Sur l'amélioration du combustible nucléaire

Le combustible nucléaire est un élément clé du système de production d'énergie nucléaire. Le même produit high-tech coûteux, dont les centaines d'ingénieurs ont travaillé à la création au cours des 50 dernières années. Cependant, des accidents graves, par exemple, dans les centrales nucléaires de Three Mile Island et de Fukushima-Daiichi, ont montré que dans des conditions extrêmes, le combustible nucléaire est susceptible de tomber en panne et que l'accident entraînera des conséquences importantes.

Reconnaissant que la conception actuelle des carburants est vulnérable aux accidents graves, le regain d'intérêt pour les projets de carburants alternatifs sera plus résistant à la défaillance et à la production d'hydrogène, en tant que principal facteur conduisant à cette défaillance. Ces nouvelles conceptions de combustible doivent être compatibles avec les systèmes de combustible et de réacteurs existants et respecter toutes les exigences réglementaires de l'énergie nucléaire moderne.

Un peu aux racines et à la situation actuelle

Environ 400 centrales nucléaires exploitées dans le monde, fournissant plus du 1/10 de la production d'électricité de la planète, consomment moins de combustible (en poids) pour toute l'année qu'une seule des plus grandes centrales au charbon en une journée.

Ces statistiques généralisées pour comprendre l'intensité énergétique du combustible nucléaire.

Le combustible nucléaire ou assemblage de combustible (FA) actuel pour la plupart des centrales nucléaires est un produit de construction de machines, qui est un tas de réservoirs cylindriques en zirconium (barres de combustible) remplis de pastilles d'uranium enrichi et de gaz sous pression. Ce faisceau est combiné dans une conception unique avec des grilles d'espacement de type "nid d'abeille" montées sur un tuyau central.


Contrôle d'entrée des assemblages combustibles de conception occidentale dans les centrales nucléaires

On pense que le zirconium comme enveloppe de l'élément combustible a été proposé pour la première fois par l'amiral Hyman Rickover en juin 1946, pour le programme de réacteur de transport de la marine américaine. Ce matériau a les propriétés souhaitées et a fait ses preuves depuis longtemps.

En tant que matériau des comprimés, l'oxyde de métal lourd est couramment utilisé. Il s'agit généralement de dioxyde d'uranium, beaucoup moins souvent - un mélange d'oxydes d'uranium et de plutonium. L'uranium avec une teneur en isotopes de 235U ne dépassant pas 5% est utilisé dans les réacteurs de puissance modernes, y compris la composition des isotopes naturels de l'uranium (~ 0,71%) ou légèrement enrichi.

Tout en maintenant ces caractéristiques communes au cours des dernières décennies, les caractéristiques structurelles "secondaires" des assemblages combustibles ont évolué progressivement. Cela a amélioré les propriétés de consommation du carburant, sa fiabilité et sa sécurité, offrant un avantage concurrentiel tangible avec les versions antérieures des assemblages de carburant.

En voici quelques uns:

