ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 15.11.2019
Просмотров: 1611
Скачиваний: 1
В реакторах на быстрых нейтронах замедлитель отсутствует.
Поглотители нейтронов
Поглотитель нейтронов – материал, с которым нейтроны интенсивно взаимодействуют посредством реакций, приводящих к исчезновению нейтронов как свободных частиц.
Наличие вещества, поглощающего нейтроны в активной зоне ядерного реактора,
обеспечивает поддержание цепной ядерной реакции на постоянном уровне. Поглотители
нейтронов также используются для быстрого прекращения реакции деления. Для тепловых нейтронов поглотителями являются бор (10В, 11В – используется как отражатель нейтронов), кадмий, никель, самарий, титанат диспрозия, дисперсионные композиции на основе гадолиния и европия, бористые стали и др., для резонансных (быстрых) - 238U.
Поглощающий элемент - элемент ядерного реактора, содержащий материалы – поглотители нейтронов и предназначенный для управления реактивностью реактора. Как правило, в энергетических реакторах используется карбид бора в оболочке из алюминиевого сплава.
Эффективны регулирующие стержни из диборида гафния, HfB2 и диоксида гафния, HfO2. Введение поглотителя нарушает баланс нейтронов в критическом реакторе, в результате чего общее число нейтронов начинает экспоненциально убывать во времени.
Для аварийной остановки реактора (т.е. для быстрого прекращения ядерной реакции в аварийных ситуациях), для автоматического поддержания мощности на определенном уровне, для перевода с одного уровня мощности на другой в автоматическом режиме и компенсации быстрых изменений реактивности, путем выравнивания поля энерговыделений с помощью перемещения поглотителя в активной зоне реактора применяются, регулирующие стержни - пэлы. Пэл представляет собой трубку из нержавеющей стали (внутренний диаметр 8,2 мм, толщина стенки 0,6 мм), заглушенную с обоих концов. Внутри трубки находится сердечник регулирующего стержня диаметром 7 мм, изготовленный из материала с большим сечением поглощения тепловых нейтронов – алюминиевый сплав + Eu2O3. Высота столба поглощающего материала 3740 мм. В 109 ТВС имеются подвижные регулирующие стержни, представляющие собой пучок из 12-20 пэлов, имеющие пружинные подвески на специальной траверсе.
Регулирование мощности реакторов и аварийная защита (прекращение цепной реакции) осуществляются твердыми кассетами-поглотителями из бористой стали (ВВЭР-440) и поглотителями из карбида бора (ВВЭР-1000). Компенсация выгорания и медленных изменений реактивности производится варьированием концентрации борной кислоты в теплоносителе. В 42 периферийных ТВС установлены стержни с выгорающим поглотителем (СВП) (В4С, 1 % по массе естественного бора в циркониевой матрице, оболочка поглощающего элемента – из нержавеющая сталь). Они предназначены для выравнивания поля энерговыделения и снижения размножающих свойств у периферийных ТВС, с обогащением топлива 4,4 % в начале кампании. Конструкционно пучок СВП и пучок ПЭЛов выполнены идентично, но пучок СВП жестко закреплен в траверсе и не имеет пазов для соединения со штангой механизма системы управления защитой. Пучок СВП закреплен неподвижно в кассете вместо пучка ТВЭЛов. Высота столба выгорающего поглотителя в стержне 3500 мм. Общее количество ТВС в активной зоне ВВЭР-1000 шт., из них с регулирующими, стержнями 109 шт.
Теплоносители
Теплоноситель – флюид (гелий, воздух, углекислый газ, вода, водяной пар, органическая жидкость, жидкий металл, расплав солей), циркулирующий через активную зону, чтобы вынести тепло, генерируемое в ней делением и радиоактивным распадом, к парогенераторам или теплообменникам, где это тепло передается теплоносителю второго контура. Некоторые реакторы имеют один контур, где теплоноситель превращается в пар и идет на турбину.
Теплоноситель служит для отвода тепла из активной зоны реактора.
