Из чего делают твэлы. Твэл - физическая энциклопедия

Цель лекции: Знакомство степловыделяющими 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.

Тепловыделяющие элементы – это обычно таблетки спеченного оксида урана в трубках из алюминия, циркония или нержавеющей стали; таблетки сплавов урана с цирконием, молибденом и алюминием, покрытые цирконием или алюминием (в случае алюминиевого сплава); таблетки графита с диспергированным карбидом урана, покрытые непроницаемым графитом.

Рис.2.Варианты сечения ТВЭЛов и их дистанционирования.

Для водо-водяных реакторов наиболее предпочтительны таблетки оксида урана в трубках из нержавеющей стали. Диоксид урана не вступает в реакцию с водой, отличается высокой радиационной стойкостью и характеризуется высокой температурой плавления. Для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов подходят графитовые топливные элементы, но у них имеется серьезный недостаток – за счет диффузии или из-за дефектов в графите через их оболочку могут проникать газообразные продукты деления. Органические теплоносители несовместимы с циркониевыми твэлами и поэтому требуют применения алюминиевых сплавов. Перспективы реакторов с органическими теплоносителями зависят от того, будут ли созданы алюминиевые сплавы или изделия порошковой металлургии, которые обладали бы прочностью (при рабочих температурах) и теплопроводностью, необходимыми для применения ребер, повышающих перенос тепла к теплоносителю. Поскольку теплообмен между топливом и органическим теплоносителем за счет теплопроводности мал, желательно использовать поверхностное кипение для увеличения теплопередачи. С поверхностным кипением будут связаны новые проблемы, но они должны быть решены, если использование органических теплоносителей окажется выгодным.

Помимо порошков и гранул, в последнее время появилось новое микросферическое

гранулированное керамическое топливо (диаметр гранул – несколько микрон), которое

применяется для производства большого класса дисперсных ТВЭЛов с металлокерамической композицией, ТВЭЛов на основе графитовой матрицы, микроТВЭЛов с различными типами покрытий, используемых в высокотемпературных газоохлаждаемых атомных реакторах, а также виброуплотненных стержневых ТВЭЛов. Подобное топливо, видимо, будет применяться в газо- турбинном модульном реакторе.

В тепловом реакторе ТВЭЛы образуют решетку, свободное пространство которой

заполняется замедлителем.

По характеру топлива и оболочки различают ТВЭЛы, в которых топливо и оболочка металлические; ТВЭЛы, состоящие из керамического топлива и металлической оболочки; полностью керамические ТВЭЛы, покрытые пленками из пироуглерода, включенные в графитовую матрицу. Только по характеру топлива различают 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 ТВЭЛы бывают: пластинчатые; слошные цилиндрические (блочковые; стержневые; проволочные, прутковые, таблеточные; однокольцевые и многокольцевые; трубчатые); шаровые; моноблочные; ТВЭЛ других форм. По способу реализации контакта «топливо-оболочка» различают ТВЭЛы с механическим контактом; ТВЭЛы с металлургическим контактом; ТВЭЛы с промежуточным слоем

Тепловыделяющие элементы гетерогенных реакторов обеспечивают сохранение ядерного горючего и образующихся осколков в небольшом замкнутом пространстве. ТВЭЛы представляют собой обычно литые Th, U, Pu, их сплавы или прессованную смесь – керамику или металлокерамику – делящегося вещества в виде оксида, карбида и т.п. с матрицей из металлов, окислов и т.п. Матрица обеспечивает необходимое разбавление делящихся изотопов до допустимых, с точки зрения удельных тепловых нагрузок, концентраций. Гетерогенное ядерное горючее покрыто снаружи герметичной оболочкой из алюминия, циркония или нержавеющей стали. Комплекты ТВЭЛов в виде пластин, трубок, цилиндров, стержней часто объединяются в сборки, помещаемые в рабочие ячейки ядерных реакторов.

ТВЭЛ и ТВС для ВВЭР

В реакторе типа ВВЭР в качестве ядерного топлива используется спеченный диоксид урана с начальным обогащением ураном-235 в стационарном режиме в диапазоне от 2.4 до 4.4 % (масс). Полная загрузка реактора топливом – 75 тонн.

Шестигранные тепловыделяющие сборки (ТВС), содержат тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) стержневого типа с сердечником из диоксида урана в виде таблеток, находящихся в оболочке из циркониевого сплава. Внутри циркониевой оболочки ТВЭЛа (внутренний диаметр 9,1 мм, толщина стенки 0,65 мм, материал оболочки – сплав Zr+1%Nb) располагаются таблетки топлива диаметром 7,53 мм из двуокиси урана. Масса загрузки UO2 в одном ТВЭЛе 1565 г. Гарантированный срок работы – 4 года. ТВС ВВЭР-1000 представляет собой пучок ТВЭЛов, размещенных по треугольной решетке с шагом 12,76 мм (пучок заключен в чехол из циркониевого сплава). Некоторые характеристики ТВС приведены в табл.2. В свою очередь, ТВС также собраны в треугольную решетку с шагом 147 мм (ВВЭР-440) и 241 мм (ВВЭР-1000).