1. Augmentation du niveau d'enrichissement: dans les années 1970, il dépassait à peine 3%, alors qu'aujourd'hui l'enrichissement maximal des réacteurs à eau légère approche les 5%. Parallèlement à une augmentation du niveau d'enrichissement, il se profile dans le cœur du réacteur - jusqu'aux différences entre les parties de la tablette dans le combustible prometteur.
2. Augmentation de la charge d'uranium en masse. Ce changement est survenu principalement en raison d'un changement dans la géométrie des éléments combustibles et des pièces structurelles de l'assemblage combustible. Par exemple, pour les réacteurs VVER, la longueur de la partie «combustible» de l'ensemble a augmenté - environ 15 cm. Pour les réacteurs de conception occidentale, le nombre de crayons combustibles dans un ensemble de forme carrée a changé au fil du temps: il était de 15 x 15, il est devenu 17 x 17.
3. Changements importants dans les alliages de zirconium. Un exemple frappant de la modernisation des matériaux de coque est l'introduction généralisée du niobium comme l'un des principaux éléments d'alliage. Contrairement aux alliages courants dans lesquels le niobium était absent ou contenu en petites quantités (Zircaloy 4, Zircaloy 2), les matériaux contenant environ 1% de niobium sont devenus dominants. Cela s'applique, par exemple, aux alliages de marque Westinghouse (Zirlo, Zirlo amélioré, AXIOM), Framatome / Areva (alliages M5, Q) et Rosatom (alliages E110, E635). De plus, dans un certain nombre d'alliages de zirconium, des composants tels que l'étain, le nickel et le chrome ont été réduits ou éliminés. Technologie améliorée pour minimiser la teneur en hafnium dans l'alliage de zirconium.
4. Amélioration complète de la conception des assemblages combustibles. Au cours du développement, certains éléments de conception des assemblages (logements et couvercles des assemblages combustibles) ont été exclus. Il y avait des solutions qui augmentent la résistance de l'assemblage combustible, sa résistance à la déformation, des solutions qui fournissent une intégrité supplémentaire des crayons combustibles (introduction de filtres anti-débris) et répondent aux nouvelles exigences réglementaires, par exemple, à la résistance aux tremblements de terre. La conception des assemblages combustibles a été rendue pliable, permettant ainsi le remplacement des éléments combustibles individuels et un fonctionnement continu.

Tous ne sont pas répertoriés ci-dessus, mais plutôt les changements les plus fondamentaux dans la conception du combustible qui se sont produits depuis la fabrication des premiers assemblages combustibles.

Pierre d'achoppement

Dès le premier paragraphe, on peut deviner que les assemblages combustibles actuels ont déjà réussi à atteindre les indicateurs limites d'efficacité et de sécurité pendant une longue période de développement, mais au moins deux facteurs obligent désormais les concepteurs à continuer d'améliorer le combustible nucléaire.

Compte tenu de l'énorme puissance de sortie spécifique de la zone active d'un réacteur à eau légère ~ 150 W / cm3, combinée à la possibilité d'introduire une réactivité positive ou une perte de refroidissement dans ce système complexe, les ingénieurs qui ont conçu les réacteurs dès le début ont compris l'importance de concevoir des systèmes de sûreté.

Afin de développer une stratégie d'atténuation des accidents, deux types d'événements ont été pris comme base pour la conception de systèmes de sécurité: les événements basés sur un accident d'insertion de réactivité positive (RIA ) et les événements basés sur la perte de liquide de refroidissement (LOCA) ). Les systèmes de sécurité de base ont été spécialement conçus pour répondre à ces événements de conception.

Mais l'expérience d'accidents tels que les centrales nucléaires de Three Mile Island et de Fukushima-Daiichi a prouvé qu'avec des défaillances multiples et des événements initiaux qui se chevauchent, les systèmes de sécurité actifs ne sont pas en mesure de faire face aux fonctions qui leur sont assignées, en particulier l'élimination de la chaleur résiduelle des assemblages combustibles situés dans le cœur .

L'équation de transfert de chaleur dans sa forme simple explique bien ce qui se passe dans un réacteur nucléaire lors du développement d'un accident avec perte de dissipateur de chaleur:



Le côté gauche de l'équation décrit le changement de température ( T ) au cours du temps ( t ); ce changement est également déterminé par la capacité thermique des matériaux dans le cœur ( pSr ). Le premier terme sur le côté droit dans le cas général représente, sous une forme simplifiée, les processus de transfert de chaleur (conduction, convection et rayonnement) pour éliminer la chaleur du cœur. Le deuxième terme est la quantité de chaleur générée dans le cœur ( Q ).

Pendant les événements susmentionnés, le mode de refroidissement de la zone active est violé, le premier terme du côté droit devient numériquement plus petit et la chaleur Q provoque progressivement une augmentation de la température. À partir du moment où le cœur du réacteur devient partiellement ou complètement exposé (le niveau de l'eau baisse, l'eau est remplacée par de la vapeur), l'efficacité de l'évacuation de la chaleur du cœur diminue fortement, la température des crayons de combustible continue d'augmenter, ce qui sert de début à la dégradation chimique et physique des crayons de combustible. La dégradation physique du revêtement des crayons combustibles commence à des températures (700-1000 ° C) et provoque des ballonnements et la rupture des coquilles.

