Белозеров В.И., Жук М.М., Кузина Ю.А., Терновых М.Ю. Физика и эксплуатационные режимы реактора ВВЭР-1000

19O(T1/2 = 29,4 с) и 16N(T1/2 = 4 c). Однако активность 19O и 16N мала по сравнению с активностью примесей.

Недостатками воды, как теплоносителя, являются низкая температура кипения (100 °C при давлении 1 атм) и поглощение тепловых нейтронов. Первый недостаток устраняется повышением давления в первом контуре. Поглощение тепловых нейтронов водой компенсируются применением ядерного топлива на основе обогащенного урана.

Тяжелая вода по своим химическим и теплофизическим свойствам мало отличается от воды. Она практически не поглощает нейтронов, что дает возможность использовать в качестве ядерного топлива природный уран в реакторах с тяжеловодным замедлителем. Однако тяжелая вода пока мало применяется в реакторостроении ввиду ее высокой стоимости.

Из жидкометаллических теплоносителей наиболее освоен натрий. Он химически активен с большинством металлов при сравнительно низкой температуре, и эта активность натрия обусловливается примесью окислов натрия. Поэтому натрий тщательно очищается от окислов, после чего он не реагирует со многими металлами (Mo, Zr, нержавеющая сталь и др.) до 600–900 °C.

Один из газовых теплоносителей – углекислый газ. Он недорог, характеризуется повышенными по сравнению с другими газами плотностью и объемной теплоемкостью. Коррозионное воздействие углекислого газа на металлы зависит от содержания кислорода. Он присутствует в углекислом газе как примесь, и, кроме того, образуется при высоких температурах в процессе диссоциации молекул CO2 на окись углерода CO и кислород O2.

К замедлителям относятся вещества, которые хорошо замедляют и слабо поглощают нейтроны (вода, тяжелая вода, графит, бериллий и др.). Свойства воды и тяжелой воды описаны ранее. Теперь можно привести краткие характеристики графита и бериллия.

Природный графит содержит до 20 % различных примесей, в том числе и бор. Поэтому природный графит непригоден как замедлитель нейтронов. Реакторный графит получают искусственно из смеси нефтяного кокса и каменноугольной смолы. Сначала из смеси прессуют блоки, а затем эти блоки термически обрабатывают при высокой температуре. Графит имеет плотность 1,6–1,8

151

г/см3. Он сублимируется при температуре 3800–3900 °С. Нагретый в воздухе до 400 °С графит загорается. Поэтому в энергетических реакторах он содержится в атмосфере инертного газа (гелий, азот).

Бериллий является одним из лучших замедлителей. Он имеет высокие температуру плавления (~1280 °С) и теплопроводность, совместим с углекислым газом, водой, воздухом и некоторыми жидкими металлами.

В пороговой реакции 9Be(n,2n)2α возникает гелий. При интенсивном облучении быстрыми нейтронами внутри бериллия накапливается газ, под давлением которого бериллий распухает. Применение бериллия ограничивается его высокой стоимостью. Из бериллия изготавливают отражатели и вытеснители воды в активной зоне исследовательских реакторов. В табл. 7.1 приведены некоторые физические свойства конструкционных материалов, наиболее часто применяемых в реакторостроении [9].

Чистый алюминий совместим с водой при невысоких температурах. Он является основным материалом для защитных оболочек твэлов исследовательских реакторов с водяным теплоносителем.

Сплавы магния слабо поглощают нейтроны. Они совместимы с углекислым газом до температуры ~ 450 °С и идут на изготовление защитных оболочек твэлов газо-графитовых реакторов (ГГР). Как раз в этих ГГР реакторах требуется широко разветвленная поверхность теплосъема.

152

Сплавы циркония совместимы с деаэрированной водой до температуры ~315 °С. Так как цирконий слабо поглощает тепловые нейтроны, то его сплавы являются основным материалом для защитных оболочек твэлов ВВЭР.

Нержавеющая сталь характеризуется хорошими прочностными свойствами и коррозионной стойкостью в воде и натрии при высоких температурах. Она служит одним из основных конструкционных материалов в реакторостроении. В ВВЭР она идет на внутреннюю облицовку корпуса реактора, который делается из углеродистой стали, несовместимой с горячей водой. Из нержавеющей стали изготавливаются защитные оболочки твэлов реакторов с натриевым теплоносителем.