Табл. 2. Характеристики ТВЭЛов ВВЭР-1000

Высота ТВС с пучком регулирующих стержней составляет 4665 мм. ТВС содержит 317 твэлов, 12 направляющих каналов для стержней регулирования, один канал для датчика замера энерговыделения и полую центральную трубку. В центре шестигранной головки ТВС находится цилиндрическая втулка, в которой крепятся 12 направляющих каналов для поглощающих элементов и канал для датчика замера энерговыделений. Масса топлива в кассете 455,5 кг. Втулка соединяется с шестью углами головки ТВС ребрами, в которых располагаются подпружинные штыри, служащие для зажатия сборки в реакторе, компенсации температурных расширений и технологических допусков. По граням головки расположены окна для выхода теплоносителя из ТВС. В отличие от мировых аналогов конструкций ТВС, базирующихся на прямоугольной форме, ТВС ВВЭР-1000 имеет гексагональное сечение и поле распределения твэлов. Такая схема рассеяния твэлов обеспечивает высокую равномерность потока теплоносителя и более благоприятное

водно-урановое соотношение в активной зоне. Гексагональная форма гарантирует сохранность ТВС при транспортно- технологических операциях в производстве и на АЭС.

Со времени пуска в эксплуатацию АЭС с ВВЭР конструкции ТВС претерпели значительные изменения. На первоначальном этапе проектирования и эксплуатации ТВС были с защитной оболочкой, т. е. чехловые, затем появились сборки с перфорированным чехлом. В настоящее время на всех проектируемых и строящихся АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 преимущество отдано бесчехловым ТВС. Бесчехловые ТВС улучшают перемешивание теплоносителя в активной зоне; уменьшают зазор между соседними

ТВС, что позволяет разместить в одном и том же объеме корпуса большее количество ТВС, и тем самым увеличить мощность реактора; снижают неравномерность энерговыделения за счет плотной упаковки ТВЭЛов; уменьшают гидравлическое сопротивление ТВС; повышают надежность охлаждения в аварийных режимах, связанных с течью теплоносителя за счет поперечной растечки воды из системы аварийного охлаждения; увеличивают количество регулируемых стержней на одну ТВС с целью повышения прочностных свойств силового каркаса сборки и снижения количества приводов системы управления защитой; снижают количество дорогостоящего материала (циркония), применяемого в ТВС.

ТВЭЛ для РБМК

В качестве топлива в реакторах РБМК используется двуокись урана 235U. Для уменьшения размеров реактора содержание 235U в топливе предварительно повышается до 2,0 или 2,4 % на обогатительных комбинатах. Загрузка реактора ураном – 200 тонн. Среднее выгорание топлива 22,3 МВтсут/кг.

ТВЭЛ представляет из себя циркониевую трубку высотой 3,5 м и толщиной стенки 0,9 мм с заключенными в нее таблетками двуокиси урана высотой 15 мм. Две соединенные последовательно тепловыделяющие сборки, содержащие по 18 ТВЭЛов каждая, образуют топливную кассету, длина которой составляет 7 м. Топливная кассета устанавливается в технологический канал. Количество технологических каналов в реакторе -1661. Вода подается в каналы снизу, омывает ТВЭЛы и нагревается, причем часть ее при этом превращается в пар. Образующаяся пароводяная смесь отводится из верхней части канала.

Управление реактором осуществляется равномерно распределенными по реактору

стержнями, содержащими поглощающий нейтроны элемент - бор. Стержни перемещаются

индивидуальными сервоприводами в специальных каналах, конструкция которых аналогична технологическим. Стержни имеют собственный водяной контур охлаждения с температурой 40 - 70°С Использование стержней различной конструкции обеспечивает возможность регулирования энерговыделения по всему объему реактора и его быстрое заглушение при необходимости.

ТВС для реактора на быстрых нейтронах, БН600

БН-600 - реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Электрическая

мощность 600 МВт. Проектная активная зона, состоявшая из тепловыделяющих сборок с

обогащением по 235U 21% и 33%, эксплуатировалась с 1980 по 1986. Максимальное выгорание топлива, которое удалось в ней достигнуть, составило 7% тяжелых атомов, т.а. В течение следующих двух лет был осуществлен переход на активную зону с тремя вариантами обогащения (17%, 21% и 26% по 235U) для снижения удельных тепловых нагрузок на ТВЭЛ. Максимальное выгорание топлива было повышено до 8,3 % т.а. Следующая модернизация была осуществлена в течение 1991-1993. Основу ее составило применение наиболее радиационностойких и хорошо освоенных промышленностью конструкционных материалов. После этого удалось достичь выгорания топлива 10% т.а.

