Water Reactor Fuel Performance Meeting, October 2-6, 2005 – Kyoto, Japan

Úvod

Tato specializovaná konference se koná jedenkrát ročně vždy buď v Evropě, Asii či v Severní Americe. Pořádá ji společně americká, japonská, jihokorejská, evropská a čínská nukleární společnost. V Evropě je známa spíše pod jménem TopFuel. Pořadatelem pro rok 2005 byla Atomic Energy Society of Japan. Při volbě místa konání pořadatelé nezaváhali a zvolili moderní multifunkční středisko TERRSA v Kjótu. V tomto, historicky druhém hlavním městě Japonska, je soustředěno na 80% všech dochovaných stavebních památek celé země. O městě samém bude pojednávat samostatná webová prezentace. Stránka kterou zrovna čtete, pojednává o odborné náplni konference.

Konstrukce, testování a provoz palivových systémů lehkovodních reaktorů je poměrně rozsáhlý interdisciplinární obor, který sahá, obrazně řečeno, od fyziky pevných látek, přes chemii, metalurgii, jadernou fyziku, transport tepla a hmoty až po aplikovanou mechaniku a strojírenskou technologii. Tomu také odpovídal záběr konference a počet příspěvků, které jistě nebylo snadné uspořádat.

Použité zkratky a pojmy

AZ – aktivní zóna
BWR – Boiling Water Reactor (lehkovodní varný reaktor)
DBA – Design Basis Accident (maximální projektová havárie)
Debris fretting – poškození povlaku kmitáním cizích částic v proudu chladiva
CEA – Commisariat de la Energie Atomique
CFD – Computational Fluid Dynamics
ECCS – Emergency Core Cooling Systém (systémy havarijního chlazení AZ)
EC JRC – European Commission Joint Research Centre
EdF – Electricité de France
EPRI – Electric Power Research Institute USA
FBR – Fast Breeder Reactor (rychlý množivý reaktor)
FGR – Fission Gas Release (uvolnění štěpných plynů)
G2R – Grid-to-Rod Fretting (opotřebení třením povlaku o distanční mřížku)
HM – Heavy Metal (izotopy těžkých kovů U a Pu)
HBS – High Burn-up Structure (specifická mikrostruktura velmi vyhořelého paliva)
IRI – Incomplete Rod Insertion (neúplné zasunutí klastrů)
IRSN – Instiute se Recherche de Surete Nucleaire
ITU – Institute for Transuranium Elements Karlsruhe
JAERI – Japanese Atomic Energy Research Institute
JB – jaderná bezpečnost
JE – jaderná elektrárna
KAERI – Korean Atomic Energy Research Institute
LOCA – Loss of Coolant Accident (havárie se ztrátou chladiva)
LWR – Light Water Reactor (lehkovodní reaktor)
MIMAS MOX – Micronized Master Blend MOX
MOX – Mixed-Oxide Fuel (smíšené oxidické palivo U/PuO2)
PCMI – Pellet-Cladding Mechaical Interaction (mechanické působení tablety na povlak)
PIE – Post-irradiation Examination (poradiační zkoumání paliva)
PHWR – Pressurized Heavy Water Reactor (tlakovodní reaktor s těžkou vodou)
PWR – Pressurized Water Reactor (tlakovodní reaktor)
RIA – Reactivity-Initiated Accident (havárie způsobená vnosem reaktivity)
SBR MOX – Short Binderless Route MOX
SCC – Stress-Corrosion Cracking (korozní praskání pod napětím)
SCPWR – Super Critical PWR
WEC – Westinghouse Electric Company

Zahajovací plenární sekce

V této sekci vystoupili vysocí představitelé pořádajících nukleárních společností s obecněji zaměřenými referáty, týkajícími se strategických výhledů jaderné energetiky v jednotlivých regionech.