В качестве теплоносителей в ядерных реакторах используются вода, тяжелая вода,
растворы и расплавы солей, металлы с низкой температурой плавления: натрий, сплав натрия с калием (NaK), газы: гелий, диоксид углерода и органические жидкости (терфенил и др.) Эти вещества являются хорошими теплоносителями и имеют малые сечения поглощения нейтронов. Различают теплоносители первого контура, которые переносят тепло из активной зоны реактора к теплообменнику или парогенератору, и теплоносители второго контура, переносящие тепло от теплообменника или парогенератора к паровой турбине.
В мире создано много различных типов реакторов на тепловых нейтронах с разными замедлителями и теплоносителями. В их числе водо-водяные реакторы под давлением, водо-водяные кипящие реакторы, уран-графитовые с водяным теплоносителем, уран-графитовые с ядерным перегревом пара, реакторы органо-органические (с органическим замедлителем и органическим теплоносителем), газо-графитовые (теплоноситель — углекислый газ), реакторы с тяжёлой водой (теплоноситель — обычная вода), тяжеловодные реакторы (с тяжёлой водой в качестве замедлителя и теплоносителя). В «медленных» реакторах используются и газовые теплоносители (углекислый газ, гелий и др.).
Вода представляет собой прекрасный замедлитель и теплоноситель, которая из-за
большой теплоемкости (выше воды объёмная теплоёмкость только у металлов) не требует
больших расходов. Чистая вода практически не активируется нейтронами. Однако она сильно поглощает нейтроны. Кроме того, низкая температура кипения воды (100оС) вызывает высокое давление насыщенных паров (14 МПа) при рабочей температуре 336°С. Сравнительно низкая критическая температура воды и высокое значение критического давления (Ткр=374,15о, ркр = 22,14 МПа) ограничивают максимальную температуру водяного теплоносителя.
Вода в активной зоне реактора нагревается и, циркулируя по контуру под действием насосов, отдает тепло в парогенераторах воде второго контура, пар которой направляется в турбины и где его тепловой потенциал используется для совершения работы вращения электрогенератора. В кипящих водоводяных или графитовых реакторах пар генерируется непосредственно в активной зоне и после сепарации, отделения капель влаги, направляется в турбины, где срабатывается его потенциал. Иногда как замедлителем, так и теплоносителем является бидистилят (дважды дистиллированная вода). Часто в теплоноситель вводят химические добавки для того, чтобы защитить нетопливные компоненты активной зоны и чтобы уменьшить дозовые нагрузки на персонал. Так, АЭС с реакторами BWR эксплуатируются при повышенном содержании водорода и с добавками цинка и/или благородных металлов. В реакторах PWR при повышении начального обогащения топлива требуется более высокая концентрация бора в воде, которая должна быть сбалансирована более высоким содержанием лития для регулирования рН.
Под действием ионизирующего излучения происходит разложение воды (радиолиз) с участием следующих реакций:
Н2О→Н2О+ + е- ;
Н2О→Н+ + ОН-;
Н2О →Н + ОН+ + е-;
Н2О*→Н + ОН, где Н2О* - возбуждённая молекула воды;
Н2О + е- → Н + ОН-;
2Н2О→Н2 + Н2О2.
Таким образом, в облучаемой воде одновременно образуются ионы Н+, ОН+, ОН-, атомы водорода и свободные радикалы ОН. Это чрезвычайно активные в химическом отношении агенты, повышающие химическую активность воды. Образование в воде водорода и перекиси водорода зависит и от наличия в воде растворённых газов. Избыток водорода в водорода уменьшает скорость радиолиза. Избыток в воде кислорода понижает концентрацию водорода вследствие синтеза воды. В процессе радиолиза воды существенное значение имеют растворённые в ней примеси, способные взаимодействовать с ионами Н+ и ОН-. Так, ионы Cl-, Br- , I-, Cu2+ даже при малых концентрациях заметно усиливают разложение воды.
Органические теплоносители типа дифенила, терфенила, моноизопропилдефинила и др. представляют собой углеводороды, которые в ядерном отношении являются смесью углерода с водородом и обладают низким сечением поглощения тепловых нейтронов. Хорошая замедляющая способность, низкая активация, удовлетворительные теплофизические свойства, низкое давление насыщенных паров и ряд других достоинств позволяют на основе применения органических теплоносителей снизить размеры и весовые характеристики ЯЭУ.