Активная зона и зона воспроизводства собираются из шестигранных ТВС кассетного типа с размерами «под ключ» 96 мм. Тепловыделяющая сборка состоит из ТВЭЛов, кожуха, головки для захвата ТВС при перегрузках и хвостовика, с помощью которого ТВС устанавливается в гнездо напорного коллектора и поддерживается вертикально. ТВЭЛы соединены между собой элементами крепления и ограждены чехлом, связывающим в единое целое все части ТВС. ТВЭЛы заполнены по длине активной зоны втулками из обогащенной окиси урана (или смеси окиси урана) и окиси плутония, а выше и ниже активной зоны расположены торцевые экраны из брикетов окиси «отвального» урана. ТВЭЛы зоны воспроизводства тоже заполнены брикетами из «отвального» урана. Газовые полости над уровнем натрия в реакторе заполнены аргоном.

Микросферы для ТВЭЛов

В настоящее время микросферические гранулированные материалы находят широкое применение в различных отраслях промышленности. Большой интерес представляет использование микросферических керамических материалов в качестве топливной составляющей различных типов тепловыделяющих элементов. В последнее время гранулированное керамическое ядерное топливо применяется для производства большого класса дисперсных ТВЭЛов с металлокерамической композицией, ТВЭЛов на основе графитовой матрицы, микроТВЭЛов с различными типами покрытий, используемых в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах, а также виброуплотненных стержневых ТВЭЛов. Основные преимущества использования гранулированного микросферического топлива:

а) возможность создания автоматизированного дистанционно-управляемого технологического процесса приготовления рециркулируемого топлива из актиноидов;

б) отсутствие пылеобразующих операций по сравнению с традиционно используемой

порошковой технологией;

в) более удобная, чем порошки форма материала на всех стадиях технологического процесса, что максимально сокращает длительность виброуплотнения;

г) микросферы могут быть изготовлены от нескольких микрон до 2…3мм с тщательным

контролем их на стадии получения геля;

д) дефектные некондиционные микросферические частицы могут быть возвращены в начало процесса;

е) микросферы смешанных окислов актиноидов могут быть спечены до высокой плотности (более 95 % теоретической плотности) при температуре на 200°С ниже, чем температура спекания таблеток;

ж) возможность получения и контроля микросфер с пористостью от 10 до 30 % при высокой механической прочности, что создает дополнительные технологические преимущества.

Первые технологические схемы были основаны на методах порошковой металлургии. Отличительной особенностью этих методов получения микросферического керамического топлива является использование в качестве исходного материала порошка ядерного топлива,

состав которого соответствует конечному продукту. В последнее десятилетие интенсивно

разрабатываются методы производства микросферического топлива, где в качестве исходных продуктов применяются водные растворы солей делящихся и воспроизводящих материалов. Одним из "водных" методов получения микросферического керамического топлива является золь-гель процесс.

Золь-гель процесс имеет несколько вариантов гелеобразования актиноидов:

1) Осаждение гелей - процесс основан на образовании геля актиноидов в рабочем растворе, в котором равномерно распределены компоненты, затвердевающие в щелочной среде. Метод также характеризуется массопереносом.

2) Внешнее гелеобразование – характеризуется переносом массы через границу раздела фаз (сферообразующая щелочная среда – аммиачный раствор газ, содержащий осадительные компоненты). Различается прямое внешнее гелеобразование и обратное внешнее гелеобразование.

3) Внутреннее гелеобразование - основано на том, что рабочий раствор содержит гелирующие добавки (доноры аммиака), которые при повышенной температуре разлагаются в сферообразующей среде. Характерной чертой процесса является отсутствие массопереноса через границу раздела фаз .

В процессе внешнего и внутреннего гелирования в качестве дисперсионной среды используются органические жидкости нерастворимые или слаборастворимые в воде.

Порошковые методы изготовления топливных кернов, наряду с золь-гель процессом, получили достаточно широко развитие технологии топливных элементов высокотемпературных гелиевых реакторов. Наибольшее распространение получил способ изготовления изделий из пластифицированных масс. Разновидностью этого способа является метод механической сфероидизации мерных топливных заготовок, который и выбран в качестве основы для разработки технологии топливных микросфер. Метод заключается в обкатывании топливных заготовок из пластифицированных масс до совершенных микросфер.

Не так давно у себя в блоге я уже рассказывал, как и где производят самый дорогой металл в мире — Калифорний-252. Но производство этой супердорогой субстанции — не единственное занятие Научно-исследовательского института атомных реакторов (НИИАР) в Димитровграде. В научном центре с 70х годов действует Отделение топливных технологий, где занимаются развитием экологически чистых способов получения гранулированного оксида урана, и переработки уже облучённого ядерного топлива (в том числе и оружейного плутония).

Кроме этого, там же изготавливают и тепловыделяющие сборки (ТВС) — устройства, предназначенные для получения тепловой энергии в реакторе за счёт управляемой ядерной реакции. По сути, это батарейки для реактора. О том, как и из чего их делают, я и хочу рассказать в этой статье. Мы заглянем в самое нутро «горячей» камеры с высоким уровнем радиации, посмотрим, как выглядит ядерное топливо оксид урана, и узнаем, сколько может стоить стеклопакет в не совсем обычном окне.

