45. Конструктивные формы твэлов.

Основные конструкционные элементы типового твэла схематически изображены на рис. 3.1.

Рис. 3.1

Комментарии к рис. 3.1.

1. Активный объем заполняется топливом с тем или иным обогащением по горючему (0.7 –90%).

2. Экранирующий объем заполняется ураном –238 или отражателем.

3. Зазор заполняется газом или хорошо теплопроводящим материалом, чтобы обеспечить большие тепловые потоки.

4. Газовый объем предназначен для собирания газообразных осколков деления и удержания давления в твэле в допустимых пределах (делается не всегда).

5. Если экран и топливо изготавливаются из коррозионно взаимодействующих материалов, между ними ставят разделительные элементы.

6. Центральное отверстие служит для собирания газообразных осколков деления и компенсации возможного распухания топлива.

7. Дистанционирующий элемент предназначен для обеспечения требуемого проходного сечения между соседними твэлами.

8. Концевые детали служат для закрепления твэлов в ТВС.

ТИПЫ ТВЭЛОВ

1. Цилиндрический:

а) если он располагается в отдельном цилиндрическом канале, то это – стержневой твэл;

б) если собирается много твэлов в одном канале, то они называются прутковыми, а вся конструкция – ТВС

2. Пластинчатый (рис. 3.2,а).

3. Кольцевой (рис. 3.2,б) – омывается теплоносителем с обеих сторон.

4. Трубчатый (рис. 3.2,в) – омывается теплоносителем только изнутри.

5. Шаровой (рис. 3.2,г).

Рис. 3.2

Описание материалов для ядерных реакторов целесообразно вести от энергообразующего места к периферии. При этом всегда будет обращаться внимание как на достоинство материалов, так и на их недостатки. Так устроено природой, что в ней нет ничего идеального. Поэтому нет материалов, идеально подходящих во всех отношениях для ядерных реакторов.

46 Механизм выделения теплоты в реакторе. Реакции, замедляющие нейтроны

При работе реактора в тепловыводящих элементах (твэлах), а также во всех его конструктивных элементах в различных количествах выделяется теплота. Это связано прежде всего с торможением осколков деления, бета- и гамма- излучением их, а также ядер, испытывающих взаимодействие с нейронами, и, наконец, с замедлением быстрых нейронов. Осколки при делении ядра топлива классифицируются по скоростям, соответствующим температуре в сотни миллиардов градусов.     Действительно, Е = mv² = 3RT, где Е - кинетическая энергия осколков, МэВ; R = 1,38·10^-23 Дж/К - постоянная Больцмана. Учитывая, что 1 МэВ = 1,6·10^-13 Дж, получим 1,6·10^-6 Е = 2,07·10^-16 Т, Т = 7,7·10⁹ Е. Наиболее вероятные значения энергии для осколков деления равны 97 МэВ для легкого осколка и 65 МэВ для тяжелого. Тогда соответствующая температура для легкого осколка равна 7,5·10¹¹ К, тяжелого - 5·10¹¹ К. Хотя достижимая в ядерном реакторе температура теоретически почти неограниченна, практически ограничения определяются предельно допустимой температурой конструкционных материалов и тепловыделяющих элементов. Особенность ядерного реактора состоит в том, что 94% энергии деления превращается в теплоту мгновенно, т.е. за время, в течение которого мощность реактора или плотность материалов в нем не успевает заметно измениться. Поэтому при изменении мощности реактора тепловыделение следует без запаздывания за процессом деления топлива. Однако при выключении реактора, когда скорость деления уменьшается более чем в десятки раз, в нем остаются источники запаздывающего тепловыделения ( гамма- и бета-излучение продуктов деления), которые становятся преобладающими. Мощность ядерного реактора пропорциональна плотности потока нейронов в нем, поэтому теоретически достижима любая мощность Практически же предельная мощность определяется скоростью отвода теплоты, выделяемой в реакторе. Удельный теплосъем в современных энергетических реакторах составляет 10² - 10³ МВт/м³, в вихревых - 10⁴ - 10⁵ МВт/м³.     От реактора теплота отводится циркулирующим через него теплоносителем. Характерной особенностью реактора является остаточное тепловыделение после прекращения реакции деления, что требует отвода теплоты в течении длительного времени после остановки реактора. Хотя мощность остаточного тепловыделения значительно меньше номинальной, циркуляция теплоносителя через реактор должна обеспечиваться очень надежно, так как остаточное тепловыделение регулировать нельзя. Удаление теплоносителя из работавшего некоторое время реактора категорически запрещено во избежание перегрева и повреждения тепловыделяющих элементов.

