Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 178_Физическое материаловедение_7 том
.pdf
21
обогащенным ураном (2–3 %
235
U) достигается выгорание ~ 20–
30 ГВт · сут/т U. В реакторах на быстрых нейтронах – до
100 ГВт · сут/т U. Выгорание 1 ГВт · сут/т U соответствует сгора-
нию ~
0,1 % ядерного топлива. Выгорание так же может измеряться
в процентах тяжелых атомов (% т.а. или ат. %), которые испытали
акт деления, или в количестве продуктов деления на единицу объ-
ема топливного материала (г/см
3
). Соотношения между различны-
ми единицами измерения глубины выгорания топлива для некото-
рых топливных материалов теоретической плотности представлены
в табл. 29.1.
Таблица 29.1
Соотношение между различными единицами измерения
глубины выгорания топлива
Топливо
Глубина выгорания
10
20
, дел./см
3
% т.а. МВт · сут/т U
U (тв.)
1
4,71
0,213
1
2040
9600
Pu (ж.)
1
1,03
0,967
1
9280
9600
UO
2
1
2,49
0,401
1
3860
9600
UC
1
3,34
0,299
1
2880
9600
UC
2
1
2,75
0,363
1
3490
9600
UN
1
3,48
0,287
1
2760
9600
При выгорании ядерного топлива реактивность уменьшается (в
реакторах на природном уране при малых выгораниях происходит
некоторый рост реактивности). Замена выгоревшего топлива может
производиться сразу из всей активной зоны или постепенно по твэ-
лам (ТВС) так, чтобы в активной зоне находились твэлы всех кам-
паний – режим непрерывной перегрузки (возможны промежуточ-
ные варианты). В первом случае реактор со свежим топливом име-
ет избыточную реактивность, которую необходимо компенсиро-
вать. Во втором случае такая компенсация нужна только при пер-
воначальном запуске реактора, до выхода в режим непрерывной
22
перегрузки. Непрерывная перегрузка позволяет увеличить глубину
выгорания, поскольку реактивность определяется средними кон-
центрациями делящихся нуклидов (выгружаются твэлы с мини-
мальной концентрацией делящихся нуклидов).
Энергонапряженность ядерного топлива – это количество теп-
ла, выделяющегося в единице объема топливного материала в про-
цессе его работы в ядерном реакторе. Удельное тепловыделение в
активной зоне достигает 10
8
–10
9
Вт/м
3
, т.е. ядерное топливо рабо-
тает в условиях высокой энергонапряженности. Энергонапряжен-
ность зависит от типа и режима работы реактора. Она определяет
уровень температур компонентов активной зоны.
29.3. Условия работы топливных материалов
В процессе работы ядерное топливо подвергается воздействию
высоких температур, что снижает его механические свойства и
увеличивает степень физико-химического взаимодействия как с
оболочкой твэла, так и с теплоносителем в случае разгерметизации
твэла. Термические градиенты в топливе могут приводить к пере-
распределению его компонентов и продуктов деления, а так же к
изменению структуры ядерного топлива. Кроме того, за счет раз-
ницы коэффициентов линейного термического расширения топли-
ва и оболочки изменение температуры приводит к их физико-
механическому взаимодействию.
На свойства топливных материалов существенное влияние ока-
зывает облучение нейтронами и радиационное повреждение оскол-
ками деления. Такого рода воздействие может приводить к измене-
нию размеров без изменения объема и деформации некоторых топ-
ливных материалов, называемой радиационным ростом. Так же
облучение приводит к появлению радиационной ползучести, не
зависящей от температуры при низких температурах и ускоряющей
ползучесть в области высоких температур.
В результате выгорания образуются продукты деления, которые
оказывают отрицательное воздействие на свойства топлива (сни-
жение теплопроводности, температуры плавления, изменение ко-
эффициентов диффузии и т.д.). Под действием продуктов деления
происходит твердое и газовое распухание топливных материалов.