Я не буду вдаваться в подробности устройства и принципа работы ядерного реактора, но для облегчения понимания представьте себе бытовой водонагреватель, в который поступает холодная, а вытекает горячая вода, и нагревает её электрическая спираль (ТЭН). В ядерном реакторе нет электрической спирали, а есть ТВС — длинные шестигранники, состоящие из множества тонких металлических трубок — тепловыделяющих элементов (твэл), в которых находятся таблетки из спрессованного оксида урана.

(источник фото — sdelanounas.ru)

За счёт постоянного деления ядер урана и выделяется большое количество тепла, которое нагревает воду или другой теплоноситель до высокой температуры. А далее по схеме:

(источник — lab-37.com)

Обычно ТВС представляет собой шестигранный пучок тепловыделяющих элементов длиной 2,5–3,5 м, что примерно соответствует высоте активной зоны реактора. Изготавливают ТВС из нержавеющей стали или сплава циркония (для уменьшения поглощения нейтронов). Тепловыделяющие элементы (тонкие трубки) собираются в ТВС для упрощения учёта и перемещения ядерного топлива в реакторе. В одной ТВС обычно содержится 18–350 тепловыделяющих элементов. В активную зону реактора обычно помещается 200–1600 ТВС (зависит от типа реактора).

Вот так выглядит крышка реактора (котла), под которой в вертикальном положении и находятся ТВС. Один квадратик — одна сборка. Одна сборка — примерно 36 трубок (для реактора РБМК, который и изображён на фото ниже, на других реакторах — трубок больше, но меньше сборок).

(источник фото — visualrian.ru)

А вот так устроена трубка твэла, из которых состоят ТВС:

Устройство твэла реактора РБМК: 1 - заглушка; 2 - таблетки диоксида урана; 3 - оболочка из циркония; 4 - пружина; 5 - втулка; 6 - наконечник.

Твэлы (трубки) и корпус ТВС:

И всё было бы прекрасно, если бы волшебные таблетки оксида урана не разлагались на другие элементы в процессе ядерной реакции. Когда это происходит, реактивность реактора ослабевает, и цепная реакция сама собой прекращается. Она может быть возобновлена только после замены урана в активной зоне (твэлов). Всё, что накопилось в трубках, необходимо выгрузить из реактора и захоронить. Или переработать для повторного использования, что более привлекательно, так как в ядерной промышленности все стремятся к безотходному производству и реген�
�рации. Зачем тратить деньги на хранение ядерных отходов, если можно заставить их, наоборот, эти деньги зарабатывать?

Вот в этом отделении НИИАР и занимаются технологиями регенерации отработанного ядерного топлива, разделяя радиоактивный навоз на полезные элементы и на то, что уже никогда и нигде не пригодится.

Для этого чаще всего применяются химические методы разделения. Самый просто вариант — это переработка в растворах, однако этот метод даёт наибольшее количество жидких радиоактивных отходов, поэтому эта технология была популярна только в самом начале ядерной эры. В настоящее время в НИИАР совершенствуются так называемые «сухие» способы, в процессе которых получается гораздо меньше уже твёрдых отходов, которые намного проще утилизировать, превращая в стекловидную массу.

В основе всех современных технологических схем переработки отработанного ядерного топлива лежат экстракционные процессы, называемые Пьюрекс-процессом (от англ. Pu U Recovery EXtraction), который заключается в восстановительной реэкстракции плутония из смеси урана с его продуктами деления. Плутоний, выделенный при переработке, может быть использован в виде топлива в смеси с оксидом урана. Это топливо имеет название МОКС (англ. Mixed-Oxide fuel, MOX). Его получением также занимаются в НИИАР, в Отделе топливных технологий. Это перспективное топливо.

Все исследования и производственный процесс выполняются операторами дистанционно, в закрытых камерах и защитных боксах.

Выглядит это примерно так:

С помощью вот таких электромеханических манипуляторов операторы управляют специальным оборудованием в «горячих» камерах. От высокой радиоактивности оператора отделяет только свинцовое стекло метровой толщины, состоящее из 9-10 отдельных пластин, толщиной в 10 см.

Стоимость только одного стекла сопоставима со стоимостью квартиры в Ульяновске, а вся камера оценивается почти в 100 млн. рублей. Под действием радиации стёкла постепенно теряют свою прозрачность и они нуждаются в замене. Сможете на фото разглядеть «руку» манипулятора?

Чтобы научиться виртуозно управлять манипулятором, нужны годы тренировок и опыта. А ведь с их помощью иногда требуется выполнять операции из разряда откручивания и закручивания маленьких гаек внутри камеры.

На столе, в зале «горячих» камер, можно увидеть образцы ядерного топлива в стеклянных капсулах. Многие гости лаборатории постоянно косятся на этот чемоданчик и боятся подходить ближе. Но это всего лишь муляж, хотя и очень реалистичный. Именно так выглядит двуокись урана, из которой делают волшебные топливные таблетки для твэлов — блестящий порошок чёрного цвета.

