ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ПО ВЫСШЕМУ ОБРАЗОВАНИЮ

ОБНИНСКИИ ИНСТИТУТ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ФАКУЛЬТЕТ

Ю. В. Волков

ФИЗИКО-ТЕХНИЧЕСКИЕ

ОСНОВЫ КОНСТРУИРОВАНИЯ

ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Учебное пособие по курсу

«КОНСТРУКЦИИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ»

ВВЕДЕНИЕ

Учебное пособие написано на основе лекций, которые автор читает по курсу "Конструкции ядерных редакторов" в течение ряда лет студентам 3, 4 курсов ОИАТЭ на специальности 070500 "Ядерные реакторы и энергетические установки".

Имеющиеся в этом направлении учебники и учебные пособия или устарели, или рассчитаны на студентов других специальностей. Они содержат, в основном, описания конкретных конструктивных решений, примененных в тех или иных ядерных реакторах. Но в них почти не освещена "философия". которой руководствовались разработчики при принятии этих решений, а также побочные (возможно, нефизические) факторы, повлиявшие на них. Излагаемый далее материал предназначен восполнить, в доступной степени, этот пробел.

Здесь основное внимание уделяется изложению, на взгляд автора, принципиальных вопросов, возникающих при конструировании ядерных реакторов и определяющих их облик. Главное внимание уделяется обустройству активной зоны реакторов. Обсуждается, например, вопрос о том, как организовать надежное охлаждение активной зоны реактора, какие основные конструктивные меры для этого требуются и применяются, физико-технические особенности ядерных реакторов, определяющие эти меры, не особенно (или совсем не) вдаваясь в детали конструирования отдельных элементов контура охлаждения. Сведения, например, о том, как устроены напорные камеры, как крепится подвесная шахта корпуса ВВЭР. как устроены приводы СУЗ, какими должны быть ГЦН, как в них долины быть сконструированы уплотнения, системы смазки в т.п., можно почерпнуть из других учебников и пособий.

Хотя автор широко использовал имеющуюся литературу, тем не менее в пособии представлена собственная точка зрения на отдельные особенности российского (ранее советского) подхода к конструированию реакторов, сформированная многолетним опытом экспертиз различных проектов и инспекционных проверок состояния ядерной безопасности действующих ядерных реакторов.

Надо четко себе представлять, что действующие энергетические ядерные реакторы, в основном (за исключением может быть реакторов Candu), являются побочным продуктом военно-промышленного комплекса. Они создавались специалистами, склад мышления которых формировался при решении основных (военных) задач. в которых возможность людских и материальных потерь считается естественной и подлежит только уменьшению. Поэтому при создании первой генерации энергетических реакторов (ВВЭР-220 АМБ-100,200, РБМК) оптимизировались их технико-экономические качества без особо тщательной проработки вопросов безопасности. Более того, считалось, что даже когда в проекте нарушаются какие-то требования по безопасности, то, если они незначительны, "надавив" с помощью начальства на кого следует, можно "протолкнуть" проект. Горькие уроки катастроф на AC TMI (Tree Mile Ailand) в США и на Чернобыльской АС показали, что пренебрежение вопросами безопасности может приводить также и к катастрофическим экономическим последствиям, а не только к переоблучению персонала, населения и окружающей среды.

Хотелось бы выразить надежду, что новое поколение разработчиков ядерных реакторов, формирование стиля мышления которого является одной из целей написания этого пособия, будет более осмотрительным и более внимательным к вопросом безопасности ядерной энергетики.

Предполагается, что читатель обладает первоначальными сведениями из курса "Ядерной и нейтронной физики". т.е. для него, например, обозначение "уран-235" означает, что имеется в виду изотоп элемента урана с ядром, содержащим 235 нуклонов.

Считая, что любое учебное пособие для удобства пользования должно быть в максимальной степени самодостаточным и содержать минимум ссылок на сведения из других изданий, автор счел необходимым включить в пособие некоторые материалы, в большей степени относящиеся к другим курсам, но требующиеся для понимания ключевых моментов. Эти ведения сосредоточены, в основном, в первой главе, которую можно в первом приближении считать введением в специальность.

Мы все (особенно студенты) устали от обилия математических формул, уравнений и доказательств в учебной научной литературе по дисциплинам инженерно-физического профиля. Поэтому, зная, что без них совсем обойтись невозможно, автор при изложении материала постарался воспользоваться только минимально необходимым их количеством.

