содержание   ..  1  2  3  4  5  6  7  8  9  10    ..

ГЛАВА 2

ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЕ СБОРКИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

2.1. Тепловыделяющие элементы

Тепловыделяющий элемент (твэл)—сборочная единица ядерного реактора или ТВС, предназначенная для размещения ядерного топлива и (или) воспроизводящего ядерного материала в активной зоне или зоне воспроизводства соответственно генерирования тепловой энергии и передачи ее теплоносителю, а также для накопления вторичного ядерного топлива [24].

2.1.1. Конструкционные особенности твэлов

Формы и геометрические размеры твэла определяются как типом реактора, так и возможностью использовать наиболее производительные методы изготовления их, т. е. технологичностью. В настоящее время отработанной конструкцией твэлов для энергетических реакторов во всем мире считается стержневая с топливным сердечником и металлической оболочкой. В ядерных реакторах используются также пластинчатые, кольцевые, крестообразные, шаровые и другие сложные формы сечения твэлов (рис. 2.1).

Топливный сердечник изготовляется из делящегося материала (235U, 233U, 239Рu), или из воспроизводящегося (238U, 232Th), либо из различных их комбинаций.

Для изготовления сердечников твэлов используется металлическое, керамическое и дисперсное топливо. В качестве металлического ядерного топлива используют уран, плутоний и их сплавы. Широкое применение металлического топлива сдерживают следующие недостатки: ухудшение стабильности свойств при высокой температуре; при сравнительно низкой температуре имеет место фазовый переход, в результате чего происходит распухание топлива.

Керамическое топливо — химическое соединение ядерного топлива с кислородом, углеродом, азотом и т. п. Окисные соединения,

нашедшие самое широкое распространение при изготовлении сердечников твэлов, характеризуются высокой температурой плавления, высокой стойкостью, отсутствием фазовых переходов, что позволяет повышать выгорание топлива. Температура плавления двуокиси урана составляет 2845, двуокиси плутония — 2400 °С.

Помимо окислов урана в настоящее время для реакторов на быстрых нейтронах рассматривается применение карбидов, нитридов и карбонитридов. В качестве топлива на основе карбидов используют карбид урана UC или смесь карбида урана и плутония PuC — UC. Основная отличительная особенность топлива на основе карбидов по сравнению с окисным топливом заключается в том,

что концентрация металла в монокарбидных соединениях превышает 34 %, что позволяет спроек-у тировать активную зону реактора с лучшими ядер-ными характеристиками. Теплопроводность карбидов в несколько раз выше теплопроводности окислов, что при равных диаметрах твэлов позволяет снизить температуру в центре карбидного топлива, и, несмотря на то, что температура плавления карбидов на 200 °С ниже температуры плавления окислов, можно получить более высокую плотность энерговыделения на единицу массы активной зоны. Однако использование карбидов в качестве топлива сдерживают его недостатки: воспламенение порошкообразного карбида на открытом воздухе; низкая теплопроводность между спеченными таблетками, что вызывает необходимость заполнения оболочки твэла промежуточным материалом.

Рис. 2.1. Варианты сечений твэлов и их дистанционирования

В качестве топлива на основе нитридов можно использовать нитрид урана, нитрид плутония, смесь нитридов урана и плутония, но порошкообразные нитриды воспламеняются аналогично карбидам, и пока не отработан промышленный способ их производства.

Карбиды и нитриды характеризуются высоким содержанием металла и высокой теплопроводностью, что делает их перспективным ядерным топливом, особенно для быстрых реакторов, в связи с уменьшением времени удвоения. Но карбиды химически неустойчивы, а для нитридов не найден метод промышленного производства. В настоящее время разрабатывается ядерное топливо на основе твердого раствора карбидов и нитридов, которое характеризуется хорошей стабильностью при высокой температуре и хорошей кислотостойкостью.

Дисперсное топливо — гетерогенная смесь ядерного топлива С не взаимодействующим с ним инертным разбавителем. Основным преимуществом твэлов дисперсного типа является их повышенная радиационная стойкость при длительной эксплуатации.

Оболочка твэлов предназначена для защиты материала ядерного топлива от действия теплоносителя, предотвращения выноса прод^тов деления из топлива, а также обеспечения механической прочности твэла (рис. 2.2).

Форма оболочки и соотношение геометрических размеров должны обеспечивать ее устойчивость под действием перепада давления

теплоносителя и внутренней полости твэла, термических напряжений, возможного распухания топливного сердечника, коррозионного воздействия теплоносителя.

Оболочки твэлов большинства энергетических легководных и тяжеловодных реакторов изготовляются из сплавов на основе циркония по характеристикам, в наибольшей степени отвечающим условиям работы материалов в этих реакторах. Разработка новых циркониевых сплавов идет по пути повышения прочности, коррозионной стойкости и срока службы, понижения сечения поглощения нейтронов и стоимости. Важной задачей является создание циркониевых сплавов с повышенной жаропрочностью для рабочих температур оболочек 350—550 °С.

Стержневые твэлы с топливом из двуокиси урана и оболочками из сплавов циркония для реакторов на тепловых нейтронах усовершенствуются по линии оптимизации конструкции и технологии изготовления: увеличивается объем газосборника, компенсирующий распухание и газовыделение топлива; твэл заполняется инертным газом под давлением с целью компенсации давления, оказываемого на оболочку теплоносителем; уменьшается различие в распределении мощности по длине твэлов; уменьшается толщина оболочек.

При конструировании твэлов для быстрых реакторов большое внимание уделяется разработке жаропрочных сплавов для оболочек, позволяющих повысить допустимые температуры, а следовательно, и выгорание топлива. В настоящее время основным материалом опытных и опытно-промышленных быстрых реакторов служит аустенитная нержавеющая сталь. Для промышленных быстрых реакторов разрабатываются новые конструкционные материалы с повышенными жаропрочностью, сопротивлением радиационному охрупчиванию, распуханию и коррозионной стойкостью. В то же время исследуется влияние на коррозионную стойкость сталей в натрии основных' и легирующих элементов, содержания примесей в натрии, температуры, скорости, направления движения натриевого потока, облучения быстрыми нейтронами. Выясняются влияние легирующих элементов, термообработки, спектра нейтронов, интегрального потока нейтронов, механизм распухания, прочностные и пластические характеристики.

Основные улучшения характеристик, применяемых в энергетических реакторах твэлов, особенно для быстрых реакторов, предполагается получить за счет усовершенствования ядерного топлива и материалов оболочек твэлов.

Рис. 2.2. Стержневой твэл:
1 — концевые детали; 2 — оболочка твэла; 3 — топливные таблетки

содержание   ..  1  2  3  4  5  6  7  8  9  10    ..