Калин Физическое материаловедение Том 6 Част 2 2008

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 239Pu в зоне воспроизводства на 238U образуется 1,5 т 239Pu. В этом случае говорят о расширенном воспроизводстве ядерного топлива.

3. Ядерное топливо выгорает до размеров критической массы, которая представляет собой минимальную массу делящегося вещества, при которой в нем может происходить самоподдерживающаяся ядерная реакция деления. Если масса вещества ниже критической, то слишком много нейтронов, необходимых для реакции деления, теряется, и цепная реакция не идет. 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. Минимальную критическую массу имеет образец сферической формы, так как площадь его поверхности наименьшая. Критическая масса чистого металлического 239Pu сферической формы 11 кг (диаметр такой сферы 10 см), 235U – 50 кг (диаметр сферы 17 см). Критическая масса также зависит от химического состава топлива, наличия конструкционных материалов, окружающих ядерное топливо, отражателей и замедлителей нейтронов и их пространственного расположения в АЗ реактора. Так же необходимо учитывать, что в процессе эксплуатации ядерное топливо не выгорает до критической массы, что связано уже не с физикой нейтронов, а с радиационной стойкостью топлива и конструкционных материалов.

4.Ядерное топливо обладает очень высокой чистотой по примесям, что необходимо для снижения бесполезного захвата тепловых нейтронов.

5.Ядерное топливо можно использовать многократно, подвер-

гая его процессу регенерации. В процессе регенерации U и Pu очищают от продуктов деления. Затем Pu в виде PuO2 направляют для изготовления сердечников, а U, в зависимости от его изотопного состава, или также направляют для изготовления сердечников, или переводят в UF6 с целью обогащения 235U. Регенерация ядерного

21

топлива – сложный и дорогостоящий процесс переработки высокорадиоактивных веществ, требующий защиты от радиоактивных излучений и дистанционного управления всеми операциями даже после длительной выдержки отработавшего топлива в специальных хранилищах. При этом в каждом аппарате ограничивается допустимое количество делящихся веществ, чтобы предупредить возникновение самопроизвольной цепной реакции. Большие трудности связаны с переработкой и захоронением радиоактивных отходов. Разрабатываются методы остекловывания и битумирования отходов, «закачка» слабоактивных растворов в глубокие горизонты Земли. Стоимость процессов регенерации ядерного топлива и переработки радиоактивных отходов оказывает существенное влияние на экономические показатели атомных электростанций.

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.

24.1.6. 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 стоимость. Твэл представляет собой конструкцию правильной геометрической формы, в которой герметично заключено ядерное топливо. В энергетических реакторах, как правило, используются стержневые твэлы с топливом в виде прессованных таблеток диоксида урана, заключенных в оболочку из стали или циркониевого сплава

(рис. 24.2).

Твэлы для удобства управления реактором собираются в тепловыделяющие сборки (ТВС), которые устанавливаются в активной зоне ядерного реактора. Необходимое пространственное расположение твэлов в ТВС обеспечивается с помощью дистанционирую-

22

щих решеток или проволоки. В отечественных энергетических реакторах ТВС имеют преимущественно шестигранную форму, а в зарубежных – квадратную (рис. 24.3).

Рис. 24.2. Конструкционная схема твэла реактора типа ВВЭР:

1 – нижняя заглушка; 2 – разрезная втулка; 3 – топливная таблетка; 4 – оболочка; 5 – втулка; 6 – наконечник

Рис. 24.3. Схема сборки твэлов в шестигранный чехол и общий вид ТВС: 1 – хвостовик; 2 – калиброванные отверстия; 3 – пучок твэлов; 4 – головка; 5 – проволочные вытеснители

В твэлах происходит генерация основной доли тепловой энергии и передача ее теплоносителю. Более 90 % всей энергии, освобождающейся при делении тяжелых ядер, выделяется внутрь твэлов и отводится обтекающим твэлы теплоносителем. Твэлы работают в очень тяжелых тепловых режимах: максимальная плотность теплового потока от твэла к теплоносителю достигает (1 – 2)·106 Вт/м2.

Большие тепловые потоки, проходящие через поверхность твэлов, и значительная энергонапряженность топлива требуют исключительно высокой стойкости и надежности твэлов. Помимо этого,

23

условия работы твэлов осложняются высокой рабочей температурой, достигающей 300 – 800 °С на наружной поверхности оболочки, возможностью тепловых ударов, вибрацией, наличием потока нейтронов (флюенс достигает 1027 нейтр./м2).

