ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 15.11.2019
Просмотров: 1610
Скачиваний: 1
Исходный материал - материал, содержащий уран или торий с содержанием изотопов в том отношении, в каком они находятся в природном уране и тории; уран, обедненный изотопом урана-235, любое из вышеуказанных веществ в любой физической или химической форме.
Кермет (керамикометаллический материал) – гетерогенная композиция из металлов и неметаллов (например, оксидов), сочетающие тугоплавкость, твёрдость и жаростойкость керамики с проводимостью, пластичностью, термостойкостью и др. свойствами металлов. Получают методами порошковой металлургии.
Топливом ядерных реакторов является либо естественный уран, в котором концентрация урана-235 составляет 0,7 % либо обогащенный уран, т.е. уран, в котором концентрация изотопов урана-235 достигает нескольких процентов. Ядерное топливо бывает металлическим, керамическим, дисперсионным, керметным и др. Ядерное горючее для гетерогенных атомных реакторов изготавливается в виде порошка, сфер или таблеток.
Ядерное топливо должно удовлетворять следующим требованиям: обогащение по делящемуся 235U должно обеспечить поддержание самопроизвольной цепной реакции на продолжении расчётной кампании с учётом поглощения неделящимися ядрами активной зоны (238U, теплоносителя, поглотителя, конструкционного материала) с максимальной глубиной выгорания; оболочки тепловыделяющих элементов должны обладать минимально возможными поглощающими нейтроны свойствами; оболочки тепловыделяющих элементов должны обладать высокой температуростойкостью и выдерживать высокие внутренние и внешние давления, обеспечивая при этом герметичность; конструкция сборки тепловыделяющих элементов в составе активной зоны должна обеспечивать эффективный отвод тепла теплоносителю; композиция таблетки ядерного делящегося материала должна обеспечивать высокую температуростойкость, прочность, теплопроводность, устойчивость к фазовым изменениям при температуре и радиационном преобразовании в процессе деления составляющих её ядер 235U. Самое главное: при любых режимах эксплуатации, включая аварийные, должно быть обеспечено нераспространение радиоактивных продуктов, возникающих при делении ядер 235U в пределах тепловыделяющих элементов.
Наиболее распространено топливо в виде таблеток из спечённого диоксида урана UO2 (слегка обогащённого 235U) диаметром 9-10 мм, которые помещены в цилиндрическую защитную оболочку, изготовленную, например, из циркониевого сплава.
Рис.1 Гранулированное микротопливо.
В настоящее время технология ядерного топлива развивается в
сторону повышения его безопасности, надёжности – за счёт создания дополнительных барьеров на пути распространения радиоактивных продуктов деления, а также обеспечения сохранности этих барьеров в любых режимах работы. Одно из перспективных направлений
совершенствования легководных реакторов связано с внедрением керметного (т.е. керамическо-металлического) микротоплива. Оно представляет собой сферы их обогащённого керамического UO2, покрытого герметичной оболочкой из циркониевого сплава (Рис.1). При этом гомогенно перемешенные в силумине микротвэлы диаметром 0,4–0,6 мм располагаются таким образом, что исключается касание любых двух соседних микротвэлов. Конструктивно устройство оболочки тепловыделяющего элемента не изменяется, но керметно-топливной композицией заполняет весь объём оболочки ТВЭЛ без зазоров и пустот.
Силумин – лёгкие литейные сплавы алюминия (основа) с кремнием (3 – 13%, иногда до 26%) и
некоторыми другими элементами (Cu, Mn, Mg, Zn, Ti, Be).
Такая конструкция обеспечивает наибольшую теплопроводность от топлива теплоносителю, снижая максимальную температуру внутри ТВЭЛ до 600оС, повышая тем самым безопасность реактора. Улучшаются условия эксплуатации АЭС с реактором типа ВВЭР. Создаётся дополнительный барьер безопасности на пути распространения продуктов деления (герметичная и прочная оболочка микротвэла), что улучшает сохранность оболочек микротвэлов, предотвращающая выход продуктов деления при разгерметизации оболочки тепловыделяющего элемента (выход радиоактивных осколков деления снижается на 2 – 3 порядка). Максимальная глубина выгорания повышается более чем вдвое – до 120 МВт-сут/кг UO2. Уменьшается в 2 раза аккумуляции тепла в ядерном топливе, снижается расход воды на аварийное охлаждение.
Обладая рядом достоинств, легководные реакторы с керметным топливом имеют один серьёзный недостаток: пониженное содержание урана-238 в топливе приводит к ослаблению температурных обратных связей, реализуемых через резонасный захват. Более того, в определенных ситуациях возможно возникновение положительной обратной связи по температуре теплоносителя. Имеется два пути преодоления неблагоприятного эффекта: увеличение уран-водного отношения, например, за счет увеличения диаметра ТВЭлов, либо использование в той или иной форме выгорающих поглотителей. При этом конструкция ТВС для реактора ВВЭР-1000. Неблагоприятный эффект может быть уменьшен за счет перемещения поглотителя (например, 10В) из теплоносителя в топливо.