Katsuichiro Kamimura (Japan Nuclear Energy Safety Organisation) představil výzkumné a experimentální aktivity JNES v oblasti jaderného paliva. JNES funguje jako podpůrná organizace pro japonskou Nuclear and Industrial Safety Agency. JNES má asi 400 zaměstnanců a hospodaří s ročním rozpočtem cca 300 milionů USD. Provádí inspekce jaderných zařízení, bezpečnostní analýzy a hodnocení, výzkum a testování v oblasti jaderné bezpečnosti. Je zajímavé, že výzkumný program JNES plánuje výbor expertů japonské nukleární společnosti. JNES se zabývá i tvorbou, inovací a implementací bezpečnostních standardů na jaderných zařízeních. Mezi hlavní směry výzkumu v oblasti jaderného paliva patří efekty vysokého vyhoření, chování paliva MOX a příprava plné MOX zóny na nové JE Ohma. Dále problematika spojená se zaváděním suchých meziskladů použitého jaderného paliva a vývoj technik pro provádění PIE. Japonské JE momentálně pracují s limitem vyhoření (vztaženo na kazetu) 55 MWd/kgHM v základním zatížení a 12-13 měsíčním palivovém cyklu. K aktuálním problémů patří vnější koroze povlaku a hydridace, vedoucí u BWR až ke vzniku dlouhých axiálních trhlin.

Stejně tak Rosa Yang (Electric Power Research Institute, USA) presentovala výzkumné a vývojové aktivity EPRI, zaměřené na zvýšení spolehlivosti paliva. Paní Yang zdůraznila, že současné LWR působí ve stále náročnějším konkurenčním prostředí, které vede k neustálému tlaku na zvyšování vyhoření, prodlužování palivového cyklu a zvyšování výkonu. Mezi hlavní problémy US elektráren patří, navzdory mezinárodní spolupráci provozovatelů a dodavatelů paliva, vnější koroze, tvorba úsad a grid-rod fretting. Již 12 US PWR absolvovalo ultrazvukové čištění paliva (EdF – HERMES), probíhá vývoj v oblasti chemie primárního chladiva (dávkování Zinku a vzácných kovů, udržování trvale zvýšeného pH). Obecně roste zájem o vývoj pokročilých palivových systémů pro budoucí APWR, které by umožnily provoz v ještě náročnějších podmínkách.

Carlo Vitanza (OECD-Nuclear Energy Agency) přiblížil aktivity a programy NEA v oblasti vysokého vyhoření. Mezi ně patří společný experimentální projekt NEA, zaměřený na novou formulaci bezpečnostních kritérií pro LOCA a RIA. Jedním z takových kritérií je i stanovení maximální dovolené entalpie paliva pro RIA v závislosti na vyhoření.

Chang-Kook Yang (Korea Nuclear Fuel Co.) seznámil účastníky jihokorejským programem v oblasti jaderného paliva. Dnes je v Jižní Koreji v provozu 16 PWR (8 typu Westinghouse a 8 optimalizovaných OPR-1000) plus 4 PHWR, dalších 8 APR-1400 má být postaveno do roku 2015. Jaderná energetika zaujímá 28% podíl na trhu s elektřinou. KNFC je od roku 1989 konstruktérem, výrobcem a dodavatelem paliva pro všechny jihokorejské JE včetně obohacení. Ročně vyrábí zhruba 400 tU pro PWR a 400 tU pro PHWR. Jihokorejskou specialitou je přepracování částečně vyhořelého paliva PWR na palivo pro PHWR za účelem zvýšeného využití štěpných izotopů. Jižní Korea se podílí i na vývoji paliva pro IV generaci jaderných elektráren.

Zhongmao Gu (China Institute of Atomic Energy) představil ambiciózní program budoucího rozvoje jaderné energetiky a palivového cyklu v Číně, nazvaný Vize 2050. Jeho hlavními rysy jsou aplikace JE 3. generace a dosažení uzavřeného palivového cyklu pomocí FBR. Momentálně má Čína 6 GWe instalovaného výkonu (1.7%) a do roku 2020 plánuje dosáhnout 40 GWe (4%). Pro srovnání vodní elektrárny představují asi 100 GWe s výhledem růstu až na 400 GWe v roce 2020. Ovšem plán rozvoje JE do roku 2050 počítá s neuvěřitelnými 120/190/250 GWe instalovaného výkonu (minimální, střední a maximální scénář). Čína je zemí s omezenými zásobami fosilních paliv, především ropy. Zároveň je také zemí, kde leží 16 ze 20 největších měst světa a světovou dvojkou v produkci znečištění. Environmentální ztráty představují odhadem 3-7 % HDP ročně. V oblasti palivového cyklu dnes Čína vlastní 2 obohacovací závody s kapacitou 500 tU/ rok, pilotní závod na přepracování paliva s kapacitou 50 tHM/rok a technologií na výrobu palivových souborů z Ruska a Francie. V plánu je zvládnutí technologie přepracování nejprve na MOX a později i na palivo FBR.