Излучение оказывает влияние на коррозию конструкционных материалов в теплоносителях. Во-первых, в (n,γ)- и других реакциях изменяется состав конструкционных материалов. На их поверхности могут появиться химически взаимодействующие с теплоносителем атомы. Скорость химических реакций на поверхности, например, защитной оболочки в этом случае возрастает. Во-вторых, под действием излучения в воде возникают продукты радиолиза, химически реагирующие с конструкционными материалами.

Активная зона предназначена для генерации тепла и передачи его с поверхности тепловыделяющих элементов к теплоносителю первого контура. Активная зона реактора должна соответствовать основным требованиям, вытекающим из нормативно-технической документации в области безопасности АЭС:

-непревышение допустимых пределов повреждения оболочек твэлов в ТВС в пределах проектного срока службы;

-поддержание требуемой геометрии и положения твэлов в ТВС

иТВС в реакторе; возможность осевого и радиального расширения твэлов и ТВС при температурных и радиационных воздействиях, разности давлений, взаимодействия топливных таблеток с оболочкой;

-прочность при воздействии механических нагрузок в проектных режимах;

-вибростойкость при воздействии потока теплоносителя с учетом перепада и пульсации давления, нестабильности потока, вибрации;

153

-стойкость материалов против коррозионных, электрохимических, тепловых, механических и радиационных воздействий;

-непревышение проектных значений температуры топлива и оболочки; отсутствие кризиса теплообмена в постулированных проектом режимах; прочность ОР СУЗ в пределах проектного ресурса от воздействия нейтронного потока, температуры, перепада и изменения давления, износа и ударов, связанных с перемещениями;

-возможность размещения внутри ТВС контролирующих датчиков; взаимозаменяемость свежих, частично и выгоревших до необходимой глубины ТВС и ПС СУЗ путем унификации установочных размеров;

-выполнение критериев аварийного охлаждения активной зоны

всоответствии с действующей НТД в режимах, постулированных проектом; предотвращение расплавления топлива; сведения к минимуму реакции между металлом и водой;

-перевод активной зоны в подкритическое состояние, его поддержание в пределах, определенных проектом;

-возможность послеаварийного расхолаживания активной зоны. Для режимов нормальной эксплуатации установлен эксплуата-

ционный предел повреждения твэлов – за счет образования микротрещин дефекты типа газовой неплотности оболочки не должны превышать 0,2 % твэлов и 0,02 % твэлов с прямым контактом ядерного топлива с теплоносителем. Для режимов нарушения НУЭ установлен предел безопасной эксплуатации твэлов. Этот предел безопасной эксплуатации по количеству и величине дефектов твэлов составляет 1 % твэлов с дефектами типа газовой неплотности и 0,1 % твэлов, для которых имеет место прямой контакт теплоносителя ядерного топлива. Критерием допустимости установленных пределов повреждаемости твэлов является величина активности воды первого контура.

Для аварийных ситуаций установлен максимальный проектный предел повреждения твэлов:

-температура оболочек твэлов не более 1200 °C;

-локальная глубина окисления оболочек твэлов не более 18 % от первоначальной глубины стенки;

-доля прореагировавшего циркония не более 1 % его массы в активной зоне.

154

Регулирующие стержни содержат в своем составе элементы с высоким сечением поглощения нейтронов (бор, кадмий, гафний и др.).

Наибольшее распространение нашли борсодержащие стержни, что объясняется превосходными свойствами бора, как поглотителя нейтронов. Чистый бор непригоден для изготовления регулирующих стержней. Он радиационно нестоек, непрочен и несовместим с теплоносителями. Обычно бор вводят в состав нержавеющей стали (борная сталь). Содержание бора в борной стали может достигать 5%. Материалом регулирующих стержней служат также карбид бора B4C, смесь B4C – AI2O3, титанат диспрозия Dy2O3TiO2 и др.

7.2. Назначение и условия работы тепловыделяющего элемента

Всостав активной зоны реакторной установки в качестве основного элемента входят тепловыделяющие сборки (ТВС). Основным элементом ТВС являются тепловыделяющие элементы (твэлы). Твэл – отдельная сборочная единица с ядерным топливом, размещаемая в активной зоне и обеспечивающая генерирование тепловой энергии, накопление материалов деления и вторичного ядерного топлива.

Втвэле происходит преобразование энергии деления урана (плутония) в тепло. Более 90 % всей энергии, освобождающейся при делении ядер, выделяется внутри твэлов. Через оболочку твэла происходит передача тепла от топлива к теплоносителю.

Твэл представляет собой одну из наиболее ответственных деталей реактора, влияющих на безопасность. Топливная матрица и окружающая ее оболочка входят в систему барьеров, предотвращающих выход радиоактивных веществ в окружающую среду.