У диоксида урана нет фазовых переходов, он менее подвержен тем нежелательным физическим процессам, которые происходят с металлическим ураном при высоких температурах активной зоны. Диоксид урана не взаимодействует с цирконием, ниобием, нержавеющей сталью и другими материалами, из которых изготовлены ТВС и трубки твэлов. Эти свойства позволяют применять его в ядерных реакторах, получая высокие температуры и, следовательно, высокий КПД реактора.

Пульт управления манипулятором немного другой модификации. В этой камере нет стёкол, поэтому наблюдение ведётся с помощью установленных внутри камер.

Что это?! Человек в «горячей» камере?! Но…

Ничего страшного, это «чистая» камера. Во время технического обслуживания уровень радиации в ней не превышает допустимых значений, поэтому в неё можно работать даже без специальных средств радиозащиты. Судя по всему, именно в этой камере и производят окончательную сборку ТВС из уже заряженных урановыми таблетками твэлов.

При таком не очень уютном соседстве с открытым ядерным топливом уровень радиации в лаборатории не превышает природных значений. Всё это достигается за счёт жёсткой техники радиационной безопасности. Люди десятилетиями работают операторами без вреда для здоровья.

Тепловыделяющий элемент (твэл) – основная конструкционная деталь гетерогенных активных зон, в значительной степени определяющая их надежность, размеры и стоимость.

Оболочка твэла предназначена для предотвращения непосредственного контакта теплоносителя и топлива с целью исключения выхода радиоактивных продуктов деления топлива в теплоноситель, а также коррозии и эрозии топливного сердечника. Оболочка является конструктивным элементом, придающим твэлу необходимую форму и воспринимающим на себя все нагрузки, стремящиеся разрушить твэл. Оболочки твэлов – наиболее ответственные конструкционные детали активных зон, работающие в самых тяжелых условиях. Для уменьшения поглощения нейтронов в оболочках желательно делать их как можно тоньше. Толщина металлических оболочек, определяемая по условиям прочности и технологии изготовления, обычно составляет 0,3 – 0,8 мм.

Одно из основных требований, предъявляемых к материалу оболочек для реакторов на тепловых нейтронах – малое сечение поглощения тепловых нейтронов, что необходимо для уменьшения потерь нейтронов.

В настоящее время в энергетических водо-водяных реакторах на тепловых нейтронах широко используются оболочки из циркония и его сплавов, что объясняется малым сечением поглощения тепловых нейтронов у циркония (0,18 барн). Однако цирконий обладает относительно низкими прочностными показателями при температуре 360 – 400°С.

Наряду с циркониевыми сплавами в энергетических реакторах применяются оболочки из нержавеющих хромоникелевых аустенитных сталей, которые по сравнению с цирконием обладают значительно более высокими жаропрочностью, коррозионной стойкостью, хорошей технологичностью и, кроме того, меньшей стоимостью. Однако основной принципиальный недостаток сталей по сравнению с цирконием, заключается в их большом сечении поглощения тепловых нейтронов (2,7 – 2,9 барн), что требует более высоко обогащенного топлива. Крупным недостатком аустенитных нержавеющих сталей также является склонность к коррозионному растрескиванию, возникающему при наличии в металле растягивающих напряжений, а в охлаждающей воде – хлоридов и кислорода. Большое значение при эксплуатации реакторов в связи с этим приобретает тщательное поддержание предельно низкого содержания в воде хлоридов и кислорода, а также других примесей.

Для высокотемпературных реакторов особый интерес представляют тугоплавкие металлы ниобий (температура плавления 2415°С), молибден (2622°С), вольфрам (3395°С), тантал (2996°С), а также их сплавы, которые можно применять для оболочек твэлов при температуре до 800 – 1200°С в случае использования в качестве теплоносителя гелия или жидких металлов. Следует отметить, что в кислородсодержащих газах (воздухе, углекислом газе и парах воды) стойкость этих металлов весьма низка уже при температуре 500 – 600°С.

В процессе эксплуатации реакторов в материалах твэлов под действием облучения, циклических изменений температуры, воздействия теплоносителя и т. п. происходят глубокие изменения, которые могут стать причиной их разрушения. Полное разрушение твэлов является чрезвычайно крупной и совершенно недопустимой аварией, так как приводит к сильному загрязнению первого контура радиоактивными осколками деления.

Наиболее часто наблюдается потеря герметичности твэлов из-за возникновения трещин в оболочке или в месте приварки герметизирующих пробок. Потеря герметичности ведёт к выходу газообразных продуктов деления в теплоноситель. Попадание теплоносителя внутрь оболочки, обусловленные этим коррозия и вымывание топлива, в свою очередь, усиливают выход осколков деления, в результате чего ещё более существенно повышается радиоактивность теплоносителя в контуре.