Автору хотелось бы отметить заинтересованное отношение и большое чувство юмора, проявленные Д.А. Клиновым при обсуждении первоначального варианта пособия, а также поблагодарить рецензентов к.т.н. доцента С.Т. Лескина и к.ф.-м.н. доцента В.Ф. Украинцева, взявших на себя труд оценить проделанную работу и сделавших ряд полезных замечаний. Автор благодарен также И.П. Балакину и И.Н. Козиеву за помощь в оформлении рукописи.

Глава I. Ядерный топливный цикл. Элементарные нейтронно-ядерные процессы в ядерных реакторах

1. Ядерный топливный цикл

Главным событием в ядерной энергетике в настоящее время является процесс деления нейтронами ядер тяжелых элементов, происходящий в активной зоне ядерного реактора. Однако очень много событий происходит как до, так и после деления. Эти события в значительной мере определяют облик современной ядерной энергетики, в частности ее безопасность.

ДОБЫЧА РУДЫ. ЧТО НУЖНО ДОБЫВАТЬ?

Единственным природным элементом, способным к производству в промышленных масштабах энергии за счет деления ядер нейтронами, является уран. В природе встречаются два изотопа урана: уран-235 и уран-238 в пропорциях 0.7% и 99.3% соответственно. Единственный изотоп урана, который способен делиться в приемлемых условиях, – это уран-235. При взаимодействии нейтронов с ядрами урана-235 могут произойти два конкурирующих процесса:

1. U⁵ +нейтрон  2 осколка деления +  нейтронов + 10 -квантов + 6 -частиц +

+ нейтрино + 200 МэВ энергии;

2. U⁵ +нейтрон  U⁶ +-кванты.

Разумеется, интенсивность 1-го процесса подавляюща. Иначе бы ядерной энергетики, основанной на делении тяжелых ядер, не было. Тем не менее, второй процесс радиационного захвата также играет некоторую роль и для урана-235 составляет долю от 17 до 20%.

Существенной особенностью 1-го процесса является то, что при делении выделяется в среднем больше двух новых нейтронов и 200 МэВ энергии и оно (с разной вероятностью) происходит при любых энергиях налетающего нейтрона.

Энергию деления и энергию нейтронов принято измерять в электронвольтах (эВ). Соотношение этой единицы энергии с другими следующее:

1эВ=1.60210^-19 Дж=4.810^-26 кВтч

1кэВ=10³ эВ, 1МэВ=10⁶ эВ,

Уран-238 также может делиться при взаимодействии с нейтронами. Но эта реакция - пороговая, требующая чтобы энергия налетающего нейтрона была не ниже 1МэВ и в реальных условиях – маловероятная (доля 1-3%). Основним процессом при взаимодействии с нейтронами ядер уранв-238 является радиационный захват по схеме

U⁸ + n  [U²³⁹]*  ^- + Np²³⁹  ^- + Pu²³⁹.

Появляющийся в результате такой реакции плутоний-239, являясь изотопом с четно-нечетным ядром, такие может делиться при взаимодействии с нейтронами практически любой энергии. Таким образом, приведенная реакция, если ее сделать достаточно вероятной, может обеспечить промышленное производство искусственного делящегося материала Рu⁹ из природного сырья, каковым является уран-238.

Еще одну возможность производства искусственного делящегося материала предоставляет использование тория. Уже достаточно давно известен такой канал реакции нейтрона и ядра тория:

Th²³² + n  [Th²³³]*  ^- + Pa²³³  ^- + U²³³.

Уран-233, рождающийся в этой реакции, также является искусственным делящимся материалом, т.к. он тоже – изотоп с четно-нечетным ядром.

Может возникнуть вопрос: почему для производства энергии и цепных реакций с размножением нейтронов используется процесс деления тяжелых ядер. а не, скажем, реакция (n,2n)?

Ответ: Энергия нейтронов, рождающихся при делении, лежит, в основном, в интервале от 0.5 до 5 МэВ. Реакции деления четно-нечетных изотопов наиболее вероятно происходят при энергии нейтронов ~0.025МэВ и ниже. Поэтому реакция деления – экзотермическая. В то же время, все реакции типа (n, 2n) – эндотермические. Например:

1.85МэВ	1.66МэВ

Реакция должна быть экзотермической, т.е. энергия рождения нейтронов должна превышать энергию нейтрона, которая нужна, чтобы вызвать реакцию. Величина этого превышения определяется потерями энергии испущенными нейтронами в результате неупругого и упругого рассеяния в материалах до того, как произойдет очередная реакция.

Attention! (At!) Этому требованию, а также требованию, что на каждый поглощенный нейтрон должно выделяться более одного нейтрона, удовлетворяют только делящиеся материалы и материалы для термоядерного синтеза.