Накопление продуктов деления с высоким сечением захвата тепло-
23
вых нейтронов приводит к зашлаковыванию ядерного топлива. При
остановке реактора происходит «отравление ксеноном» (это явле-
ние так же называют «йодной ямой»). Оно заключается в накопле-
нии большого количества изотопа
135
Xe с высоким сечением захва-
та тепловых нейтронов и осложняет повторный запуск реактора.
Продукты деления приводят к возрастанию физико-химического
взаимодействия топлива с оболочкой твэла, а так же участвуют в
процессе коррозии оболочки, что может приводить к ее разруше-
нию.
29.4. Требования к ядерному топливу
Основными требованиями к ядерному топливу являются:
1. Высокие ядерно-физические свойства, т.е. минимальное пара-
зитное сечение захвата тепловых нейтронов.
2. Высокая радиационная стабильность, т.е. максимальное со-
противление изменению формы и объема в процессе эксплуатации.
3. Высокая теплопроводность, что позволяет увеличить диаметр
топливных сердечников, снизить объемную долю конструкцион-
ных материалов в АЗ и увеличить КПД реактора.
4. Высокая температура плавления, что обеспечивает повышен-
ную безопасность работы реактора в переходных режимах и в ава-
рийных условиях.
5. Отсутствие фазовых переходов в области рабочих темпера-
тур, так как они обычно сопровождаются изменением размеров
(формы) топливных сердечников, а так же при этом изменяются
исходные свойства топлива.
6. Хорошая совместимость с материалом оболочки, т.е. отсут-
ствие физико-химического взаимодействия в рабочих условиях в
течение кампании топлива.
7. Высокая коррозионная стойкость в теплоносителе.
8. Высокая плотность и высокое удельное содержание делящих-
ся нуклидов в единице объема, что позволяет повысить коэффици-
ент воспроизводства (КВ), а так же сократить размер АЗ.
9. Высокая теплоемкость, что определяет скорости изменения
температуры в АЗ при переходных режимах.
10. Технологичность производства и минимальная стоимость.
24
29.5. Особенности ядерного топлива
1. Чрезвычайно высокая калорийность. По тепловыделению 1 г
235
U эквивалентен 3 т антрацита.
2. При выгорании ядерного топлива происходит его воспроиз-
водство. Этот процесс обычно характеризуется коэффициентом
воспроизводства (КВ), который определяется как
количество образовавшихся нуклидов
КВ
количество разделившихся нуклидов
=
и зависит от типа реактора и используемого топливного цикла. В
реакторах на тепловых нейтронах и в реакторах на быстрых
нейтронах в случае использования топлива на обогащенном уране
КВ обычно не превышает 1, а в реакторах на быстрых нейтронах
при использовании уран-плутониевого топливного цикла КВ может
достигать значения 1,5, т.е. при выгорании в реакторе 1 т
239
Pu в
зоне воспроизводства на
238
U образуется 1,5 т
239
Pu. В этом случае
говорят о расширенном воспроизводстве ядерного топлива.
3. Ядерное топливо выгорает до размеров критической массы,
которая представляет собой минимальную массу делящегося веще-
ства, при которой в нем может происходить самоподдерживающая-
ся ядерная реакция деления. Если масса вещества ниже критиче-
ской, то слишком много нейтронов, необходимых для поддержания
реакции деления, теряется, и цепная реакция прекращается. При
массе, больше критической цепная реакция может лавинообразно
ускоряться, что приводит к ядерному взрыву. Критическая масса
зависит от размеров и формы делящегося материала, так как они
определяют утечку нейтронов через его поверхность. Минималь-
ную критическую массу имеет образец сферической формы, так
как площадь его поверхности наименьшая. Критическая масса чи-
стого металлического
239
Pu сферической формы 11 кг (диаметр та-
кой сферы 10 см),
235
U – 50 кг (диаметр сферы 17 см). Критическая
масса также зависит от химического состава топлива, наличия кон-
струкционных материалов, окружающих ядерное топливо, отража-
телей и замедлителей нейтронов и их пространственного располо-
жения в АЗ реактора. Так же необходимо учитывать, что в процес-
се эксплуатации ядерное топливо не выгорает до критической мас-
25
сы, что связано уже не с физикой нейтронов, а с радиационной
стойкостью топлива и конструкционных материалов.