Типичное топливо для легководного реактора содержит UO2, обогащённый по 235U дл 6,3%, кермет (в виде силумина) и 10В (0,25 или 0,75%). В реакторе с таким образом, коэффициент реактивности существенно сдвинут в благоприятном направлении ценой увеличения концентрации бора в топливе с соответствующим ухудшением показателей использования топлива.
Современное ядерное топливо, в виде шариков, изготовленных из диоксида урана слегка обогащённого 235U, вполне безопасно, но оно плохо проводит тепло при высоких температурах, ограничивая тем самым допустимую мощность реактора и способствуя повреждению топливных элементов. Это требует их замены прежде, чем всё ядерное горючее будет использовано для выработки электроэнергии. Из-за плохой теплопроводности материала температура в центре топливного шарика намного выше, чем по краям, откуда система охлаждения реактора отводит тепло. Для улучшения характеристик топлива смешивают оксид урана с оксидом бериллия. Такое топливо обладает на 50% более высокой теплопроводностью. Это уменьшает разницу между температурой в центре шарика с ядерным топливом и температурой снаружи топливных сборок, что снижает риск расплавления и повреждения ядра реактора и позволяет дольше держать топливо в работе, т. е. - более полно его использовать, прежде, чем реактор потребует загрузки нового топлива.
Топливо для реакторов на тепловых нейтронах
При правильном выборе замедлителя реактор на тепловых нейтронах может работать на любом топливе - от природного урана до обогащенного урана и плутония.
Топливо для ВВЭР
В топливных таблетках для реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в качестве выгорающего поглотителя используется гадолиний (содержание оксида гадолиния варьируется в интервале 3 – 8% масс). Существующая технология позволяет добиться гомогенного распределения гадолиния по топливной таблетке и образованием твердого раствора оксида гадолиния в оксиде урана. В топливных таблетках стремятся образовать однородную пористую структуру, избегая маленьких и больших пор, и добиться однородных размеров зерен. Данные меры обеспечивают более полное выгорание топлива в реакторе. Таблетки керамического ядерного топлива для тяжеловодных реакторов типа PHWR (CANDU, Канада) изготавливаются из природного урана (в виде оксида урана). В английских газовых реакторах также используется природный уран, но в виде металла. В некоторых реакторах используется топливо с таблетками из UO2 c добавкой 0,25% алюмосиликата, что повышает устойчивость ТВЭЛа к разрушению по механизму PCI- эффекта (взаимодействие топливной таблетки с металлической оболочкой ТВЭЛа).
Топливо для РБМК
Топливом для реактора РБМК-1000 служат таблетки из диоксида урана с добавками оксида эрбия (диаметр 11,48, высота 12 – 15 мм). Между цилиндрической и торцевой поверхностью топливной таблетки имеется фаска, предназначенная для уменьшения сколообразования в процессе снаряжения и эксплуатации ТВЭЛа. На торцевой поверхности топливной таблетки сформирована лунка, предназначенная для аккумуляции продуктов деления ядерного топлива и для компенсации объемных изменений таблетки в процессе работы реактора. Введение в таблетки керамического ядерного топлива для реакторов РБМК 0.2 - 0.6 масс. % оксида эрбия в качестве выгорающего поглотителя нейтронов позволяет значительно улучшить экономические показатели работы реактора, повысить его безопасность за счет уменьшения реактивности топлива на начальных стадиях выгорания. В таблетке уран-эрбиевого топлива имеется центральное отверстие диаметром 1.9 мм, предназначенное для уменьшения радиального градиента температур в топливной таблетке при ее работе в реакторе, для стабилизации структуры таблетки в течение всего цикла работы.
Топливо для реакторов на быстрых нейтронах
В реакторах на быстрых нейтронах при подборе конструкционных и технологических
материалов избегают применения веществ с низким массовым числом, которые могут замедлить нейтроны. Сечение поглощения быстрых нейтронов обычно мало и захват нейтронов в таком реакторе представляет меньшую опасность по сравнению с тепловыми реакторами. Возможности для выбора материалов здесь шире. Но для реактора на быстрых нейтронах необходимо обогащенное топливо, содержащее не менее 15-25% делящегося вещества. В связи с небольшими размерами активной зоны реакторов на быстрых нейтронах возрастают требования к теплоотводу.
В реакторах на быстрых нейтронах обычно используют высокообогащённое по 235U топливо в виде диоксида или (чаще) нитрида урана. В последнее время предложено использовать топливо на основе смеси оксидов плутония и урана (МОКС-топливо). В новом поколении реакторов на быстрых нейтронах было предложено использовать не только оксиды плутония и урана (мокс-топливо), но и нитридное топливо (UN-PuN). Смешанное уран-плутониевое нитридное топливо является наиболее перспективным для быстрых реакторов. В основу процесса синтеза порошков нитридов урана из слитков металла положены следующие операции: перевод металла в порошок через ряд циклов гидрирования и дегидрирования; азотирование порошка урана и оставшегося гидрида газообразным азотом до получения UNx. Полученные порошки нитрида урана (UNx) содержат от 6,2 до 8,3 мас.% азота. Площадь удельной поверхности находится в пределах 0,40-0,67 м2/г, а насыпная плотность образцов - в пределах 2,5 - 3,9 г/см3.