Вследствие высокой температуры кипения органических жидкостей давление в первом контуре реакторов с органическими теплоносителями ниже, чем у водо-водяных. Положительными качествами реакторов с органическим теплоносителем считают малые размеры активной зоны, отсутствие коррозии топливных элементов и технологических каналов, малую активацию теплоносителя в нейтронном потоке; недостатками – низкие теплопроводящие свойства, высокую стоимость теплоносителя-замедлителя, сравнительно высокая температура плавления чистого полифинила (необходим подогрев теплоносителя перед пуском реактора), а также его разложение и полимеризацию при нагреве и облучении, сопровождающиеся изменением состава и свойств теплоносителя. Терфенил, например, имеет то преимущество перед водой, что у него низкое давление паров при рабочей температуре, но он разлагается и полимеризуется под действием высоких температур и радиационных потоков, характерных для реакторов.
В реакторах на быстрых нейтронах используются жидкометаллическим теплоносители (Li, Na, K, эвтектический сплав натрий-калий, висмут-свинец). Эти теплоносители имеют высокую термическую устойчивость, высокие температуры кипения, очень низкое давление насыщенных паров и могут быть использованы для охлаждения ЯЭУ при высоких температурах. Однако эти теплоносители обладают повышенным сечением поглощения тепловых нейтронов и не могут применяться в реакторах на тепловых нейтронах. Недостатком жидких металлов является низкая по сравнению с водой объёмная теплоёмкость, они весьма химически активны по отношению к другим материалам, энергично взаимодействую с газами.
Натрий является хорошим теплоносителем, но у него есть недостатки: в нем наводится радиоактивность, у него низкая теплоемкость, он химически активен и затвердевает при комнатной температуре. Сплав натрия с калием сходен по свойствам с натрием, но остается жидким при комнатной температуре. Реакторы с жидкометаллическим теплоносителем обладают некоторыми преимуществами перед реакторами водо-водяного типа. Применение в качестве теплоносителя расплавленных металлов позволяет увеличить температуру в первом контуре при сравнительно низком давлении (5 -7 атм), что повышает экономичность установок. Однако при этом усложняется обслуживание реактора, повышается его стоимость и вследствие усиленной
защиты и введения в отдельных случаях дополнительного контура увеличивается вес установок.
Более того, расплавленные щелочные металлы при высоких температурах химически весьма активны, что усиливает коррозию систем. Они также бурно реагируют при контакте с водой и воздухом, вследствие чего возможны взрывы и пожары. Газовое охлаждение нашло применение в некоторых реакторах. Используют углекислый газ, гелий, воздух и другие газы. Поскольку газы имеют небольшую плотность, низкую объёмную теплоёмкость и небольшой коэффициент теплопроводности, то для обеспечения эффективного теплосъёма необходимо пропускать через реактор значительные объёмы газа, что возможно при высоких давлениях (несколько мегапаскалей, 1МПа=10 атм). Из всех газов наиболее благоприятными теплофизическими и ядерными свойствами обладают гелий и водород, однако водород взрывоопасен и коррозионно-активен. Гелий – прекрасный теплоноситель, но у него мала удельная теплоемкость. Диоксид углерода представляет собой хороший теплоноситель, и он широко применялся в реакторах с графитовым замедлителем. В реакторах БН в качестве теплоносителя иногда применяется N2O4.
Материалы – отражатели нейтронов
Отражатель нейтронов, слой вещества (обычно графита, тяжёлой воды), окружающий активную зону ядерного реактора и служащий для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Отражатель нейтроновн. позволяет уменьшить критическую массу делящегося вещества и увеличить съём мощности с единицы объёма активной зоны.
Эффективность использования тепловых нейтронов в реакции деления урана можно существенно повысить, окружив образец делящегося вещества слоем материала, отражающего нейтроны. Обычно отражатель - слой неделящегося вещества с малым сечением захвата и большим сечением рассеяния. Отражатель возвращает значительную часть нейтронов, вылетающих через поверхность образца (или установки). Отражатель изготавливают из бериллия (часто в виде оксида, ВеО), бора (11В) или природного урана, но иногда используют графит, гидриды некоторых металлов и даже железо. В первых атомных бомбах для отражения нейтронов использовался карбид вольфрама.