4. Ядерное топливо обладает очень высокой чистотой по приме-
сям, что необходимо для снижения паразитного захвата тепловых
нейтронов.
5. Ядерное топливо можно использовать многократно, подвер-
гая его процессу регенерации. В процессе регенерации U и Pu очи-
щают от продуктов деления. Затем Pu в виде PuO
2
направляют для
изготовления сердечников, а U, в зависимости от его изотопного
состава, или также направляют для изготовления сердечников, или
переводят в UF
6
с целью обогащения по изотопу
235
U. Регенерация
ядерного топлива – сложный и дорогостоящий процесс переработ-
ки высокорадиоактивных веществ, требующий защиты от радиоак-
тивных излучений и дистанционного управления всеми операция-
ми даже после длительной выдержки отработавшего топлива в
специальных хранилищах. При этом в каждом аппарате ограничи-
вается допустимое количество делящихся веществ, чтобы преду-
предить возникновение самопроизвольной цепной реакции. Боль-
шие трудности связаны с переработкой и захоронением радиоак-
тивных отходов. Разрабатываются методы остекловывания и биту-
мирования отходов, «закачка» слабоактивных растворов в глубокие
горизонты Земли. Стоимость процессов регенерации ядерного топ-
лива и переработки радиоактивных отходов оказывает существен-
ное влияние на экономические показатели атомных электростан-
ций.
6. Ядерное топливо радиоактивно и требует особого обращения
при производстве, хранении и транспортировке.
7. При выгорании ядерного топлива не происходит потребления
кислорода, что является его существенным преимуществом при
создании энергетических установок для космических аппаратов и
подводных лодок.
29.6. Тепловыделяющие элементы
и тепловыделяющие сборки
Основной конструктивной деталью гетерогенной активной зоны
ядерного реактора является тепловыделяющий элемент (твэл), в
значительной мере определяющий ее надежность, размеры и стои-
мость. Твэл представляет собой конструкцию правильной геомет-
26
рической формы, в которой герметично заключено ядерное топли-
во. В энергетических реакторах, как правило, используются стерж-
невые твэлы с топливом в виде прессованных таблеток диоксида
урана, заключенных в оболочку из стали или циркониевого сплава
(рис. 29.2).
Твэлы для удобства управления реактором собираются в тепло-
выделяющие сборки (ТВС), которые устанавливаются в активной
зоне ядерного реактора. Необходимое пространственное располо-
жение твэлов в ТВС обеспечивается с помощью дистанционирую-
щих решеток или проволоки. В отечественных энергетических ре-
акторах ТВС имеют преимущественно шестигранную форму, а в
зарубежных – квадратную (рис. 29.3).
Рис. 29.2. Конструкционная схема твэла реактора типа ВВЭР:
1 – нижняя концевая деталь; 2 – заглушка; 3 – топливные таблетки; 4 – оболочка;
5 – пружина; 6 – верхняя концевая деталь
Рис. 29.3. Общий вид ТВС реактора типа ВВЭР-1000:
1 – хвостовик; 2 – пучок твэлов; 3 – дистанционирующие решетки;
4 – направляющие каналы; 5 – головка
В твэлах происходит генерация основной доли тепловой энер-
гии и передача ее теплоносителю. Более 90 % всей энергии, осво-
бождающейся при делении тяжелых ядер, выделяется внутри твэ-
лов и отводится обтекающим твэлы теплоносителем. Твэлы рабо-
тают в очень тяжелых тепловых режимах: максимальная плот-
ность теплового потока от твэла к теплоносителю достигает
(1
– 2) · 10
6
Вт/м
2
.