Трещины в оболочках могут возникать в результате следующих причин:

Появления недопустимых внутренних напряжений, связанных с действием статических, динамических и вибрационных нагрузок, температурных напряжений, обусловленных наличием резких температурных градиентов как по радиусу, так и по длине твэлов;

Объёмных изменений топлива, обусловленных радиационным ростом, распуханием, фазовыми превращениями горючего и приводящих к появлению сил, стремящихся разорвать оболочку; недопустимого повышения давления внутри твэлов газообразных продуктов деления;

Изменения структуры и физико-механических свойств материала оболочки под действием облучения или в результате диффузионного взаимодействия материалов топлива и теплоносителя с оболочкой, например насыщения оболочек водородом;

Длительного коррозионного и эрозионного воздействия теплоносителя, а также в результате транс- и межкристаллитной коррозии под напряжением в присутствии ионов хлора и свободного кислорода (в водоводяных ректорах при использовании оболочек из нержавеющих сталей);

Дефектов, допущенных при изготовлении твэлов (неоднородность материала оболочки, наличие рисок на поверхности оболочки, низкое качество сварки и т. п.).

В некоторых случаях под действием тех же причин наблюдается изменение формы и размеров твэлов, например искривление, что может приводить к значительным общим и локальным изменениям в распределении топлива и теплоносителя по технологическому каналу и, как следствие, местным перегревам и разрушению твэлов.

В связи с тем, что твэлы представляют собой тела с внутренними источниками тепла и работают при высоких температурах и больших удельных энерговыделениях, наибольшая опасность для них возникает при внезапном прекращении охлаждения. Прекращение подачи теплоносителя в активную зону приводит, как правило, к расплавлению твэлов за счёт остаточного энерговыделения (выделение энергии в процессе радиоактивного распада накопленных осколков деления ядерного топлива). В остановленном реакторе вследствие выделения энергии радиоактивного распада осколков деления, накопленных в твэлах, необходимо охлаждение последних в течение длительного времени после остановки. В противном случае возможно расплавление активной зоны в остановленном реакторе.

Особое внимание при эксплуатации ППУ должно быть обращено на организацию контроля и поддержание требуемого водно-химического режима.

: … довольно банально, но тем не менее я так и не нашел инфу в удобоваримой форме — как НАЧИНАЕТ работать атомный реактор. Про принцип и устройство работы всё уже 300 раз разжеванно и понятно, но вот то как получают топливо и из чего и почему оно не столь опасно пока не в реакторе и почему не вступает в реакцию до погружения в реактор! — ведь оно разогревается только внутри, тем не менее перед загрузкой твлы холодные и всё нормально, так что-же служит причиной нагрева элементов не совсем ясно, как на них воздействуют и так далее, желательно не по научному).

Сложно конечно такую тему оформить не «по научному», но попробую. Давайте сначала разберемся, что из себя представляют эти самые ТВЭЛы.

Ядерное топливо представляет собой таблетки черного цвета диаметром около 1 см. и высотой около 1.5 см. В них содержится 2 % двуокиси урана 235, и 98 % урана 238, 236, 239. Во всех случаях при любом количестве ядерного топлива ядерный взрыв развиться не может, т.к.для лавинообразной стремительной реакции деления, характерной для ядерного взрыва требуется концентрация урана 235 более 60%.

Двести таблеток ядерного топлива загружаются в трубку, изготовленную из металла цирконий. Длина этой трубки 3.5м. диаметр 1.35 см. Эта трубка называется ТВЭЛ- тепловыделяющий элемент. 36 ТВЭЛов собираются в кассету (другое название «сборка»).

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии - энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни градусов Кельвина, в случае же ядерных реакций - это минимум 107 K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны – например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции.

Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.

Ленинградская АЭС, Реактор РБМК

Начало работы реактора:

В начальный момент времени после первой загрузки топливом, цепная реакция деления в реакторе отсутствует, реактор находится в подкритическом состоянии. Температура теплоносителя значительно меньше рабочей.

Как мы уже тут упоминали, для начала цепной реакции делящийся материал должен образовать критическую массу, - достаточное количество спонтанно расщепляющегося вещества в достаточно небольшом пространстве, условие, при котором число нейтронов, выделяющихся при делении ядер должно быть больше числа поглощенных нейтронов. Это можно сделать, повысив содержание урана-235 (количество загруженных ТВЭЛОВ), либо замедлив скорость нейтронов, чтобы они не пролетали мимо ядер урана-235.

Вывод реактора на мощность осуществляется в несколько этапов. С помощью органов регулирования реактивности реактор переводится в надкритическое состояние Кэф>1 и происходит рост мощности реактора до уровня 1-2 % от номинальной. На этом этапе производится разогрев реактора до рабочих параметров теплоносителя причем скорость разогрева ограничена. В процессе разогрева органы регулирования поддерживают мощность на постоянном уровне. Затем производится пуск циркуляционных насосов и вводится в действие система отвода тепла. После этого мощность реактора можно повышать до любого уровня в интервале от 2 — 100 % номинальной мощности.

При разогреве реактора реактивность меняется, в виду изменения температуры и плотности материалов активной зоны. Иногда при разогреве меняется взаимное положение активной зоны и органов регулирования, которые входят в активную зону или выходят из нее, вызывая эффект реактивности при отсутствии активного перемещения органов регулирования.