Тема 5. Тепловыделяющие элементы и топливные сборки
Цель лекции: Знакомство с тепловыделяющими элементами и топливными сборками
Вопросы к теме:
1 ТВЭЛ и ТВС для ВВЭР
2 ТВЭЛ для РБМК
3 ТВС для реактора на быстрых нейтронах, БН600
4 Микросферы для ТВЭЛов
Основной составной частью активной зоны ядерного энергетического реактора являются ТВЭЛы, собранные в тепловыделяющие сборки (ТВС) и содержащие определённое количество твёрдого ядерного топлива. Сейчас, вместе с совершенствованием ядерных композиций, улучшается конструкция тепловыделяющих элементов, топливных таблеток – за счёт использования технологий изготовления, спекания, сварки, химической и механической обработки. Всё это улучшает эксплуатационные свойства ядерного топлива, повышает его надёжность и безопасность.
Тепловыделяющий элемент является конструкционным элементом ядерного реактора, в котором размещается ядерное топливо. ТВЭЛы устанавливаются в активную зону ядерного реактора и обеспечивают генерацию основной части тепловой энергии и передачу ее теплоносителю. Более 90% всей энергии освобождающейся в реакторе при делении ядер, выделяется внутри ТВЭЛов и отводится обтекающим ТВЭЛ теплоносителем. ТВЭЛы работают в очень тяжелых условиях: плотность теплового потока от ТВЭЛа к теплоносителю достигает 1-2 МВт/кв.м., а температура колеблется до 3200 градусов. Наиболее важными явлениями с точки зрения анализа поведения ТВЭЛов при облучении являются распухание топлива и выход газовых продуктов деления, изменение внутреннего давления и т.д.
Тепловыделяющий элемент обычно представляет собой топливный сердечник с
герметичной оболочкой. Оболочка предотвращает утечку продуктов деления и взаимодействие топлива с теплоносителем. Материал оболочки должен слабо поглощать нейтроны и обладать приемлемыми механическими, гидравлическими и теплопроводящими характеристиками. ТВЭЛы классифицируют по природе используемого топлива, форме ТВЭЛа, характеру контакта топливо-оболочка, типу ядерного реактора.
Форма и геометрические размеры ТВЭЛа зависят от типа реактора, а также технологии изготовления. Наиболее распространённой формой ТВЭЛа является длинный цилиндрический топливный стержень, заключённый в металлическую оболочку. В некоторых реакторах используются ТВЭЛы в форме пластин (исследовательские реакторы), шара (высокотемпературные газографитовые реакторы) или другой конфигурации. Некоторые варианты сечений ТВЭЛов и их взаимного расположения в активной зоне реактора показаны на рис.2. Компоновка ТВЭЛов в сборки осуществляется с помощью дистанционирующих деталей. ТВС является структурным элементом активной зоны реактора, позволяющим осуществить загрузку и выгрузку ядерного топлива.
По характеру топлива и оболочки различают: ТВЭЛы, в которых топливо и оболочка металлические, ТВЭЛы, состоящие из керамического топлива и металлической оболочки и полностью керамические ТВЭЛы, покрытые пленками из пироуглерода, включенные в графитовую матрицу. Только по характеру топлива различают ТВЭЛы: металлические ТВЭЛы, в которых металлическое топливо слабо легировано, керамические ТВЭЛы с керамическим топливом без разбавляющих добавок, дисперсионные ТВЭЛы, в которых топливо является сильно разбавленным сплавом или полностью керамическим с низким содержанием топлива на единицу объема. По форме ТВЭЛа различают пластинчатые; сплошные цилиндрические, проволочные, прутковые, таблеточные, однокольцевые и многокольцевые, трубчатые; шаровые; пластинчатые; моноблочные перфорированные. По способу реализации контакта «топливо- оболочка» различают: ТВЭЛы с механическим контактом; ТВЭЛы с металлургическим контактом; ТВЭЛы с промежуточным слоем. Для увеличения теплопередающей поверхности могут быть использованы различные виды оребрения: продольное; поперечное; продольное с прямыми ребрами и спиральными перегородками; спиральное; шевронное.