La dégradation chimique s'exprime principalement par l'oxydation à la vapeur du zirconium. Le facteur clé est l'exothermie de cette réaction. Et bien sûr, le produit de cette réaction est l'hydrogène explosif. Par exemple, ~ 125 kg de zirconium dans chaque assemblage combustible d'un réacteur sous pression produit environ 820 MJ de chaleur et plus de 2700 moles d'hydrogène gazeux en réaction avec de la vapeur.

Selon la conception du réacteur à eau légère, environ 25 à 40 tonnes de zirconium sont présentes dans le cœur, avec une oxydation complète dont une énorme quantité de chaleur sera générée, en plus de la libération d'énergie résiduelle (au mieux) du combustible lui-même.


La valeur de la puissance thermique du système en fonction du temps d'arrêt du réacteur, en tenant compte de la réaction exothermique d'oxydation du zirconium

L'hydrogène généré, à son tour, ne s'accumulera pas pacifiquement et sans un bon fonctionnement des systèmes pour son élimination, il entraînera une explosion ou un incendie à grande échelle, tandis que le cœur peut faire fondre la cuve et absorber le béton du compartiment du réacteur.

Concept de carburant résistant aux accidents

Le scénario apocalyptique décrit ci-dessus reprend essentiellement les événements de la centrale nucléaire de Fukushima en 2011. Cet événement a conduit à la révision d'un certain nombre de normes de sûreté nucléaire, notamment celles liées aux accidents graves de conception et hors dimensionnement (avec panne totale de l'installation du réacteur et perte de liquide de refroidissement). En particulier, grâce à cet accident, la concurrence des centrales nucléaires avec d'autres sources d'énergie s'est intensifiée dans de nombreuses régions du monde, ce qui augmente considérablement les exigences économiques des centrales nucléaires et de leur sûreté (avec des performances économiques égales ou parfois réduites des projets, les investisseurs peuvent préférer des sources d'énergie non nucléaires).

Ce facteur augmente considérablement les besoins pour tous les éléments de la production d'électricité dans les centrales nucléaires, en particulier le combustible nucléaire. Au cours de la décennie en cours, les travaux ont été intensifiés pour créer un carburant fondamentalement nouveau qui peut résister à des accidents graves tout en maintenant ou en améliorant les performances économiques et la sécurité pendant le fonctionnement normal. De nombreux développements de ce type ont été collectivement appelés carburant tolérant aux accidents (ATF) - un carburant avec une résistance accrue aux accidents.

La philosophie des changements dans la conception des assemblages combustibles est basée sur le remplacement des matériaux des principaux composants du combustible nucléaire, principalement des réservoirs d'éléments combustibles et des pastilles de combustible, par des matériaux qui seront plus résistants aux processus se produisant au moment de l'accident.

Coque TVEL

L'approche principale dans le choix des éléments combustibles pour les éléments combustibles d'un crayon de combustible pour le carburant ATF est la nécessité d'éliminer ou de réduire le degré de réaction vapeur-zirconium et, par conséquent, la libération de chaleur supplémentaire et d'hydrogène. Une solution rapide et évidente consiste à appliquer un revêtement protecteur sur la surface de la coque en zirconium. Les couches minces sur la coque en zirconium devraient avoir un effet minimal sur les caractéristiques physiques thermiques et neutroniques du combustible. Les scientifiques ont découvert que le chrome, l'aluminium et le silicium ont une bonne résistance à l'oxydation de la vapeur à haute température. Ces impuretés présentent une stabilité en milieu vapeur à haute température, malgré le fait qu'elles peuvent quelque peu réagir avec la vapeur.


Taux d'oxydation parabolique pour différents matériaux par paires en fonction de la température

Comme le montre le graphique, le taux d'oxydation de ces matériaux, qui se forment et sont donc protégés par leurs films d'oxyde, est de deux ordres de grandeur inférieur au taux d'oxydation du zirconium. Une diminution de la vitesse d'oxydation de la vapeur affecte directement la vitesse de dégagement de chaleur et d'hydrogène lors de graves LOCA dans le cœur du réacteur.