47 Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы: реактор Ф-С-В. Конструктивная схема, топливный блок, устройство микротвэла, топливный стержень. Параметры теплоносителя

1 — корпус из ПНЖБ; 2 — опоры активной зоны; 3 — теплообменник системы аварийного (вспомога­тельного) охлаждения активной зоны (САОАЗ); 4— система кольцевого предварительного напряжения; 5 — газодувка САОАЗ; 6 — регулирующий стержень с приводом; 7 — защитные плиты; 8 — проходки (шах­ты) хранения регулирующих стержней; 9 — заглушка проходок; 10— «холодный» трубопровод проме­жуточного перегрева пара; 11 — предохранительный (сбросной) комплекс корпуса из ПНЖБ; 12 — про­ходка системы перегрузки; 13 — газодувка; 14 — полость и сборка активной зоны реактора; 15 — паро­генератор; 16—фундамент корпуса; 17 — система вертикального (продольного) напряжения; 18 — лай­нер корпуса и теплоизоляция

1 — граница твэла; 2 — слой борированных блоков; 3 — стальной корпус активной зоны; 4 — непереставляемые блоки бокового отражателя; 5 — граница активной зоны; 6 — пере­ставляемые элементы бокового отражателя; 7 — непереставляемые элементы бокового отра­жателя; 8 — идентификационный номер твэла

ТОПЛИВНЫЙ БЛОК АЭС «ФОРТ-СЕНТ-ВРЕЙН»

1— канал охлаждения; 2 — выгорающий поглотитель; 3 — топливный стержень; 4 — графитовая проб­ка; 5 — отверстие для захвата перегрузочной машиной; 6 — центрующий штифт; 7 — поток Не; 8 —центрующее отверстие

48

Иодная яма и ее параметры.

Изменение мощности ЯР приводит к нарушению динамического равновесия между прибылью и убылью Хе. После остановки или снижения мощности происходит временное увеличение концентрации Хе вселдсвие распада I и соответствующее уменьшение рзап, которое называют йодной (иногда ксеноновой) ямой. После увеличения мощности наблюдается временное уменьшение концентрации Хе и соотвестующее увеличение рзап.

Примерно через 10-12 ч после остановки активность йода становится меньше активности ксенона из-за снижения концентрации йода, из-за распада и концентрация Хе с течением времени уменьшается, а реактивность возрастает. Поэтому, если не предусмотреть запас реактивности на йодную яму, то реактор нельзя будет запустить через 10-12 ч после его остановок и даже больше и необходимо будет выждать время, в течение которого произойдёт распад Хе.

Кроме этого отравление ухудшает саморегулируемость реактора. Так, например, если мощность реактора возрастёт из-за нарушения баланса расход-тепло, то увеличится нейтронный роток, а вследствие этого скорость выгорания Хе-135, поэтому концентрация Хе уменьшится, а мощность станет ещё больше. И наоборот, если мощность уменьшится, то нейтронный поток станет меньше, скорость выгорания Хе-135 уменьшится, т.к. меньше нейтронов будет поглощаться Хе-135, концентрация Хе увеличится, а мощность ещё больше уменьшится.