Стартовая >> Архив >> Генерация >> Материалы ядерных энергетических установок

Тепловыделяющие элементы - Материалы ядерных энергетических установок

Оглавление
Материалы ядерных энергетических установок
Ядерная энергия и материалы
Легководный реактор LWR
Тяжеловодный реактор HWR
Реактор типа LMFBR
Перспективы использования термоядерной энергии
Радионуклидное производство энергии и ее использование
Требования, предъявляемые к выбору ядерных материалов
Свойства реакторных материалов
Анализ специфических свойств материалов при их выборе для ядерных реакторов
Выбор материалов и анализ конструкции с помощью ЭВМ
Компоненты и материалы ядерных реакторов деления
Ядерные топливные материалы
Конструкционные материалы
Материалы органов регулирования, теплоносители
Материалы защиты, системы аварийной защиты
Атомная электростанция (с реактором деления)
Фундаментальные радиационные явления в материалах
Радиационное повреждение нейтронами
Влияние облучения на реакторные материалы
Влияние облучения на физические свойства материалов
Влияние облучения на механические свойства материалов
Влияние облучения на коррозию, свелинг
Отжиг радиационных повреждений, влияние облучения на свойства при низких температурах
Металлический уран
Коррозия урана
Сплавы урана
Влияние облучения на урановое топливо
Керамический уран
Диоксид урана
Радиационное распухание оксидного топлива
Радиационная ползучесть оксидного топлива
Выделение газообразных продуктов деления из оксидного топлива
Монокарбид урана
Нитрид, силицид и сульфиды урана
Коррозия керамического урана, техника безопасности
Плутоний
Металлические сплавы плутония
Керамические соединения плутония
Смешанное керамическое уран-плутониевое топливо
Коэффициент воспроизводства, избыточный коэффициент и время удвоения плутония
Радиационные эффекты плутония
Коррозионные эффекты плутония
Меры безопасности при работе с плутонием
Торий
Свойства тория
Получение и сплавы тория
Керамические соединения тория
Радиационные и коррозионные эффекты тория
Радиоактивный распад в торий-урановом топливном цикле
Конструкционные материалы: металлы
Конструкционные материалы: бериллий и его соединения
Конструкционные материалы: магний
Конструкционные материалы: алюминий
Конструкционные материалы: цирконий
Конструкционные материалы: нержавеющая сталь и никелевые сплавы
Конструкционные материалы: керамика и керметы
Влияние облучения на конструкционные материалы
Коррозия конструкционных материалов
Материалы замедлителя и отражателя
Графит
Материал бланкета
Материал теплоносителя
Материалы систем регулирования, защиты и аварийной защиты
Защита реактора
Системы аварийной зашиты реактора и используемые в них материалы
Материалы в топливных циклах, процессах обогащения и переработки топлива
Обогащение топлива
Переработка топлива
Материалы, используемые в процессах переработки отработавшего топлива
Переработка ядерного топлива
Топливные материалы, участвующие в U-Pu-топливном цикле
Тепловыделяющие элементы
Связующий материал твэлов
Материалы, применяемые при изготовлении твэлов
Каналы для теплоносителя и системы трубопроводов
Корпуса реакторов под давлением
Радиационные эффекты при работе материалов ядерного топлива и конструкционных материалов
Коррозия и трещины материалов твэлов, коррозия каналов теплоносителя
Образование коррозионных и усталостных трещин и течей в каналах для теплоносителей, трубопроводах
Материалы радионуклидных генераторов энергии и термоядерных реакторов
Радионуклидное топливо
Материалы оболочек, материалы и теплоносители радионуклидных генераторов
Концептуальные проекты термоядерных реакторов
Компоненты и материалы термоядерных реакторов
Материалы для изготовления магнитной системы и системы безопасности термоядерных реакторов
Взаимодействие материалов с первой стенкой термоядерного реактора
Материалы первой стенки термоядерного реактора и влияние на них облучения

ГЛАВА 14
МАТЕРИАЛЫ ТВЭЛОВ, КАНАЛОВ ДЛЯ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ,
СИСТЕМ ТРУБОПРОВОДОВ И КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ДЕЛЕНИЯ