Odborné sekce

Další jednání bylo rozděleno do šesti základních sekcí. V nich se programový výbor snažil postihnout nejaktuálnější tématické okruhy, týkající se palivových systémů LWR. Vzhledem k množství příspěvků se většina z nich objevila ve formě posteru.

1,2 Pokrok a inovace v konstrukci a výrobě jaderného paliva

1-1 Technologie palivových tablet
Ve společném referátu WEC Sweden, Studsvik a JE Oskarshamns se popisuje vývoj palivových tablet, dopovaných oxidy chromu a hliníku, jejichž pomocí se řídí velikost zrna a mechanické vlastnosti tablet tak, aby se omezilo PCMI a FGR.
Korejští autoři z KAERI technologii přepracování použitého paliva PWR na palivo PHWR, zvláště s ohledem na vliv vyhoření na sintrování nových tablet.
Japonský referát JNFL, JNCD a NFI popisuje poloprovozní zkoušky výroby MOX paliva technologií MIMAS pro budoucí japonský závod na přepracování paliva.

1-2 Technologie povlakových slitin
Autoři z KAERI prezentovali výsledek srovnávacích testů oxidačních a mechanických vlastností nově vyvinuté slitiny HANA a klasického Zry-4 v provozních i havarijních podmínkách.
Japonský kolektiv autorů ze Sumitomo Metal Industries, Kobe Special Tube a TEPCO přispěl referátem o vlivu metalografických faktorů (forma sekundární fáze) na absorpci vodíku u různých druhů zlitiny Zry-2.
Autoři z ruských ústavů VNIINM a RIIAR Dimitrovgrad presentovali vývoj povlakových trubek ze slitiny Zr1Nb s vnitřním linerem z čistého Zr s cílem zvýšit odolnost proti SCC a vnitřní oxidaci v páře.

1-3 Pokročilé konstrukce palivových souborů (poster)
Poster autorů Mitsubishi Heavy Industries popisoval vývojový program skeletů paliva PWR a nových distančních mřížek s cílem odstranit IRI, nadměrné prohýbání kazet a debris fretting.
Presentace WEC USA popisovala měřící techniky a výpočtové prostředky (CFD) pro měření lokálních koeficientů přestupu tepla při jednofázovém proudění v okolí distančních mřížek s mixážními křidélky.
Korejští autoři z KNFC představili experimentální a výpočtové prostředky pro testování a vývoj nových palivových systémů PWR s ohledem na jejich mechanické a vibrační vlastnosti a odolnost vůči G2R fretting.

1-4 Pokročilé návrhy aktivní zóny (poster)
Společný poster japonských autorů společnosti Hokuriku a GNF představil nový koncept SUMIT pro optimalizaci návrhu AZ pro BWR s vysokým vyhořením a prodlouženou délkou cyklu. Předpokládaný přínos jeho použití znamená redukci počtu zavážených kazet během 4 cyklů o 28% a vstupních palivových nákladů o 21%.
Presentace Japonských firem NEL, NFI a KEPCO popisuje studii o neutronově-fyzikálních vlastnostech paliva pro velmi vysoké vyhoření s vyhořívajícím absorbátorem na bázi Er2O3. Nizozemští autoři z NRG představili osvědčený systém pro optimalizaci překládek ROSA, založený na extrémně rychlém 3D modelu AZ. Tato aplikace umožňuje multiparametrickou ekonomickou optimalizaci palivového cyklu PWR a má za sebou více než 10 let úspěšného používání.