К твэлам предъявляются высокие технические требования: простота конструкции; механическая устойчивость и прочность в потоке теплоносителя, обеспечивающая сохранение размеров и герметичности; малое поглощение нейтронов конструкционным материалом 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 интенсивность отвода теплоты теплоносителем от всей поверхности твэла, а также гарантировать большую глубину выгорания ядерного топлива и высокую степень удержания продуктов деления.

Твэлы должны обладать радиационной стойкостью, иметь требуемые размеры и конструкцию, обеспечивающие возможность быстрого проведения перегрузочных операций; обладать простотой и экономичностью регенерации ядерного топлива и низкой стоимостью. 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 установить и обосновать допустимые пределы повреждения твэлов (количество и степень повреждения). Активная зона проектируется таким образом, чтобы при работе на протяжении всего ее расчетного срока службы не превышались установленные пределы повреждения твэлов. Выполнение указанных требований обеспечивается конструкцией активной зоны, качеством теплоносителем, характеристиками и надежностью системы теплоотвода. В процессе эксплуатации возможно нарушение герметичности оболочек отдельных твэлов. Различают два вида такого нарушения: образование микротрещин, через которые газообразные продукты деления выходят из твэла в теплоноситель (дефект типа газовой плотности); возникновение дефектов, при которых возможен прямой контакт

24

топлива с теплоносителем. Условия работы твэлов в значительной мере определяются конструкцией активной зоны, которая должна обеспечивать проектную геометрию размещения твэлов и необходимое с точки зрения температурных 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 топли-

ва.

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 типов 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?

25

24.2. Металлическое ядерное топливо

24.2.1. Уран и его сплавы

Уран был открыт в 1789 г., а его радиоактивный распад – в 1896 г. В течение длительного времени уран использовали в ограниченных 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 235U и установления в 1942 г. возможности использования урана для производства атомных бомб, а также в качестве топлива для ядерных реакторов. В течение короткого времени были выполнены экспериментальные и теоретические работы по глубокому и всестороннему исследованию свойств урана и его сплавов, установлены основные закономерности их поведения под облучением, освоено промышленное производство высококачественных урановых изделий для атомной техники. Все эти меры позволили создать ряд сплавов урана, успешно используемых в некоторых типах ядерных реакторов.

Уран является плотным, твердым и малопластичным металлом. Многие его свойства и особенно такие важные, как нейтроннофизические, 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, РЗМ и др.) в ядерно-чистом уране не должно превышать стотысячные или даже миллионные доли процента, а примесей с невысоким сечением захвата тепловых нейронов (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 %.

Промышленный уран, используемый в атомной энергетике, обычно имеет чистоту 99,9 % и суммарное содержание примесей –

0,1 %.

26

Получение металлического урана. Макро- и микроструктура

Получение урана. В промышленном масштабе высокочистый металлический уран производят восстановлением тетрафторида урана кальцием или магнием. При кальциетермическом методе получают черновые слитки массой до 160 кг, загрязненные шлаковыми включениями, кислородом, углеродом, азотом и водородом, а также другими неизбежными технологическими примесями. Слитки подвергают вакуумной рафинировочной плавке, в процессе которой неметаллические примеси переходят в шлак, а некоторые металлические примеси удаляются за счет испарения.

Магниетермическим восстановлением тетрофторида урана получают крупные слитки до 1650 кг, которые содержат малое количество 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 механической обработкой резанием. Для получения необходимых структуры и свойств, снятия или уменьшения уровня напряжений, измельчения зерна и разрушения текстуры их подвергают термической обработке.

Структура урана. Литой металл имеет неоднородную структуру, состоящую из крупных резко отличающихся по ориентировке кристаллов, достигающих в массивных слитках в поперечном сечении несколько десятков миллиметров. Они содержат, как правило, более мелкие кристаллы с близкой ориентировкой.

Одним из важных элементов микроструктуры урана ядерной чистоты являются включения примесных фаз. При малой концентрации 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 рентгенографического (фазового) анализа. Типичные изображения включений в загрязненном и высокочастотном уране показаны на рис. 24.4.

27