Файл: Герасимов В.В. Материалы ядерной техники учеб. пособие.pdf

г

Рис. 1.4. Рабочий канал

уран-графитового реакто­ ра Белоярской атомной

электростанции:

теля.

водства электроэнергии, теплофикационные, для воспроизводст­ ва топлива и другие. Приведенная классификация реакторов несколько условна. Так, о реакторе, представленном на рис. 1.1, можно сказать, что это реактор корпусного типа с водой под давлением, гетерогенный на тепловых нейтронах.

Ядерное топливо в виде стержней (твэлов), собранных в кассеты (рис. 1.5), загружается в активную зону реактора. В реакторах на тепловых нейтронах для поддержания цепной реакции деления необходимо снижение энергии быстрых нейтро­ нов до уровня тепловых, для чего в состав активной зоны вхо­ дит замедлитель нейтронов. В реакторах, работающих на быст­ рых нейтронах, замедлитель отсутствует.

В качестве ядерного топлива могут использоваться только три радиоактивных изотопа: 235U, 233U, 239Pu. Сырьем для полу­ чения 233U и 239Ри служат изотопы 232Th и 238U соответственно. Изотопы 233U и 239Ри называют вторичным ядерным горючим.

Для уменьшения объема активной зоны реактора (и соот­ ветственно внешних его размеров) количество делящихся изо­ топов (235U. 233U, 239Ри) в смеси топлива повышают, т. е. ис­ пользуют обогащение топлива. Обогащение топлива резко по­ вышает его стоимость.

В гетерогенных реакторах для исключения непосредственно­ го контакта ядерного горючего с теплоносителем его помещают в специальные тонкостенные оболочки (небольших размеров 8—14 мм).

На рис. 1.5 представлена кассета с твэлами цилиндриче­ ской формы для реактора с водой под давлением. Тепловыде­ ляющие элементы представляют собой устройства, содержащие твердое ядерное горючее и обеспечивающие при помещении их в активную зону реактора цепную реакцию деления, генерацию тепловой энергии, а при наличии в их составе материалов вос­ производства— накопление изотопов 239Ри и 233U. В наиболее общем случае тепловыделяющий элемент включает в себя сер­ дечник с ядерным горючим, оболочку, хвостовики и днетаиционнрующие детали.

Взависимости от вида ядерного горючего различают сле­ дующие типы твэлов: на основе металлического топлива; с ке­ рамическим топливом; дисперсионного типа.

Взависимости от формы твэлы делятся на цилиндрические, трубчатые, пластинчатые, шарообразные, а также более слож­

ные по конфигурации в виде блоков с отверстиями для прохода теплоносителя, в виде скрученных лент и т. д.

Оболочка твэла служит для изоляции ядерного горючего от теплоносителя и предотвращения загрязнения его частицами ядерного топлива и продуктами деления. Хвостовики позволяют герметизировать топливо в оболочке и вместе с дистанциони-

рующимп деталями служат, кроме того, для крепления твэлов во время работы в строго определенном положении. В ряде случаев в активную зону загружают твэлы, предварительно со­ бранные в группы. Такие группы твэлов называют тепловыде­ ляющими сборками (см. рис. 1.5).

В реакторах на тепловых нейтронах для замедления нейтро­ нов используют материалы с малым атомным весом. В качест­ ве материала замедлителей служат тяжелая и обычная (легкая) вода, графит, бериллий и окись бериллия, некоторые органиче­ ские жидкости.

Для уменьшения утечек нейтронов за пределы активной зоны вокруг нее устанавливают отражатель нейтронов. В качестве отражателей используют те же материалы, что и для замед­ лителей.