Специфической особенностью технологического процесса на АЭС является образование радиоактивных продуктов деления, находящихся, в основном, в ядерном топливе. Сразу после выгрузки одна отработавшая ТВС реактора ВВЭР-1000 содержит активность

всреднем 1,2 1016 Бк и выделяет энергию 100 кВт.

Однако высокая температура плавления (2800 °С) и химическая стабильность двуокиси урана предотвращают выход продуктов де-

155

ления за исключением крайних аварийных условий. Хотя в процессе деления в топливе образуются большие количества радиоактивности, топливные таблетки диоксида урана удерживают более 98 % этой радиоактивности.

Получение максимальной мощности, эффективность использования топлива, и, в конце концов, экономические показатели реакторной установки находятся в прямой зависимости от эксплуатационных характеристик и долговечности твэла. Твэлы работают в тяжелых тепловых режимах. Теплотворная способность 235U в 2,4 млн. раз превышает теплотворную способность органического топлива. Выделение большого количества тепла в небольшом объеме активной зоны приводит к большим тепловым потокам. Для сравнения, плотность теплового потока от твэла к теплоносителю дос-

тигает 1,57 103 кВт/м2, тогда как в паровых котлах она равна (2-3)×

×102 кВт/м2.

Материал оболочки твэла подвергается интенсивному радиационному воздействию нейтронов, γ-квантов, а материал топлива – и осколков деления. Радиационное воздействие приводит к «выбиванию» атомов из узлов решетки и к кратковременным (~10-10 с) локальным тепловым пикам. Образование тепловых пиков приводит к изменению размещения атомов внутри разогретой области и к пластическим деформациям в соседних «холодных» областях. Смещение атомов и пластические деформации приводят к радиационному распуханию – изменению объема и геометрической формы твэла. Помимо этого распухание топлива обусловлено ещё одним фактором – накоплением продуктов деления. Распухание топлива за счет накопления газообразных осколков деления с образованием газовых пор называют газовым распуханием или «свеллингом». С увеличением температуры топлива возрастает выход газообразных осколков деления из топлива, что приводит к нежелательному возрастанию давления под оболочкой.

Радиационные повреждения приводят не только к распуханию и деформации, но и к другим физическим (температура плавления, теплопроводность, электропроводность, теплоемкость и т.д.) и механическим (твердость, пластичность, ползучесть, и т.д.) изменениям свойств материалов. Способность материала сохранять свои свойства после облучения называют радиационной стойкостью.

156

Кроме вышеупомянутых факторов, оболочка твэла подвергается коррозионному воздействию со стороны топлива и теплоносителя,

атакже эррозионному воздействию со стороны теплоносителя.

Всвязи со сложными условиями работы твэла, его влиянием на безопасность и эффективность реакторной установки, к конструкции твэла предъявляются особенно высокие технические требования. Главным требованием к твэлам энергетических реакторов является достижение максимального выгорания при сохранении герметичности.

7.3. Конструкция и характеристики твэла

Твэл ядерного реактора ВВЭР-1000 представляет собой трубку, заполненную таблетками из двуокиси урана UO2 и герметично уплотненную концевыми деталями на сварке. Трубка твэла изготовлена из циркония, легированного 1 % ниобия. Наружный диаметр трубки твэла 9,1±0,05 мм, ее толщина 0,65±0,03 мм, а внутренний диаметр 7,72+0,08 мм.

В эту трубку с зазором 0,19–0,32 мм на диаметр помещены таблетки двуокиси урана высотой (длиной) 20 мм и диаметром 7,57±0,04 мм. В середине этих таблеток имеются отверстия диаметром 1,5 мм, а края таблеток скруглены фасками. Общая длина столба этих таблеток в твэле составляет 3530 мм. Все размеры указаны для холодного состояния. Длина трубки твэла составляет 3800 мм, поэтому положение столба топливных таблеток в твэле зафиксировано разрезными втулками из нержавеющей стали и пружиной, не препятствующими тепловым перемещениям. Вид твэла приведён на рис. 7.1.

Рис. 7.1. Тепловыделяющий элемент:

1 – заглушка верхняя; 2 – оболочка; 3 – фиксатор; 4 – таблетка; 5 – заглушка нижняя

157

Между сердечником и оболочкой предусмотрен зазор. Этот зазор предназначен для компенсации распухания и температурной деформации топливного сердечника, температурный коэффициент расширения которого примерно в 2 раза больше аналогичного коэффициента циркониевого сплава. Кроме того, этот зазор является дополнительным компенсационным объемом для сбора газообразных продуктов деления. В табл. 7.2 приведены значения наиболее важных параметор конструкции твэла ВВЭР-1000.