Таким образом, для ядерной энергетики топливным сырьем являются природные запасы урана и тория, в основном содержащие воспроизводящие материалы – уран-238 и торий-232. Специалисты-геологи оценили, что в массе земной коры содержится ~4% урана и ~12% тория. Всего в поверхностном слое Земли толщиной 3 км имеется около 510¹³ т воспроизводящегося материала.

Уран и торий так сильно рассеяны по земной коре, что большие их концентрации в местах, доступных для добычи, скорее исключение, чем правило. Исследованные месторождения имеют в среднем концентрацию от 0.1 % до 0.5% (от 0.8 до 4.1 кг на 1 т руды). Уран также содержится в заметных количествах в граните, а торий – в прибрежных песках.

ПЕРЕРАБОТКА СЫРЬЯ

После добычи урановая руда доставляется на обогатительную фабрику, где размельчается и отделяется от породы. Обычно для этого используют процесс флотации, т.е. руду погружают в масловодяную смесь и перемешивают. В результате, к каплям масла прилипают частицы с ураном, а порода уходит в осадок. Продуктом переработки руды является концентрат оксида урана (U₃O₈).

КОНВЕРСИЯ

Концентрат оксида урана доставляется на завод переработки, где он обрабатывается так, что в итоге получается гексафторид урана (UF₆). Это химическое соединение удобно для обогащения урана (повышения в нем концентрации делящегося изотопа урона-235) с использованием процесса газовой диффузии, т.к. UF₆ может сублимироваться (переходить из твердого состояния непосредственно в газообразное, минуя жидкую фазу) при 53С. Для транспортировки на дальнейшую переработку UF₆ помещается в специальные контейнеры.

ОБОГАЩЕНИЕ

Гексафторид урана доставляется на один из газодиффузионных обогатительных заводов. Процесс обогащения основан на использовании разницы в массах ядер урава-235 и урана-238 и реализуется, например, с помощью центрифуг. После обогащения образуется два потока урановых соединений. Обогащенный уран используется для получения диоксида (двуокиси) урана (UО₂), который отправляется на завод по изготовлению твэлов. Обедненный уран остается на заводе в качестве отходов.

ИЗГОТОВЛЕНИЕ ТВЭЛОВ

На заводах по изготовлению тепловыделяющих элементов (твэлов) из диоксида урана, предназначенного для реакторов, производят топливные таблетки размером примерно в сустав мизинца (диаметр от 0.7 до 1.5 см), которые затем разогревают и спекают, чтобы получить необходимую плотность и твердость таблеток. После обработки их помещают в трубки (оболочки) из циркалоя (сплава циркония и ниобия) или нержавеющей стали. С помощью концевых деталей трубки герметизируют. Определенное число трубок (твэлов) соединяют в пучки при помощи соответствующих конструкционных элементов, образуя тепловыделяющую сборку (ТВС).

Более детально конструкции твэлов и ТВС для различных энергетических реакторов обсуждаются далее в соответствующих разделах.

ЗАГРУЗКА ТОПЛИВА И ЭКСПЛУАТАЦИЯ РЕАКТОРА

Укомплектованные ТВС доставляются на АС в специальных транспортных контейнерах, предотвращающих ядерную аварию при транспортировке, и по прибытии размещаются в хранилищах свежего топлива. По мере необходимости свежие ТВС загружаются в реактор, а отработавшие удаляются из него. Как это происходит, далее будет изложено подробнее.

Для ядерного топливного цикла считается оптимальным, чтобы ~1/4-1/3 часть ТВС выгружалась из реактора ежегодно.

КОНЕЦ ЦИКЛА. ХРАНЕНИЕ ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА

Отработавшее топливо высокорадиоактивно (позже будет подробно изложено почему), поэтому оно погружается в бассейн выдержки с водой, которая служит защитой от радиоактивного (р/а) излучения и охлаждающей средой (продукты деления, оставшиеся в твэлах, все еще выделяют тепло).

После нескольких лет выдержки в бассейне ТВС становятся пригодными для транспортировки в контейнерах (с соответствующими мерами предосторожности) на перерабатывающий завод,

ПЕРЕРАБОТКА И ВОССТАНОВЛЕНИЕ

После доставки отработавших ТВС на перерабатывающий завод, твэлы освобождаются от оболочек. Таблетки растворяются в концентрированной азотной кислоте (HNO₃). Далее, т.к. уран, плутоний и осколки деления – разные элементы, то они разделяются химическим путем. В частности, из несгоревшего урана получается уранилнитрат UO₂(NO₃)₂, из которого восстанавливается новое топливо.