Тепло, выделяющееся при делении ядерного топлива, отво­ дят с помощью следующих теплоносителей: обычной воды (с кипением и без кипения в реакторе), тяжелой воды, газов (азо­ та, гелия, углекислоты, водорода и их смеси), жидких метал­ лов (натрия, калия, висмута, свинца и их сплавов, ртути) и органических жидкостей (например, днфенилыюй смеси). Теп­ лоносители ядерных реакторов должны обладать определенны­ ми свойствами:

1) малой коррозионной агрессивностью и малым эрозион­ ным воздействием по отношению ко всем реакторным мате­ риалам;

2)высокой теплоемкостью и теплопроводностью, малой вяз­ костью;

3)высокой температурой кипения и низкой температурой плавления;

4)высокой температуростойкостыо и радиационной стой­

костью;

5)взрывобезопасностью, негорючестью, нетоксичиостыо;

6)низкой стоимостью;

7)слабой активацией.

Малая коррозионная и эрозионная агрессивность теплоноси­ телей повышает надежность работы оборудования и радиацион­ ную безопасность для обслуживающего персонала. При нали­ чии больших удельных тепловых потоков в реакторе требова­ ние высоких теплотехнических характеристик является одним из определяющих факторов при выборе вида теплоносителя.

Регулирование мощности реактора осуществляется измене­ нием вводимого в активную зону количества вещества, погло­ щающего нейтроны. Эти вещества вводятся в активную зону реактора обычно в виде стержней различного профиля, но могут вводиться в виде поглощающих добавок в горючее или в состав конструкционных материалов активной зоны.

Существует возможность «мягкого» регулирования. В этом случае поглощающее нейтроны вещество в виде раствора цирку­ лирует либо в отдельном контуре, либо в теплоносителе. Этим веществом могут быть борная кислота, соли кадмия и т. д. «Мягкое» регулирование не вносит больших изменений в ней­ тронное поле и поле тепловыделения. При этом, однако, встают проблемы радиолиза, коррозии, регулирования концентрации поглощающего вещества.

Для быстрой остановки реактора используют стержни аварий­ ной защиты. Конструктивное оформление и требования к ма­ териалам этих стержней аналогичны стержням регулирования. В качестве материалов регулирующих стержней и системы ава­ рийной защиты используют материалы, содержащие хорошо поглощающие нейтроны элементы: В; Cd, Hf, In, Ag, Eu, Gd и Sm.

Корпус мощных энергетических реакторов имеет внушитель­ ные размеры (диаметр до 4 м и высоту до 12 м). Изготовление корпуса, работающего при высоких давлении и температуре теплоносителя, из нержавеющих аустенитных сталей не пред­ ставляется возможным вследствие низкой прочности их.

Для корпуса реактора используют стали 4STC, 22К, 1X18НIОТ (для корпусов малых размеров). При выполнении корпуса реактора из перлитной стали для уменьшения выхода продуктов коррозии в воду реактора на его внутренней поверх­ ности делают наплавку из стали типа 18/8. Вместо наплавки повысить коррозионную стойкость материала корпуса можно созданием на его поверхности защитной окисной пленки (на­ пример, при обработке ее комплексонами или другими спосо­ бами) .

Корпус реактора работает в жестких условиях: высокое дав­ ление и температура теплоносителя, высокий уровень облучения (а значит, отсутствие визуального контроля за материалом кор­ пуса в процессе его эксплуатации), высокие скорости теплоно­ сителя, который даже при высокой степени чистоты является коррозионноагрессивной средой. Для уменьшения воздействия излучения на корпус реактора вокруг активной зоны устанавли­ вают тепловую защиту, которая представляет собой цилиндри­ ческую обечайку из коррозионностойкой стали (например, ста­ ли типа 18/8).

Для изготовления корпуса парогенератора и других эле­ ментов схемы ядерной энергетической установки использѵют стали 22К, 15ХМ, 16ГНМ, 20.

Количество циркулирующего через активную зону теплоно­ сителя велико, поэтому циркуляция его по первому контуру обычно осуществляется по нескольким петлям (от 4 до 8). Но даже при таком количестве петель диаметры трубопроводов