1-5 Pokročilé technologie palivových tablet (poster)
Společný švédský kolektiv autorů z WEC, Studsviku a JE Oskarshamns presentoval výsledky výpočtového a experimentálního modelování transientního chování nově vyvinutých dopovaných tablet z důrazem na FGR a PCMI.
Japonští autoři z NFI prezentovali výsledky experimentálně-výpočtového zkoumání vlivu počáteční porozity na vývoj mikrostruktury tablet během jejich sintrování při výrobě
Poster z NCCP Novosibirsk představil výsledky procesu optimalizace mikrostruktury tablet z hlediska jejich plasticity a tvorby zvětšených zrn pro potlačení FGR.

1-6 Pokročilé povlakové slitiny (poster)
Autoři z Kjótské university, JNCDI a Kobelco presentovali současný stav vývoje povlakových slitin pro pokročilé LWR, SCPWR a FBR. Hlavní důraz byl položen na výzkum feritických/martenzitických ocelí zpevněných oxidickou disperzí s přídavkem chromu pro povlaky paliva FBR.

Trojice autorů z KAERI představila výsledky testů chování nové slitiny HANA v podmínkách LOCA a výsledky neaktivních korozních testů. Rodina slitin HANA je založena na Zr s přídavkem Nb, Cu a Fe.

3 Provozní zkušenosti s chováním paliva

3-1 Všeobecné chování paliva
Zkušenosti EdF s MOX a UOX – dnes jsou ve Francii úspěšně aplikovány smíšené zóny s palivem MOX u 20 reaktorů 900 MWe již po 18 let s limitem vyhoření 37GWd/t s cílem zvýšit vyhoření na 52 GWd/t. Palivo UOX je u poloviny bloků 1300 MWe používáno ve třech 18-ti měsíčních kampaních s výskytem frettingu na úrovni dolních distančních mřížek. To si vynutilo rekonstrukci skeletů a umožnilo budoucí zvýšení vyhoření na 62 GWd/t.
V rámci přípravy aplikace paliva MOX v Japonsku byl proveden ozařovací experiment paliva MOX japonské specifikace v Haldenském BWR s cílem získat základní termomechanická data až do vyhoření 66 GWd/t.
PIIP různých typů paliva VVER-440 a VVER-1000 v horkých laboratořích RIIAR Dimitrovgrad se soustředilo na průkaz jejich uspokojivého chování v normálních provozních stavech a zjištění příčin poškození kazet a dehermetizace palivových proutků.
Společná práce Gramatome ANP, Exelon, Studsvik a EPRI se soustředila na zjištění příčin netypických poškození paliva ATRIUM-9B mechanismem PCI na JE La Salle. Proběhla nedestruktivní i destruktivní PIIP, která určila PCI jako primární mechanismus poškození se současným výskytem poškozeného povrchu tabletek, které zvýšilo koncentraci napětí ve stejné axiální úrovni, kde se odehrávaly pohyby řídících orgánů.
Příspěvek EdF Septen se zabýval chováním mechanické vazby distančních mřížek a palivových proutků za provozu a jeho vlivu na tuhost kazet. Zvýšené nároky na vyhoření vedou k jejich zvýšené deformaci a tudíž IRI a G2R frettingu, což představuje provozní i bezpečnostní problém.

3-2 Chování pokročilých materiálů paliva
V Haldenském experimentu IFA-610 probíhá test maximálního přípustného vnitřního přetlaku ve vyhořelých proutcích MOX i UO2 v normálních stacionárních i přechodových stavech s cílem stanovit mez, která zabrání vzniku Lift-off efektu.
Společný japonsko-španělský výzkum chování palivových tablet při vysokém vyhoření do 75 MWd/kgU se soustředil na objemové změny a FGR, stejně jako sběr základních dat.
Studsvik a WEC Sweden se věnovaly výzkumu vzniku trhlin Zr lineru na vnitřním povrchu pokrytí paliva BWR při vysokém výkonu a přechodových procesech. Za příčinu je považováno radiační zpevnění a zkřehnutí materiálu, vedoucí ke vzniku zárodečných trhlin, které se dále šíří mechanismem SCC.
Japonský příspěvek firem GNF a TEPCO se věnoval vlivu chemického režimu s přímým dávkováním vodíku na chování Zry-2 a konstrukčních materiálů BWR, který v principu neved k vyšší absorpci vodíku v materiálu ve srovnání se standardním chemickým režimem.
Chování slitiny M5 při vysokém vyhoření 71 a 78 GWd/tU během čtyř 24 a 18 měsíčních cyklech bylo námětem referátu FRAMATOME. Slitina prokázala dostatečnou odolnost a stabilitu a obdržela licenci v několika státech. Probíhající licencování slitiny M5 v Japonsku je podporováno i testy chování při podmínkách LOCA a RIA.
Společný japonsko-španělský program PIE proutků s vyhořením 67-75 GWd/t s ohledem na jejich integritu a chování povlaku ze slitin MDA a ZIRLO prokázal integritu i po velmi náročném pětiletém cyklu.
Chování pokročilého paliva PWR při vysokém vyhoření do 90GWd/t bylo námětem programu NFI a KEPCO, který zkoumal chování nové slitiny NDA a palivových tablet s velkými zrny, dopovaných Al a Si. Získaná data o FGR, PCI, korozi a rozměrové stabilitě byla použita k validaci nového termo-mechanického kódu FPAC.