14.1. ВВЕДЕНИЕ

Большой интерес к ядерным реакциям деления или синтеза как источникам ядерной энергии основан на том, что все они являются экзотермическими и протекают с выделением тепловой энергии в ходе самоподдерживающихся цепных реакций. Развитие ядерных реакторов деления (или термоядерных реакторов) инициируется научно доказанной возможностью экономически выгодного производства огромных количеств электрической энергии.
Твэлы, каналы для теплоносителя, системы трубопроводов и корпуса под давлением являются первичными компонентами ядерных энергетических реакторов деления. Твэлы, изготавливаемые с применением делящегося топливного материала и конструкционных материалов (связующий и оболочечный материалы), являются источниками выделения ядерной энергии. С помощью каналов для теплоносителя и систем трубопроводов тепло (ядерная энергия) отводится от твэлов. В корпусе реактора под давлением заключены твэлы, каналы для теплоносителя и другие компоненты активной зоны реактора.

При конструировании ядерного энергетического реактора деления выбор материалов и размеров твэлов, каналов для теплоносителя, систем трубопроводов и корпуса реактора под давлением зависит главным образом от рабочей температуры (или перепада температур), рабочего давления (или перепада давлений), плотности энерговыделения, удельной мощности и максимального (номинального) уровня мощности реактора.

14.2. ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЕ ЭЛЕМЕНТЫ

При классификации ядерных реакторов деления учитываются: 1) энергетический интервал нейтронов (например, быстрые реакторы-размножители, реакторы на промежуточных надтепловых нейтронах и тепловые реакторы), 2) назначение реактора (могут быть, например, энергетические, учебные и исследовательские реакторы) и 3) тип топлива и теплоносителя реактора [например, легководные реакторы (LWR), тяжеловодные реакторы (HWR), быстрые реакторы-размножители с жидкометаллическим теплоносителем (LMFBR) и газоохлаждаемые реакторы (GCR) или высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (HTGR) ]. В зависимости от типа ядерного реактора может изменяться конструкция твэлов, каналов для теплоносителя или корпуса реактора под давлением.
Твэлы работают в активной зоне ядерного энергетического реактора и подвергаются действию наибольшего нейтронного потока, наиболее интенсивного нейтронного облучения, наивысшей температуры из-за генерирования тепла в топливе и наибольшим радиационным, термическим и механическим напряжениям и деформациям [1 — 5].
Существуют по крайней мере три предельных уровня по температуре или линейной мощности, ограничивающие режимы эксплуатации твэлов:

  1. максимальная температура, при которой не должно происходить плавление топлива в центре твэла;
  2. температура нежелательного фазового превращения, связанного с вредными эффектами;
  3. максимальный тепловой поток, при котором не будет иметь место пережог твэла в результате непрерывного пленочного кипения теплоносителя (например, тяжелой или легкой воды) на поверхности твэла. К основным функциям твэлов относятся: а) генерирование энергии деления ядер в топливе, б) перенос тепла, образующегося при делении ядер, к теплоносителю через оболочку, в) удержание таких газообразных продуктов деления, как 4Не, 85Kr и 133Xe, в твэле и г) обеспечение совместимости материалов топлива, прослойки между топливом и оболочкой, оболочки и теплоносителя.

Кроме того, твэлы должны обладать термической и радиационной стабильностью, механической (или конструкционной) прочностью и коррозионной стойкостью.

Идеальный твэл характеризуется высокой термической, радиационной и механической стабильностью, хорошей коррозионной стойкостью (внутренняя поверхность оболочки должна обладать небольшой склонностью к растрескиванию в результате усталости под действием термических напряжений или в результате коррозии под действием напряжений), легкостью изготовления и переработки топлива, хорошей экономией нейтронов и высоким выгоранием топлива, длительным временем эксплуатации и низкой стоимостью.