Регулирование твердыми, движущимися поглощающими элементами

Для оперативного изменения реактивности в подавляющем большинстве случаев используется твердые подвижные поглотители. В реакторе РБМК управляющие стержни содержат втулки из карбида бора заключенные в трубку из алюминиевого сплава диаметром 50 или 70 мм. Каждый регулирующий стержень помещен в отдельный канал и охлаждается водой контура СУЗ (система управления и защиты) при средней температуре 50 ° С. По своему назначению стержни делятся на стержни АЗ (аварийной зашиты), в РБМК таких стержней 24 штуки. Стержни автоматического регулирования — 12 штук, Стержни локального автоматического регулирования — 12 штук, стержни ручного регулирования -131, и 32 укороченных стержня поглотителя (УСП). Всего имеется 211 стержней. Причем укороченные стержни вводятся в АЗ с низу остальные с верху.

Реактор ВВЭР 1000. 1 - привод СУЗ; 2 - крышка реактора; 3 - корпус реактора; 4 - блок защитных труб (БЗТ); 5 - шахта; 6 - выгородка активной зоны; 7 - топливные сборки (ТВС) и регулирующие стержни;

Выгорающие поглощающие элементы.

Для компенсации избыточной реактивности после загрузки свежего топлива, часто используют выгорающие поглотители. Принцип работы которых состоит в том, что они, подобно топливу, после захвата нейтрона в дальнейшем перестают поглощать нейтроны (выгорают). Причем скорости убыли в результате поглощения нейтронов, ядер поглотителей, меньше или равна скорости убыли, в результате деления, ядер топлива. Если мы загружаем в АЗ реактора топливо рассчитанное на работу в течении года, то очевидно, что количество ядер делящегося топлива в начале работы будет больше чем в конце, и мы должны скомпенсировать избыточную реактивность поместив в АЗ поглотители. Если для этой цели использовать регулирующие стержни, то мы должны постоянно перемещать их, по мере того как количество ядер топлива уменьшается. Использование выгорающих поглотителей позволяет уменьшить использование движущихся стержней. В настоящее время выгорающие поглотители часто помешают непосредственно в топливные таблетки, при их изготовлении.

Жидкостное регулирование реактивности.

Такое регулирование применяется, в частности, при работе реактора типа ВВЭР в теплоноситель вводится борная кислота Н3ВО3, содержащая ядра 10В поглощающие нейтроны. Изменяя концентрацию борной кислоты в тракте теплоносителя мы тем самым изменяем реактивность в АЗ. В начальный период работы реактора когда ядер топлива много, концентрация кислоты максимальна. По мере выгорания топлива концентрация кислоты снижается.

Механизм цепной реакции

Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Исключение составляют подкритические реакторы с внешним источником тепловых нейтронов. Освобождение связанной реактивности по мере её снижения в силу естественных причин обеспечивает поддержание критического состояния реактора в каждый момент его работы. Первоначальный запас реактивности создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, одновременно искусственно снижается k0 размножающей среды. Это достигается введением в активную зону веществ-поглотителей нейтронов, которые могут удаляться из активной зоны в последующем. Так же как и в элементах регулирования цепной реакции, вещества-поглотители входят в состав материала стержней того или иного поперечного сечения, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Но если для регулирования достаточно одного-двух или нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Эти стержни называются компенсирующими. Регулирующие и компенсирующие стержни не обязательно представляют собой различные элементы по конструктивному оформлению. Некоторое число компенсирующих стержней может быть стержнями регулирования, однако функции тех и других отличаются. Регулирующие стержни предназначены для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора, перехода с одного уровня мощности на другой. Все эти операции требуют малых изменений реактивности. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы.

Иногда стержни управления делаются не из материалов-поглотителей, а из делящегося вещества или материала-рассеивателя. В тепловых реакторах - это преимущественно поглотители нейтронов, эффективных же поглотителей быстрых нейтронов нет. Такие поглотители, как кадмий, гафний и другие, сильно поглощают лишь тепловые нейтроны благодаря близости первого резонанса к тепловой области, а за пределами последней ничем не отличаются от других веществ по своим поглощающим свойствам. Исключение составляет бор, сечение поглощения нейтронов которого снижается с энергией значительно медленнее, чем у указанных веществ, по закону l / v. Поэтому бор поглощает быстрые нейтроны хотя и слабо, но несколько лучше других веществ. Материалом-поглотителем в реакторе на быстрых нейтронах может служить только бор, по возможности обогащенный изотопом 10В. Помимо бора в реакторах на быстрых нейтронах для стержней управления применяются и делящиеся материалы. Компенсирующий стержень из делящегося материала выполняет ту же функцию, что и стержень-поглотитель нейтронов: увеличивает реактивность реактора при естественном её снижении. Однако, в отличие от поглотителя, такой стержень в начале работы реактора находится за пределами активной зоны, а затем вводится в активную зону.