27
Большие тепловые потоки, проходящие через поверхность твэ-
лов, и значительная энергонапряженность топлива требуют исклю-
чительно высокой стойкости и надежности твэлов. Помимо этого,
условия работы твэлов осложняются высокой рабочей температу-
рой, достигающей в энергетических реакторах 300–700 °С на
наружной поверхности оболочки, возможностью тепловых ударов,
вибрацией, наличием потока нейтронов (флюенс достигает
10
27
нейтр./м
2
).
К твэлам предъявляются высокие технические требования: про-
стота конструкции; механическая устойчивость и прочность в по-
токе теплоносителя, обеспечивающая сохранение размеров и гер-
метичности; малое поглощение нейтронов конструкционным мате-
риалом твэла и минимум конструкционного материла в активной
зоне; отсутствие взаимодействие ядерного топлива и продуктов
деления с оболочкой твэлов, теплоносителем и замедлителем при
рабочих температурах.
Геометрическая форма твэла должна обеспечивать требуемое
соотношение площади поверхности и объема и максимальную ин-
тенсивность отвода теплоты теплоносителем от всей поверхности
твэла, а также гарантировать большую глубину выгорания ядерно-
го топлива и высокую степень удержания продуктов деления.
Твэлы должны обладать радиационной стойкостью, иметь тре-
буемые размеры и конструкцию, обеспечивающие возможность
быстрого проведения перегрузочных операций; обладать простотой
и экономичностью регенерации ядерного топлива и низкой стои-
мостью. В целях безопасности надежная герметичность оболочек
твэлов должна сохраняться в течение всего срока работы активной
зоны (3
–5 лет) и последующего хранения отработавших твэлов до
отправки на переработку (1
–3 года).
При проектировании активной зоны необходимо заранее уста-
новить и обосновать допустимые пределы повреждения твэлов (ко-
личество и степень повреждения). Активная зона проектируется
таким образом, чтобы при работе на протяжении всего ее расчетно-
го срока службы не превышались установленные пределы повре-
ждения твэлов. Выполнение указанных требований обеспечивается
конструкцией активной зоны, качеством теплоносителем, характе-
ристиками и надежностью системы теплоотвода. В процессе экс-
плуатации возможно нарушение герметичности оболочек отдель-
28
ных твэлов. Различают два вида такого нарушения: образование
микротрещин, через которые газообразные продукты деления вы-
ходят из твэла в теплоноситель; возникновение дефектов, при ко-
торых возможен прямой контакт топлива с теплоносителем. Усло-
вия работы твэлов в значительной мере определяются конструкци-
ей активной зоны, которая должна обеспечивать проектную гео-
метрию размещения твэлов и необходимое с точки зрения темпера-
турных условий распределение теплоносителя.
Контрольные вопросы
1. Что такое ядерное топливо?
2. Назовите основные делящиеся и воспроизводящие нуклиды.
3. Назовите основные возможные ядерные топливные циклы.
4. Почему торий мало применяется в ядерной энергетике?
5. Каков изотопный состав природного урана?
6. Что такое обогащение ядерного топлива?
7. Назовите основные этапы производства уранового ядерного
топлива.
8. Что такое выгорающий поглотитель нейтронов и каков принцип
его работы?
9. Какие задачи решают легирующие элементы в ядерном топливе?
10. Что понимают под радиационной стойкостью материала?
11. По каким критериям проводят классификацию ядерного топлива?
12. Назовите типичное обогащение ядерного топлива для разных ти-
пов реакторов.
13. Что такое дисперсное ядерное топливо?
14. Дайте понятие глубины выгорания ядерного топлива и назовите
основные единицы ее измерения.
15. Зачем производится перегрузка ядерного топлива в процессе его
работы?
16. Что такое энергонапряженность ядерного топлива?
17. Дайте характеристику рабочих условий ядерного топлива.
18. Какие требования предъявляются к материалу ядерного топлива и
почему?
19. Назовите основные особенности ядерного топлива.
20. Что понимается под регенерацией ядерного топлива?