  1. Типы твэлов. Было предложено, изготовлено и испытано большое число твэлов с различными комбинациями материалов топлива, оболочек и связующего материала, совместимых с материалом теплоносителя. Однако наиболее пригодными оказались те твэлы, которые имели относительно высокую термическую, радиационную и механическую стабильность, хорошую коррозионную стойкость и простую геометрию. В гетерогенных реакторах в соответствии с типом топливного материала используются твэлы с металлическим топливом и твэлы с керамическим или металлокерамическим топливом. Эти твэлы по своей геометрии подразделяются на твэлы пластинчатого и цилиндрического типа [1—12]. Гомогенные экспериментальные реакторы были испытаны с топливом в виде расплавленной соли и с расплавленным плутониевым топливом [13—15].

В гл. 6—9 рассматривались металлические и керамические топлива. В гл. 10 анализировались материалы оболочек и конструкционные материалы. Эти материалы ядерного топлива и конструкционные материалы используются для изготовления твэлов различного типа, которые также обсуждались. Опыт использования отдельных топливных и конструкционных материалов показывает, что наиболее распространенными оказались:

  1. твэлы пластинчатого типа с металлическим топливом, используемые в большинстве исследовательских реакторов, и стержневые твэлы с металлическим топливом, используемые в реакторах типа EBR-II.
  2. твэлы цилиндрического типа с керамическим топливом, используемые в большинстве тепловых энергетических реакторов и в демонстрационных энергетических быстрых реакторах-размножителях (LMFBR). Эти твэлы продемонстрировали относительно высокую термическую, радиационную и механическую стабильность и хорошую коррозионную стойкость. Простота геометрии твэлов позволяет осуществлять их экономически выгодное производство в промышленном масштабе.
  3. Пластинчатые твэлы. Твэлы пластинчатого типа или просто пластинчатые твэлы (плоские или изогнутые) обычно изготавливаются из топлива, сильно обогащенного 235U, с алюминиевыми оболочками (или оболочками из сплавов Al) в форме тонких длинных прямоугольных пластин, как показано на рис. 14.1. Например, изогнутые пластинчатые твэлы усовершенствованного испытательного реактора (ATR) состоят из слоев уран-алюминиевого сплава, содержащего не менее 20— 22% сильно обогащенного урана (около 93% 235U), толщиной 0,3 см, плакированных с каждой стороны слоями Al такой же толщины. Ширина пластин составляет около 7,65 см, а длина 122 см. С помощью боковых алюминиевых деталей 19 пластин собираются в ТВС так, что зазор между пластинами составляет 0,505 см (рис. 14.2). Оба конца ТВС с пластинчатыми твэлами открыты, чтобы охлаждающая вода могла протекать между пластинами.

Рис. 14.1. Типичный пластинчатый твэл:
пластинчатый твэл
Рис. 14.2. ТВС с изогнутыми пластинчатыми твэлами (реактор для испытаний материалов MTR):
1 —  расстояние между твэлами (канал для теплоносителя); 2 —  оболочка; 3 —  топливо
ТВС с изогнутыми пластинчатыми твэлами
1 —  оболочка; 2 —  связующий материал; 3 —  топливо

Идея создания изогнутых пластинчатых твэлов реактора ATR возникла на базе опыта, накопленного при эксплуатации твэлов реактора для испытания материалов (реактор MTR с изогнутыми пластинчатыми твэлами) и реактора для технических испытаний (реактор ETR с плоскими пластинчатыми твэлами), которые являлись предшественниками реактора ATR, построенного в Аргоннской национальной лаборатории [16- 20]. Наиболее важные характеристики реакторов MTR, ETR и ATR приведены в табл. 14.1.
Характерная особенность реактора ATR заключается в наличии нейтронных ловушек, так что максимальный поток тепловых нейтронов достигается в бериллиевом  отражателе (окружающем активную зону), а не в активной зоне. Однако поток быстрых нейтронов, на который поглощение ксеноном оказывает небольшой эффект, максимален в активной зоне. Поэтому в реакторе ATR обеспечивается максимальный поток тепловых нейтронов для исследовательских целей при относительно небольшой скорости деления и небольшом тепловыделении в центре активной зоны.
ТВС с пластинчатыми твэлами (рис. 14.3, б) образуют в реакторе ATR кольцевые области, причем внутри центрального участка (нейтронной ловушки) и кольцевых областей расположены материалы замедлителя и отражателя (рис. 14.3, а). Благодаря такой конструкции поток тепловых нейтронов в центральной области в 5-6 раз превышает поток в реакторе MTR при одинаковой мощности. Как видно из табл. 14.1, максимальный поток тепловых нейтронов в реакторе ATR достигает значения 1,5 • 1015 нейтр./см2 —  с).
Таблица 14.1. Некоторые характеристики исследовательских реакторов