Из материалов-рассеивателей в быстрых реакторах употребляется никель, имеющий сечение рассеяния быстрых нейтронов несколько больше сечений других веществ. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии активной зоны и их погружение в соответствующий канал вызывает снижение утечек нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности. В некоторых специальных случаях целям управления цепной реакцией служат подвижные части отражателей нейтронов, при перемещении изменяющие утечки нейтронов из активной зоны. Регулирующие, компенсирующие и аварийные стержни совместно со всем оборудованием, обеспечивающим их нормальное функционирование, образуют систему управления и защиты реактора (СУЗ).

Аварийная защита:

Аварийная защита ядерного реактора – совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.

Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.

Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.

Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты. Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают «Систему аварийного охлаждения активной зоны» (САОЗ) – специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.

Согласно «Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций», по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.

Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:

1. По плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.

Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.

Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:

1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).

Может кто то сможет еще менее по научному объяснить кратко как начинает работу энергоблок АЭС? :-)

Вспомните такую тему, как и Оригинал статьи находится на сайте ИнфоГлаз.рф Ссылка на статью, с которой сделана эта копия -

Не так давно у себя в блоге я уже рассказывал, как и где производят самый дорогой металл в мире - Калифорний-252. Но производство этой супердорогой субстанции - не единственное занятие Научно-исследовательского института атомных реакторов (НИИАР) в Димитровграде. В научном центре с 70х годов действует Отделение топливных технологий, где занимаются развитием экологически чистых способов получения гранулированного оксида урана, и переработки уже облучённого ядерного топлива (в том числе и оружейного плутония).

Кроме этого, там же изготавливают и тепловыделяющие сборки (ТВС) - устройства, предназначенные для получения тепловой энергии в реакторе за счёт управляемой ядерной реакции. По сути, это батарейки для реактора. О том, как и из чего их делают, я и хочу рассказать в этой статье. Мы заглянем в самое нутро "горячей" камеры с высоким уровнем радиации, посмотрим, как выглядит ядерное топливо оксид урана, и узнаем, сколько может стоить стеклопакет в не совсем обычном окне.

Я не буду вдаваться в подробности устройства и принципа работы ядерного реактора, но для облегчения понимания представьте себе бытовой водонагреватель, в который поступает холодная, а вытекает горячая вода, и нагревает её электрическая спираль (ТЭН). В ядерном реакторе нет электрической спирали, а есть ТВС - длинные шестигранники, состоящие из множества тонких металлических трубок - тепловыделяющих элементов (твэл), в которых находятся таблетки из спрессованного оксида урана.

(источник фото - sdelanounas.ru)

(источник - lab-37.com)

Обычно ТВС представляет собой шестигранный пучок тепловыделяющих элементов длиной 2,5-3,5 м, что примерно соответствует высоте активной зоны реактора. Изготавливают ТВС из нержавеющей стали или сплава циркония (для уменьшения поглощения нейтронов). Тепловыделяющие элементы (тонкие трубки) собираются в ТВС для упрощения учёта и перемещения ядерного топлива в реакторе. В одной ТВС обычно содержится 18-350 тепловыделяющих элементов. В активную зону реактора обычно помещается 200-1600 ТВС (зависит от типа реактора).

Вот так выглядит крышка реактора (котла), под которой в вертикальном положении и находятся ТВС. Один квадратик - одна сборка. Одна сборка - примерно 36 трубок (для реактора РБМК, который и изображён на фото ниже, на других реакторах - трубок больше, но меньше сборок).

(источник фото - visualrian.ru)

А вот так устроена трубка твэла, из которых состоят ТВС:

Устройство твэла реактора РБМК: 1 — заглушка; 2 — таблетки диоксида урана; 3 — оболочка из циркония; 4 — пружина; 5 — втулка; 6 — наконечник.

Твэлы (трубки) и корпус ТВС:

Для этого чаще всего применяются химические методы разделения. Самый просто вариант - это переработка в растворах, однако этот метод даёт наибольшее количество жидких радиоактивных отходов, поэтому эта технология была популярна только в самом начале ядерной эры. В настоящее время в НИИАР совершенствуются так называемые "сухие" способы, в процессе которых получается гораздо меньше уже твёрдых отходов, которые намного проще утилизировать, превращая в стекловидную массу.

Выглядит это примерно так:

С помощью вот таких электромеханических манипуляторов операторы управляют специальным оборудованием в "горячих" камерах. От высокой радиоактивности оператора отделяет только свинцовое стекло метровой толщины, состоящее из 9-10 отдельных пластин, толщиной в 10 см.

На столе, в зале "горячих" камер, можно увидеть образцы ядерного топлива в стеклянных капсулах. Многие гости лаборатории постоянно косятся на этот чемоданчик и боятся подходить ближе. Но это всего лишь муляж, хотя и очень реалистичный. Именно так выглядит двуокись урана, из которой делают волшебные топливные таблетки для твэлов - блестящий порошок чёрного цвета.

Что это?! Человек в "горячей" камере?! Но...

Ничего страшного, это "чистая" камера. Во время технического обслуживания уровень радиации в ней не превышает допустимых значений, поэтому в неё можно работать даже без специальных средств радиозащиты. Судя по всему, именно в этой камере и производят окончательную сборку ТВС из уже заряженных урановыми таблетками твэлов.

Выбор редакции