21. Что такое тепловыделяющий элемент ядерного реактора?
22. Опишите конструкцию тепловыделяющей сборки ядерного реак-
тора.
23. Какие задачи выполняют твэлы и ТВС?
29
Глава 30. МЕТАЛЛИЧЕСКОЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
Уран был открыт в 1789 г., а его радиоактивный распад – в
1896 г. В течение длительного времени уран использовали в огра-
ниченных масштабах для производства специальных сортов стекла
и легирования стали. Перерабатывали урановую руду в основном
для получения радия.
Интерес к урану резко возрос после открытия в 1939 г. деления
нуклида
235
U и установления в 1942 г. возможности использования
урана для производства атомных бомб, а позже – в качестве топли-
ва для ядерных реакторов. В течение короткого времени были вы-
полнены экспериментальные и теоретические работы по глубокому
и всестороннему исследованию свойств урана и его сплавов, уста-
новлены основные закономерности их поведения под облучением,
освоено промышленное производство высококачественных урано-
вых изделий для ядерной техники. Все эти меры позволили создать
ряд сплавов урана, успешно используемых в некоторых типах
ядерных реакторов.
30.1. Уран и его сплавы
Уран является плотным, твердым и малопластичным металлом.
Многие его свойства и, особенно, такие важные, как нейтронно-
физические, сильно зависят от наличия в нем примесей, поэтому к
чистоте урана предъявляются особо высокие требования.
Содержание отдельных примесей с большим сечением захвата
нейтронов (гафний, бор, кадмий, РЗЭ и др.) в ядерно-чистом уране
не должно превышать стотысячные или даже миллионные доли
процента, а примесей с невысоким сечением захвата тепловых
нейтронов (железо, ванадий, кремний, алюминий и др.) –
10
−3
÷10
−4
%. Допустимыми примесями в уране считаются только
немногие трудноудаляемые элементы с малым сечением захвата
нейтронов, такие, как углерод и кислород, суммарное содержание
которых может доходить до 0,1
–0,3 %.
30
Промышленный уран, используемый в атомной энергетике,
обычно имеет чистоту 99,9 % и суммарное содержание примесей –
0,1 %.
30.1.1. Получение металлического урана.
Макро- и микроструктура
Получение урана. В промышленном масштабе высокочистый
металлический уран производят восстановлением тетрафторида
урана кальцием или магнием. При кальциетермическом методе по-
лучают черновые слитки массой до 160 кг, загрязненные шлаковы-
ми включениями, кислородом, углеродом, азотом и водородом, а
также другими неизбежными технологическими примесями. Слит-
ки подвергают вакуумной рафинировочной плавке, в процессе ко-
торой неметаллические примеси переходят в шлак, а некоторые
металлические примеси удаляются за счет испарения.
Магниетермическим восстановлением тетрофторида урана по-
лучают крупные слитки до 1650 кг, которые содержат малое коли-
чество примесей и, вследствие этого, не требуют рафинировочной
переплавки.
Изделия из урана и его сплавов производят литьем, различными
видами горячей и холодной обработки давлением, а также механи-
ческой обработкой резанием. Для получения необходимых струк-
туры и свойств, снятия или уменьшения уровня напряжений, из-
мельчения зерна и разрушения текстуры их подвергают термиче-
ской обработке.
Структура урана. Литой металл имеет неоднородную структу-
ру, состоящую из крупных резко отличающихся по ориентировке
зерен, достигающих в массивных слитках в поперечном сечении
несколько десятков миллиметров. Они содержат, как правило, бо-
лее мелкие кристаллы с близкой ориентировкой.
Одним из важных элементов микроструктуры урана ядерной чи-
стоты являются включения примесных фаз. Даже при малой кон-
центрации примесей они могут иметь большую объемную долю,
так как атомная масса урана обычно намного превышает атомные
массы примесных элементов.
Идентификацию примесных включений в уране осуществляют с
помощью металлографических исследований и рентгенографиче-
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)