3-3 Všeobecné chování paliva (poster)
Tato sekce obsahovala celkem 13 posterů, které se týkaly převážně výsledků PIE paliva z Japonských JE, WEC a EdF, VVER-1000 z Ruska, ale i paliva VVER-440 z Finska a Maďarska. Práce byly zaměřeny na hledání příčin poškození vesměs mechanismem G2R fretting.

3-4 Chování pokročilých palivových materiálů (poster)
Obsahem této sub sekce byly 3 postery z Koreje a Japonska, popisující vlastnosti ozářených tablet paliva DUPIC a UO2 spolu s výsledky mechanických testů ozářené slitiny Zry-2.

4 Palivový cyklus, transport a ukládání vyhořelého paliva

4-1 Vyhořelé palivo a jeho přeprava
Tři postery této sekce pocházely z Japonska, Tchajwanu a USA. Týkaly se především problematiky suchých meziskladů použitého paliva a mechanických vlastností ozářených povlakových slitin s důrazem na chování hydridových precipitátů. Suché mezisklady s kontejnery typu CASTOR jsou momentálně nejpoužívanější volbou a mechanické vlastnosti povlaku limitují délku chlazení v bazénech, způsob manipulace a možnou délku skladování.

4-2 Vyhořelé palivo a jeho přeprava (poster)
Dva příspěvky z Francie se zabývaly analýzami podkritičnosti ve výrobním závodě ANP a při při transportu UO2. Poster z Tchajwanu popisoval napěťově-deformační analýzu pádu kazety BWR na mříž bazénu skladování.

5 Chování paliva v přechodových stavech a bezpečnostní otázky

5-1 Chování paliva v podmínkách RIA
Tento neustále živý obor byl zastoupen 6 příspěvky z USA (MIT), Francie (EdF, IRSN) a Japonska. Referáty se zabývaly jednak počítačovým modelování chování tablet a povlaky v podmínkách RIA, experimenty v japonském pulzním reaktoru NSRR a jejich simulaci pomocí výpočetních kódů.

5-2 Přístupy regulačních orgánů k DBA, Chování paliva při LOCA
Čtyři referáty v této oblasti se zabývaly především otevřenou otázkou nového stanovení realističtějších kritérií pro chování paliva při DBA LB LOCA (OECD NEA), křehnutí a dezintegraci povlaku a relokaci paliva v havarijních podmínkách. Je na místě zdůraznit, že tradiční kritéria 1200°C a 17% ECR se ukázala být naprosto nedostatečná k zajištění základního cíle návrhu paliva a ECCS – zajistit manipulovatelnost paliva po havárii. Z tohoto důvodu probíhá již několik let celosvětová diskuse na téma formulace kritérií nových.

5-3 Chování paliva v podmínkách RIA (poster)
Toto téma bylo pokryto čtyřmi postery ze Švýcarska (PSI), Francie (EdF, IRSN) a Španělska (IBERDROLA) vesměs na téma modelování experimentů RIA a postulovaných havárií tohoto typu. Dále se zabývaly representativností experimentů na smyčce CABRI a výzkumem mechanismu roztržení povlaku při RIA.

5-4 Chování paliva při LOCA (poster)
Zde byly prezentovány 4 postery z Japonska, USA a Koreje na téma strukturální integrity kazet při LOCA se zřetelem na bezpečné odstavení a uchladitelnost, dále vysokoteplotní oxidační chování povlaku s vlivem předoxidace a legování Niobem.