Le revêtement des coques TVEL avec du chrome métallique est désormais considéré comme la technologie la plus prometteuse pour un développement ultérieur. Les revêtements TVEL sans utilisation de zirconium sont également considérés comme prometteurs, par exemple les matériaux FeCrAl et SiC / SiC.


Test de la coque en silicium du combustible EnCore (Westinghouse) à des températures supérieures à 1300ºC

Piles à combustible

La deuxième direction la plus importante dans le développement du combustible ATF est la sélection et la justification du matériau de la matrice du combustible, qui aura une meilleure conductivité thermique par rapport à la céramique classique. Ceci, à son tour, nécessite de résoudre un certain nombre de problèmes émergents: prévention des réactions chimiques de la coque et du carburant, gonflement et dommages à la coque par le carburant, localisation des produits de fission, etc.

L'Institut sud-coréen de l'énergie atomique (KAERI) travaille à la création de comprimés de microéléments (microcellule) pour augmenter la capacité de rétention des produits de fission et une meilleure conductivité thermique par rapport aux comprimés de dioxyde d'uranium conventionnels.


Concept de pilule de carburant microélément

La figure montre une illustration conceptuelle où l'on peut voir que les grains ou granules d'UO2 sont entourés d'une paroi mince. La tâche principale de la création de tels comprimés est de réduire la production de produits de fission des comprimés. La capacité améliorée de retenir les produits de fission réduit la fissuration par corrosion sous contrainte à l'intérieur d'une barre de combustible causée par l'iode et le césium.

Il est prévu que cela puisse affecter positivement la résistance des crayons combustibles. De plus, la structure des microéléments empêchera la fragmentation massive du comprimé lors d'un accident, offrant ainsi une rétention supplémentaire des produits de fission radioactifs.

La conductivité thermique de ces comprimés peut être améliorée en ajoutant des matériaux à coefficient de conductivité thermique élevé, par exemple en utilisant des métaux sous la forme d'une paroi d'un élément.


Structure typique des éléments traces avec du métal

Ce changement réduira la température au centre de la tablette dans des conditions normales et d'urgence de fonctionnement des éléments combustibles.

Pour comprendre comment les innovations ci-dessus sont mises en œuvre dans la pratique, je vais donner l'exemple suivant. Westinghouse crée un combustible tolérant sous la marque EnCore, qui est un comprimé de siliciure d'uranium U3Si2, initialement enfermé (dans la première étape de ce programme) dans une coque en alliage de zirconium chromé Zirlo.

Il est prévu que le combustible à base de siliciure d'uranium dépassera le dioxyde traditionnel de plus de 5 fois en conductivité thermique et de ~ 1/5 en densité, et l'absorption des neutrons par la coque en carbure de silicium devrait être ~ 1/4 de moins que dans les alliages de zirconium.

En raison des deux derniers paramètres, la société a l'intention de maintenir l'enrichissement d'EnCore à moins de 5%, ce qui facilitera sa promotion sur le marché. En 2018, Westinghouse prévoit de lancer la production pilote de crayons de combustible dans une coque en zirconium chromé, en 2019 - pour commencer à les tester dans le cadre d'assemblages de combustible standard à Byron NPP aux États-Unis.

Résumé

Les changements décrits ci-dessus font partie des projets réels actuellement mis en œuvre. À l'avenir, nous assisterons peut-être à l'introduction de solutions plus exotiques .

Jusqu'à présent, il convient de noter que l'apparition sur le marché de projets de combustible nucléaire économiquement viables et nouveaux, du point de vue de la sécurité, contribuera à renforcer la position de l'énergie nucléaire dans le monde.

Auteur: Yatsenko Mikhail.

Sources:

1. Kurt A. Terrani "Développement d'un revêtement de carburant tolérant aux accidents: promesse, statut et
   défis ";
2. IAEA-TECDOC-1797 "Concepts de carburant tolérants aux accidents
   pour les réacteurs à eau légère ";
3. Documents de la revue "Atomic Expert" n ° 3, mai 2018.