Топливо для гомогенных реакторов
В гомогенных атомных реакторах делящееся вещество и замедлитель - находятся в смеси, образующей однородную для нейтронов среду. Примером может служить раствор ядерного топлива в воде или взвесь в воде.
Замедлители нейтронов
Замедлитель нейтронов - материал в реакторе, предназначенный для уменьшения кинетической энергии (скорости) быстрых нейтронов, образующихся в результате деления ядер урана, до тепловых уровней. Тепловые нейтроны с много большей вероятностью вызывают деление ядер урана-235.
Вода легкая - самое дешевое и распространенное в природе вещество, которое может быть
использовано в качестве замедлителя и рабочего тела ЯЭУ.
Вода тяжелая - тяжелая вода (D2О) по сравнению с обычной имеет значительно лучшие ядерно-физические свойства. Она почти не поглощает тепловых нейтронов, поэтому является лучшим
замедлителем. Применение тяжелой воды в качестве замедлителя позволяет использовать в качестве топлива природный уран; уменьшается первоначальная загрузка топлива и ежегодное его потребление.
Однако стоимость тяжелой воды очень высока.
Графит - минерал, одна из кристаллических форм углерода. В ядерных реакторах используется графит ядерной чистоты в качестве замедлителя нейтронов.
Графит ядерной чистоты - графит, из которого в основном удалены вещества, поглощающие нейтроны.
Замедлитель служит для уменьшения энергии нейтронов, испускаемых в процессе
деления, примерно от 1 МэВ до тепловых энергий около 0,025 эВ. Поскольку замедление
происходит главным образом в результате упругого рассеяния на ядрах неделящихся атомов, масса атомов замедлителя должна быть как можно меньше, чтобы нейтрон мог передавать им максимальную энергию. Кроме того, у атомов замедлителя должно быть мало (по сравнению с сечением рассеяния) сечение захвата, так как нейтрону приходится многократно сталкиваться с атомами замедлителя, прежде чем он замедляется до тепловой энергии.
Наиболее распространенные замедлители нейтронов слабо поглощают тепловые нейтроны.
Наилучшим замедлителем является водород, поскольку его масса почти равна массе нейтрона и, следовательно, нейтрон при соударении с водородом теряет наибольшее количество энергии. Но обычный (легкий) водород слишком сильно поглощает нейтроны, а потому более подходящими замедлителями, несмотря на несколько большую массу, оказываются дейтерий (тяжелый водород) и тяжелая вода, так как они меньше поглощают нейтроны. Хорошим замедлителем можно считать бериллий. У углерода столь малое сечение поглощения нейтронов, что он эффективно замедляет нейтроны, хотя для замедления в нем требуется гораздо больше столкновений, чем в водороде.
Среднее число N упругих столкновений, необходимое для замедления нейтрона от 1 МэВ до 0,025 эВ, при использовании водорода, дейтерия, бериллия и углерода составляет
приблизительно 18, 27, 36 и 135 соответственно. Приближенный характер этих значений
обусловлен тем, что из-за наличия химической энергии связи в замедлителе столкновения при энергиях ниже 0,3 эВ вряд ли могут быть упругими. При низких энергиях атомная решетка может передавать энергию нейтронам или изменять эффективную массу в столкновении, нарушая этим процесс замедления.
Основными материалами, используемыми в качестве замедлителей, являются вещества, состоящие из элементов с малыми атомными весами, а именно: обычная вода, тяжелая вода, органические жидкости, например, высококипящие органические жидкости типа дифенила, дифенилоксана и их смеси, графит, соединения бериллия, гидриды металлов. Обычная вода менее эффективна, чем тяжелая, но широко применяется из-за дешевизны. Для уменьшения содержания солей вода подвергается перегонке и дополнительной химической очистке.
Дейтерий (в виде D2O) является наилучшим замедлителем: замедление нейтронов в нем происходит почти без потерь. Поэтому в тяжеловодных реакторах обычно используется природный (не обогащенный по 235U) уран. Легкая вода (Н2О) является более дешевым замедлителем и используется в легководных реакторах (например, ВВЭР). Для компенсации потерь нейтронов, обусловленных поглощением их ядрами протия используют ядерное топливо с большим содержанием 235U. Применение графита как замедлителя позволяет использовать в качестве ядерного топлива природный уран. Количество столкновений необходимое для замедления быстрого нейтрона до теплового составляет для углерода около 114. Тем не менее, в графитовом реакторе типа РБМК из экономических соображений используют слабообогащенный уран.
В энергетических реакторах в качестве замедлителей обычно используют: воду (Н2О) - реакторы типа PWR, ВВЭР, тяжелую воду (D2O) - реакторы типа CANDU или графит – реакторы типа РБМК, Magnox, HTGR. В некоторых реакторах (например, в космических) в качестве замедлителя применяют бериллий или оксид беррилия.