сечение по центральной плоскости активной зоны  и ТВС
Рис. 14.3. Поперечное сечение по центральной плоскости активной зоны (в) и ТВС усовершенствованного испытательного реактора ATR (б). ТВС содержит 19 пластинчатых твэлов. Толщина топливного слоя 0,51 мм, толщина алюминиевой оболочки 0,38 мм, ширина зазора для потока воды 1,96 мм:
1 —  регулирующие стержни; 2 —  топливо; 3 —  стержни системы безопасности; 4 —  наружные цилиндры грубой регулировки; 5 —  отверстия для испытаний

К другим исследовательским реакторам, в которых используются твэлы пластинчатого типа, относятся реактор с высоким потоком нейтронов для получения нуклидов (реактор HFIR в Ок-Риджской национальной лаборатории), реактор с нейтронными пучками высокой интенсивности (реактор HFBR в Брукхейвенской национальной лаборатории), исследовательский реактор Эймской лаборатории и т. д.

Рис. 14.4. Классификация цилиндрических ТВЭЛОВ

  1. Цилиндрические топливные элементы. Твэлы цилиндрического типа или просто цилиндрические твэлы широко использовались в исследовательских и энергетических реакторах. На рис. 14.4 дана простая классификация цилиндрических твэлов. Сплошные цилиндрические твэлы с металлическими топливными стержнями и с керамическими топливными таблетками применяются соответственно в жидкометаллических или газоохлаждаемых реакторах и в легководных или тяжеловодных реакторах. Трубчатые или кольцевые (пустотелые) твэлы (с ребрами или без ребер) с металлическим топливом применяются в некоторых газоохлаждаемых реакторах и используются для ядерного перегрева пара в первых кипящих реакторах.

Для обеспечения хороших теплофизических характеристик (характеристик теплопередачи и теплосъема) твэлы должны иметь высокое отношение площади поверхности к объему и такую конфигурацию, при которой достигается максимальная эффективность удаления тепла с поверхности твэла теплоносителем. При этом надо иметь в виду, что конфигурации, обусловливающие большие перепады давления теплоносителя, допустимы только в том случае, если они дают пропорциональный выигрыш в скорости теплопередачи. Кроме того, твэлы не должны иметь сложную геометрию, чтобы технология изготовления твэлов была простой, а стоимость изготовления — низкой. Опыт изготовления и эксплуатации показывает, что пластинчатые и трубчатые (кольцевые) твэлы, с металлическим топливом удовлетворяют требованиям, которые касаются геометрии и характеристик теплопередачи, тогда как цилиндрические твэлы с керамическими топливными таблетками отличаются простотой и относительно низкой стоимостью изготовления при использовании в энергетических ядерных реакторах.
На рис. 14.5 схематически показана топливная сборка (ТВС) энергетического реактора-размножителя Clinch River (реактор CRBR), состоящая из 217 цилиндрических твэлов, связанных в ТВС для обеспечения конструктивной прочности в потоке натриевого теплоносителя. Каждый твэл включает топливные таблетки из смешанного диоксида (U, Pu)O2, оболочку из нержавеющей стали типа 316 и дистанционнрующую проволочную обмотку. На рис. 14.6 показаны специальный цилиндрический твэл и ТВС с присоединенными к ней измерительными датчиками. ТВС состоит из 37 цилиндрических твэлов, изготовленных с применением керамических таблеток (U, Pu)O2 и оболочек из нержавеющей стали.  На рис. 14.7 показаны запальные цилиндрические твэлы реактора EBR-II с металлическим топливом (конструкция Mark-IA и Mark-II).