При установке, приварке и герметизации концевых пробок твэла его внутренняя полость заполняется гелием до давления 20 атм. Внутренний объем твэла в холодном состоянии составляют 181 см3

158

ина 70 % заполнен таблетками топлива, а 30 % составляет газовый объем. Общая длина твэла 3837 мм, общий вес – 2,1 кг.

Вцелях улучшения теплопередачи между топливным сердечником и оболочкой компенсационный объем вначале вакуумируется,

азатем заполняется гелием при избыточном давлении 20 атм. Выбор гелия обусловлен тем, что у него достаточно высокая теплопроводность (в 4 раза выше, чем у воздуха). Наряду с улучшением теплопроводности, заполнение гелием с избыточным давлением повышает устойчивость оболочки, которая должна противостоять внешнему давлению теплоносителя. Заполнение внутренних полостей гелием позволяет организовать на стадии изготовления твэлов простой контроль (с помощью гелиевых течеискателей) течеискателем по самым высоким существующим требованиям за герметичностью оболочек. Для вакуумирования твэла и последующего заполнения его гелием используется осевое отверстие в верхней заглушке, которое затем заваривается, а к заглушке электроднолучевой сваркой приваривается наконечник.

Герметизирующие элементы твэла (трубка и концевые детали) называют оболочкой, а таблетки двуокиси урана называют топливным сердечником.

Как уже указывалось, в качестве материала для изготовления оболочек твэлов применяется рекристализованный сплав циркония. Преимущество циркония заключается в удачном сочетании ядерных и физических характеристик с механическими и коррозионными свойствами. Цирконий коррозионно стоек в большинстве сред, применяемых в качестве теплоносителей ядерных реакторов,

идостаточно технологичен. Наибольшее распространение в реак-

торах типа ВВЭР получил сплав циркония с одним весовым процентом ниобия. Плотность данного сплава 6,55 г/см3, температура плавления 1860 °С.

При исследовании свойств сплава было выявлено, что температура 350 °С является своеобразной критической точкой, после которой прочностные свойства сплава ухудшаются, а пластические увеличиваются. Наиболее резко свойства изменяются в интервале 400–500 °С. При температуре свыше 950 °С цирконий взаимодействует с водяным паром по реакции его окисления:

где Q = 6530 кДж/(кг град.).

159

При 1200 °С эта реакция может протекать достаточно быстро. При этом выделяется тепло реакции, которое далее может разогревать оболочку до плавления (1860 °С) с поверхности вглубь толщины трубки, при этом образуется много водорода. В настоящее время наибольшее распространение в качестве материала топлива получила двуокись урана UO2, хотя с точки зрения физики реакторов лучшим материалом является металлический уран. Однако у металлического урана низкая глубина выгорания топлива из-за сильного радиационного распухания. Кроме того, уран обладает низкой коррозионной стойкостью в воде и водяном паре. Поэтому в качестве материала топлива в реакторах ВВЭР-1000 применяется двуокись урана UO2, обладающая рядом важных преимуществ. Таблетки двуокиси урана имеют высокую температуру плавления (около 2800 °C), не взаимодействуют с водой и паром даже при высоких температурах, совместимы с материалом оболочки твэл.

Основные недостатки UO2 с нейтронно-физической и теплофизической точек зрения – низкие теплопроводность и плотность, а также высокая теплоемкость. Сравнительно низкая теплопроводность приводит к большому градиенту температуры по сечению топливного сердечника и, как следствие, к заметным термическим напряжениям. Высокая теплоемкость аккумулирует большое количество тепла, что требует надежной организации теплоотвода и при внезапном ухудшении последнего может привести к аварийной ситуации.

Двуокись урана UO2 имеет такую же плохую теплопроводность, как многие огнеупорные материалы (например, в 40 раз меньше, чем у стали). При осуществлении цепной ядерной реакции деления урана в объеме топливных таблеток равномерно выделяется тепло с интенсивностью до 0,45 кВт на 1 см3. Тепло это отводится из объема топливных таблеток к поверхности трубок (оболочек), охлаждаемых водой, поэтому наибольшая температура устанавливается в середине таблеток.

При номинальной мощности топлива средняя температура в центре топливных таблеток составляет около 1580 °С, а на поверхности этих таблеток – около 470 °С. Максимальная температура соответственно достигает 1940 и 900 градусов. При работе топлива на номинальной мощности перепад температуры на газовом зазоре

160