогов требует глубокой теоретической, экспериментальной и технологической проработки.

Продолжить эксперименты, направленные на обоснование работоспособности тепло-выделяющих элементов для головных активных зон ПЭБ.

Обратить внимание на необходимость ускорения работ по созданию новой элементной базы с повышенными ресурсными характеристиками для перспективных коммерческих АСММ и нового атомного ледокола. При разработке элементной базы стремиться к ее уни-фикации.

Создавать и внедрять новые и модифицированные циркониевые сплавы применительно к реакторам атомных ледоколов и АСММ.

Продолжить работы по созданию конкурентоспособного низкообогащенного топлива для исследовательских реакторов советских проектов, действующих за рубежом, и топлива с низким паразитным поглощением нейтронов для отечественных действующих и перспектив-ных высокопоточных реакторов (СМ, ПИК).

10

Продолжить работы по изучению радиационной стойкости сталей аустенитного класса (материалов ВКУ энергетических реакторов) для обоснования продления назначенного срока службы ВКУ действующих реакторов ВВЭР и обоснования срока службы ВКУ реакторов АЭС-2006, ВВЭР ТОИ. В частности, разработать и включить в РД ЭО 1.1.2.99.0883-2012 «Методика расчета прочности и остаточного ресурса внутрикорпусных устройств ВВЭР-1000 при продлении срока эксплуатации до 60 лет» раздел, регламентирующий периодич-ность и объем измерений геометрии выгородки и использование результатов для получения более адекватных оценок распухания при обосновании прочности ВКУ. Кроме измерений на эксплуатируемых блоках, необходимо проводить измерения выгородок новых реакторов пе-ред началом их эксплуатации.

Необходимо проведение и сопоставление результатов экспериментов по коррозионному растрескиванию материалов, облученных в БН и ВВЭР для чего использовать металл чехлов каналов нейтронных измерений (КНИ), облучаемых в ВВЭР и заменяемых при ППР и эле-менты или образцы, облученные в реакторах с натриевым теплоносителем.

Необходимо провести теоретико-экспериментальные работы по прогнозированию разви-тия трещины при радиационной ползучести в материале ВКУ, провести исследование влия-ния распухания на статическую и циклическую трещиностойкость, а также инициировать разработку нового материала для ВКУ реакторов ВВЭР нового поколения на базе сформули-рованных принципов легирования. Для решения такой задачи в разумные сроки требуется проведение ускоренного облучения образцов новых материалов на ускорителях. Целесооб-разно провести облучение новых материалов в реакторе БОР-60.

Разработать программу по внутриреакторным испытаниям и исследованиям длительной прочности и пластичности сталей, предусмотренных для изготовления элементов РУ БН-800 и БН-1200. Рассмотреть выбор новых материалов для обеспечения работоспособности ВКУ, в том числе для ВВЭР-1200 в рамках АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ (до 160 сна).

Провести послереакторные исследования отработавших 10 лет в ВВЭР-1000 ПС СУЗ с карбидом бора и титанатом диспрозия для обоснования их работоспособности и продления ресурса. Использовать в органах регулирования ядерных реакторов на тепловых нейтронах поглощающие материалы нового поколения, к которым относится, прежде всего, гафнат диспрозия (nDy2O3mHfO2). Необходимо для развития ядерных реакторов на быстрых ней-тронах создание в России производства поглощающих материалов на основе изотопа В10 со всеми собственными сырьевыми компонентами от процесса обогащения до изготовления крупногабаритных кольцевых сердечников с внешним диаметром до 80 мм и утилизации от-работавших изделий. Шире использовать технологии рефабрикации облученного карбида бора.

Продолжить работу по адаптации моделей поведения графитовых блоков при реальных ус-ловиях эксплуатации. Завершить работы по созданию новой константной базы по графиту и вы-пустить «Нормы расчета на прочность типовых узлов и деталей из графита». Это позволит на-дежно прогнозировать предельный срок службы графитовых кладок реакторов РБМК за счет снятия излишнего консерватизма.

Активно продвигать программы обновления экспериментальной аналитической базы ОАО «ГНЦ НИИАР», НИЦ «КИ», ФГУП «ГНЦ РФ–ФЭИ», ОАО «ИРМ», ОАО ВНИИНМ, ФГУП «ЦНИИ КМ «Прометей», ОАО «НПО «ЦНИИТМАШ», выполняющих основной объ-ем исследований в области радиационного материаловедения.

Оценивая современное состояние направления физического и математического моделиро-вания в реакторном материаловедении, необходимо заострить внимание на том, что в последние годы это направление интенсивно развивается в различных странах. Для решения этой пробле-мы представляется целесообразным подготовить программу работ по разработке, развитию и верификации комплекса моделей для описания механизмов радиационного повреждения реак-торных материалов. Разработку указанного комплекса моделей целесообразно проводить на ос-нове многомасштабного подхода с привлечением специалистов, как отраслевых институтов, так

представ'-]'{ется це.1есообразньп4 подготовить проща}4\,гу работ по разработке' развитито и вери-фикашт.пт ко\{п-1екса моделей д.]бт описани;{ механизмов радиационного г1овре)кдени'{ реакторньп(\1атер11а1ов. Разработку }казанного комплекса моделей целесообразно |1роводить на основе мно-го:тастшгабного подхода о привлечением специ'шистов, как ощаслевьп( инстицтов, т€к и вь1с111их

1неб;тъг< заведений (университетов), иметощих тпирокий опьтт работ в соответотву{ощих областяхзнан1п"1.

5. !{онференция приняла ре||1ение издать трудь| )( Российской конференции по реакторно-]}т материаловедениго на €)-диске (до01 .07.201з г.) и в печатноп{ виде (до конца 2013 г.).

б. €читать целесообразнь:м возобновление в оАо (гнц нииАР) работьл 1!1еясведом_ственного 1{оординационного научно-технического €овета по реакторному материало-веденик) и обратиться в |}( <Росатом> с предло}|(ением о его создании.

7. (онференция обращает внимание на необходимость- целевой финансовой поддержки [1( кРооатом> исследовательских реакторов' вкл}очая под-дер)кку экспериментш{ьньгх и расчетньгх работ по обосновани}о их безопасности в условияхэксплуатаци|4 за пределами проектного срока слу:кбьт;- подготовки программь| социа.]1ьной поддеря{ки молодь1х специа.]1истов и учень!х.8. (онференция рекоп{ендует проведение онередной )(| Российской конференции по ре-акторному материаловеденик) в апреле 201б года.9. (онференция отмечает' нто одной из ваэкней!ших задач наунной общественности от_

расли является развитие и сохранение научно-технических 3наний. Б этой связи необ-ходимо:- поддер}кивать исследования, направленнь1е на создание и обновление баз данньгх в области

радиационного (реакторного) материаловедения;- рас1пирять участие вузовской науки и прех{де всего нияу миФи и опорнь1х вузов отраслив Ё[[49(Р в области реакторного материа'1оведения;- оказь1вать поддержку организации 1пкол, семинаров, конференций по оовременнь|м про_блемам разработки и создания новь|х материалов и ядерного топлива.

Ретшение конференции одобрено на заклточительном пленарном заседании участников31.05.2013г.

€опредседатель Фрганизационного и |1рограммного -= .,комитетов конференции, профессор' д.т.н.

с*"*'::::#'*-'"э -

,,' -}чень:й секретарь, д.т.н.

Б..{. Рисованьлй

Б.€.Ёеустроев

11