ТВС с цилиндрическими твэлами реактора- размножителя Clinch River
Рис. 14.5. Схематическое изображение ТВС с цилиндрическими твэлами реактора- размножителя Clinch River:
1 — идентификационные метки; 2 —  идентификационная метка радиоактивным изотопом; 3 —  канавка для захвата; 4 —  верхняя силовая подушка; 5 —  оболочка и канал для теплоносителя; 6 —  проволочная дистанционирующая обмотка; 7 сцепление; 8 —  топливная секция; 9 —  топливо (217 твэлов в ТВС); 10 —  крепление твэлов; 11 —  блок защиты; 12 —  пластины с отверстиями; 13 —  поршневые кольца; 14 —  стойка для селективной установки; 15 —  входные щели; 16 —  входная насадка; 17 —  силовая подушка над активной зоной; 18 —  кожух; 19 —  выходная насадка

Рис. 14.6. Цилиндрический твэл и ТВС, оснащенные измерительными датчиками:
Цилиндрический твэл и ТВС
Запальные цилиндрические твэлы реактора EBR-II
Рис. 14.7. Запальные цилиндрические твэлы реактора EBR-II конструкции Mark-IA и Mark-II
1 — термопары; 2 —  твэл; 3 —  канал для теплоносителя; 4 — приборные провода; 5 —  решетка; 6 —  входная термопара; 7 —  расходомер; 8 —  датчик, 9 —  изоляционные таблетки; 10 —  вольфрам-рениевая термопара; 11 —  топливные кольцевые таблетки; 12 —  заделка термопарного спая; 13 —  оболочка из нержавеющей стали

Конструкция этих твэлов постепенно изменялась от первоначальной Mark-I до Mark-IA и затем до Mark-II. Ниже приведены основные характеристики твэлов реактора EBR-II с металлическим топливом (см также рис. 14.7) [21].


Характеристика твэлов

Mark-I

Mark-1 А

Mark-II

Содержание по массе фиссиума в топливном сплаве урана с фиссиумом, %...........................................................

5

5

5

Обогащение топлива 235U, %..............

48,4

52,5

67,0

Длина топливного сердечника, см ....

36,1

34,3

34,3

Диаметр топливного сердечника, см

0,365

0,365

0,330

Объем топлива, см3............................

3,8

3,6

2,9

Эффективная плотность топлива, %

85

85

75

Радиальный зазор между топливом и оболочкой, мм...................................

0,152

0,152

0,254

Толщина стенки оболочки, мм.........

0,23

0,23

0,30

Наружный диаметр оболочки, см.....

0,442

0,442

0,442

Материал оболочки (нержавеющая сталь, отожженная на твердый раствор) ...........................................................

304L

304 L

316

Длина твэла, см.................................

46

46

61,2

Объем свободного пространства при комнатной температуре, см .............

0,50

0,67

2,41

Из сравнения запальных твэлов реактора EBR-II видно, что высокого выгорания топлива (более 10%) при высокой надежности работы твэлов можно достичь в результате правильного выбора конструкции и материалов твэла, основанного на опыте эксплуатации. Радиационная стойкость твэлов была увеличена путем уменьшения эффективной плотности топлива, увеличения радиального зазора между топливом и оболочкой, увеличения объема свободного пространства внутри твэла (для аккомодации газовых осколков деления) и выбора более прочного и менее радиационно распухающего материала оболочки (нержавеющей стали 316 вместо нержавеющей стали 304L) для снижения механического и химического взаимодействия между топливом и оболочкой.
Однако с учетом имеющегося производства топлива, разработанной технологии и опыта, приобретенного при эксплуатации твэлов с керамическими таблетками из UO2 в тепловых энергетических реакторах, твэлы с керамическими таблетками из (U, Pu)O2 (см. рис. 14.5) для реактора CRBR более предпочтительны.



 
« Магнитный фильтр-сепаратор в схеме очистки производственного конденсата   Метод определения параметров тепловой изоляции паротурбинных блоков ТЭС »
электрические сети