5-5 Chování paliva při DBA a těžkých haváriích (poster)
Tato sekce sdružovala 5 posterů na téma dehermetizace proutků při DBA (Rusko) a Francie (CEA), další postery se zabývaly zlepšováním bezpečnostní parametrů paliva a reaktoru (IAEA), analýzou seismické odolnosti standardních korejských bloků PWR a experimentálním výzkumem úniku radioizotopů při těžkých haváriích (JAERI).

6 Základní vědecké aspekty chování paliva

6-1 Chování povlakových slitin a ozařovací experimenty
Čtyři referáty této sekce se zabývaly mechanickými vlastnostmi vysoce ozářených povlakových slitin a mechanismy jejich porušení. Například zpožděným praskáním za přítomnosti hydridů (KAERI), radiačně podmíněnými fázovými změnami mikrostruktury slitin E110 (Zr1Nb) a E635 (NIRLO) nebo prstýnkovými testy tažnosti (JAERI).

6-2 Chování materiálů paliva a mechanistické modelování
Tato sekce obsahovala celkem 6 referátů, které se zabývaly převážně vznikem, chováním a uvolňováním štěpných plynů z vnitřní struktury palivových tablet (KAERI, GNF, CEA), teplotní difusivitou vysoce vyhořelého paliva (ITU, ANP), změnami mechanických vlastností paliva s vyhořením (ITU, EdF), a modelováním High Burn-up Structure v design kódu START-3, který je používán například pro ruské palivo EDU (VNIINM).

6-3 Chování povlakových slitin (poster)
Náplní této sekce byly především rozmanité aspekty chování povlakových slitin. Dva postery KAERI byly věnovány aktuálnímu problému G2R frettingu, jeho modelování, analýze a vlivu tvaru distančních mřížek. Postery z Japonska přiblížily práce v oblasti korozního chování Zry-2, vlivu legování TiO2 , napěťově řízenou reorientací hydridových precipitátů a průchodem trhlin z vnější strany povlaku. Poslední dva postery popisovaly změny smáčivosti povrchu ozářeného Zry a jeho mechanickou pevnost a tažnost (University Kyushu, KAERI).

6-4 Měřící techniky pro povlak (poster)
Většina příspěvků se týkala experimentálních technik pro měřené vlastností ozářených povlakových slitin, například chování hydridových precipitátů v teplotním a napěťovém poli, měření koncentrace vodíku a určení difusního koeficientu pro Tricium ve slitinách Zr. Jedinou výjimkou byl poster TUV NORD Hannover o systému pro celozónovou LOCA analýzu, založeném na výpočetním kódu TRANSURANUS.

6-5 Vývoj modelů/programů pro tablety (poster)
V této části byly přihlášeny 4 postery, z nichž dva byly věnovány chování HBS, zvláště podmínkám jejího vzniku, a vlivu napěťového pole na rozložení bublin štěpných plynů v této vrstvě. Třetí poster IAEA popisoval mezinárodní projekt FUMEX-II, zaměřený na validaci termomechanických kódu pomocí dostupných experimentálních dat z vnitroreaktorových měření. Konečně čtvrtý, poslední poster ÚJV Řež popisoval současný stav 3D asymetrického modelu palivového proutku, založeného na komerčním FEM systému COSMOS.

Přidružená konference NXO

Po ukončení WRFPM proběhl workshop, pořádaný Tokijskou universitou, věnovaný mezinárodnímu projektu v oblasti radiačních efektů v keramických palivech LWR. Největším magnetem tohoto workshopu bylo vystoupení profesora Donalda Olandera z Kalifornské university v Berkeley, který seznámil přítomné se stavem příprav nového vydání fundamentální publikace Light-Water Reactor Materials. Tato kniha je svým významem i rozsahem skutečnou biblí oboru a její obnovení vydání v roce 2010 je netrpělivě očekáváno. Autoři dalších referátů pocházeli vesměs z EC JRC ITU Karlsruhe, EdF a japonských organizací. Cílem NXO (New Cross-over Project) je studium mechanismů poškozování krystalických struktur materiálů reaktoru neutrony při vysokém vyhoření. Jedním z nosných témat workshopu byl způsob a podmínky vzniku RIM efektu (vytvoření High Burn-up Structure - HBS) v tabletách, kdy při určité akumulaci radiačního poškození zrn mřížky dojde k jejich rozpadu na zhruba tisíckrát menší subzrna. HBS má výrazně odlišné vlastnosti než původní krystalická struktura paliva. Její vznik závisí nejen na lokálním vyhoření, které je díky samostínění tepelných neutronů nejvyšší právě na okraji tablet, ale také na lokální teplotě a napětí, které ovlivňují rychlost rekombinace mřížkových poruch a energetickou stabilitu mřížky. Za jistých podmínek tak může HBS vzniknout místo na okraji uvnitř tablety, případně nevznikne vůbec. Technickou zajímavostí byla on-line internetová videokonference přes půl zeměkoule s experimentátory v laboratořích ITU Karlsruhe.

Závěr a poděkování

Shrnutím tohoto stručného průřezu aktivitami některých nejdůležitějších světových hráčů na poli jaderného paliva zjistíme, že vývoj v této oblasti není zdaleka u konce. Hlavními směry jsou vývoj nových povlakových a konstrukčních slitin s lepšími mechanickými vlastnostmi a korozní odolností a optimalizace mikrostruktury palivových tablet s cílem omezit FGR a zlepšit plasticitu. Jsou aplikovány nové technologie na přepracování vyhořelého paliva pro účely pokročilých cyklů.. Velká pozornost je věnována i základnímu výzkumu, chování paliva při projektových haváriích, neutronově-fyzikálnímu a termo-hydraulickému návrhu překládek. Na druhé straně přetrvávají některé problémy, považované v minulosti za vyřešené a objevují se nové, vyvolané zvyšováním nároků na palivo (vyhoření, délka cyklu). Všichni zodpovědní provozovatelé JE, výzkumné organizace a státní úřady pro dozor nad jadernou bezpečností proto věnují problematice paliva nemalou pozornost a peníze. To mimo jiné dokazuje zásadní vliv tohoto oboru na provozuschopnost, bezpečnost a ekonomiku jaderné energetiky. Stejně tak nelze zanedbávat jeho politické, strategické, environmentální a bezpečnostní aspekty.

Pokud stručně zhodnotíme vývoj v ČR během poslední dekády, lze konstatovat, že palivo pro VVER-440 (EDU) prochází postupným vývojem od původního primitivního konceptu pro 3 letý cyklus až po relativně pokročilé palivo pro cyklus 6-ti letý. Na ETE je od počátku provozu používáno palivo firmy WEC, které nahradilo původně projektované ruské palivo se zcela nepřijatelnými vlastnostmi (2 letý cyklus, dramatické deformace za provozu). Tento palivový systém VVANTAGE-6 momentálně trpí nadměrnými deformacemi kazet a G2R frettingem, což není v celosvětovém kontextu příliš výjimečné. Proto WEC a ČEZ zahájil program postupné aplikace změn konstrukce kazet a nasazení slitiny ZIRLO. Existují veškeré důvody k předpokladu, že problémy budou odstraněny v horizontu několika let.

Uvážíme-li zanedbatelný počet a možnosti domácích specialistů spolu s faktem, že některé zodpovědné kruhy dosud nezjistily rozdíl mezi palivem pro jadernou a uhelnou elektrárnu, jedná se nepochybně o výsledky obdivuhodné. Tento fakt je zvláště podtržen skutečností, že domácí specialisté jsou schopni rovnocenným způsobem jednat jak s ruským tak americkým dodavatelem paliva, jejichž možnosti a zdroje jsou tisíckrát větší, jako rovný s rovným, a dosahovat velmi významných zlepšení paliva a palivového cyklu ve prospěch společnosti ČEZ.

Autor děkuje České nukleární společnosti za velkorysost, se kterou umožnila jeho účast na této špičkové konferenci. Získané poznatky přispěly k řešení situace s palivem VVANTAGE-6 na ETE.

Dr. Radek Svoboda – vedoucí technolog termomechaniky paliva JE Temelín

zpět na úvodní stránku