Содержание материала

ГЛАВА 12
МАТЕРИАЛЫ СИСТЕМ РЕГУЛИРОВАНИЯ, ЗАЩИТЫ
И АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ

ВВЕДЕНИЕ

Для безопасного осуществления управляемых ядерных реакций (деления или термоядерных) ядерный реактор всегда должен находиться под контролем, т.е. его параметры должны регулироваться в точных пределах. Регулирование и аварийная защита ядерных реакторов деления могут достигаться путем изменения скорости генерирования нейтронов, скорости потери нейтронов за счет утечки и скорости потери нейтронов за счет паразитного захвата в активной зоне. Паразитный захват связан главным образом с образованием и накоплением продуктов деления в процессе выгорания ядерного топлива. Скорости генерирования и потери нейтронов непосредственно связаны с изменением реактивности ядерного реактора. Наиболее практичным и эффективным материалом органов регулирования является сильный поглотитель нейтронов.
Для уменьшения до минимума ядерного излучения снаружи реактора необходима защита. Источники радиации всех видов опасны для обслуживающего персонала, с помощью материалов защиты интенсивность излучения должна быть снижена до минимально допустимых уровней. Нейтроны и гамма-излучение, обладающие высокой проникающей способностью, должны быть ослаблены и поглощены в защите. Как правило, наилучшими материалами для защиты от быстрых и тепловых нейтронов являются легкие элементы или материалы с малой относительной атомной массой, а для защиты от первичного и вторичного гамма-излучения — тяжелые элементы или материалы с большой относительной атомной массой.
Обеспечение атомных электростанций системами аварийной защиты представляет собой задачу первостепенной важности. Системы аварийной защиты должны быть сконструированы и оборудованы таким образом, чтобы предотвратить любой чрезмерный риск для безопасности и здоровья людей. Любая вероятная гипотетическая авария на АЭС связана с высокими температурами и давлениями в активной зоне реактора. Системы аварийной защиты на АЭС состоят из первичной и вторичной систем аварийной защиты (см. § 3.8). Эти системы предназначены для предотвращения возможного чрезвычайно большого повышения температуры, предотвращения любого очень большого повышения давления и исключения вероятности появления очень большой радиации снаружи активной зоны реактора. Оборудование систем аварийной защиты легководных реакторов изготавливается из таких конструкционных материалов, как углеродистая и нержавеющая стали, и включает насосы, вентили, тепловые защиты и т.д. Различные материалы, используемые для изготовления оборудования систем регулирования, защиты и аварийной защиты атомных электростанций, должны обладать необходимой работоспособностью в течение всего срока службы.

РЕГУЛИРОВАНИЕ РЕАКТОРОВ

Система регулирования реактора включает устройства, методы и материалы, необходимые для осуществления плавной безопасной работы и обеспечения соответствующей защиты при аварийных ситуациях. Между системой регулирования ядерного реактора и системой регулирования любого другого преобразователя энергии имеется существенное различие, обусловленное природой ядерного топлива. Количество загруженного в гетерогенный реактор ядерного топлива в виде 235U или 239Pu должно быть достаточным для непрерывной эксплуатации реактора в условиях строгого контроля в течение длительных периодов времени (1—2 года) до перегрузки.
Для изменения и регулирования реактивности (или эффективного коэффициента размножения) существуют четыре метода регулирования, основанные на введении (или удалении): ядерного топлива в активную зону, замедлителя в активную зону для теплового реактора или зоны воспроизводства для быстрого реактора, отражателя вокруг активной зоны и поглотителя нейтронов в активную зону. Эти методы можно использовать для регулирования ядерных реакторов деления как индивидуально, так и совместно. Однако до настоящего времени наиболее широко использовался простой и удобный метод регулирования, заключающийся во введении или извлечении регулирующего стержня, изготовленного из такого сильно поглощающего нейтроны материала, как бор или кадмий. Недостаток регулирования реактора с помощью сильного поглотителя заключается в потере полезных нейтронов, которая приводит к ухудшению экономии нейтронов.
В системе регулирования реактора существуют цепь автоматического регулирования, цепь ручного регулирования и цепь, связанная с внешними нагрузками. Между этими независимыми цепями в системе регулирования предусмотрены блокирующие предохранительные устройства или цепи, позволяющие осуществлять то или иное действие только в определенных условиях. Цепь, связанная с внешними нагрузками, включает главным образом контрольно-измерительные приборы, реагирующие на изменение режимов работы ядерной паропроизводящей системы, системы турбогенераторов и т.д.

ОРГАНЫ РЕГУЛИРОВАНИЯ И МАТЕРИАЛЫ

При рассмотрении работы органов регулирования (стержней или пластин) в течение длительного периода эксплуатации реактора необходимо принимать во внимание следующие четыре основные фактора: 1) уменьшение реактивности при выгорании топлива; 2) воспроизводство нового топлива в результате нейтронного облучения, 3) образование и накопление продуктов деления или поглотителей и 4) выгорание поглощающего материала в органе регулирования. Эти факторы требуют постоянного точного перемещения регулирующих элементов.
Возможные материалы регулирующих элементов и основные требования, предъявляемые к ним, были рассмотрены в гл. 3. Регулирующие элементы обычно выполняются в виде регулирующих стержней, имеющих большое сечение поглощения нейтронов.
Используются регулирующие стержни трех типов:

  1. стержни грубой регулировки, которые применяются время от времени для довольно существенного изменения плотности нейтронов и имеют среднюю компенсирующую способность;
  2. стержни тонкой регулировки, предназначенные для поддержания требуемого уровня мощности и имеющие небольшую компенсирующую способность;
  3. стержни аварийной защиты, предназначенные для быстрой остановки реактора в случае аварии и имеющие большую компенсирующую способность.

Что касается материалов, используемых для изготовления органов регулирования, то к элементам с очень большими сечениями поглощения тепловых нейтронов относятся Cd (2450 б), В (755 б), Hf (105 б), Ir (440 б) и редкоземельные элементы. Поскольку Hf, Ir и редкоземельные элементы (Eu, Sm и т.д.) относительно дороги, в качестве материалов органов регулирования уже давно были выбраны В и Cd. Однако в элементарной форме они не удовлетворяют всем основным требованиям, перечисленным в гл. 3. В настоящее время в качестве материала органов регулирования широко используется карбид бора B4OС в виде кермета или в виде дисперсии карбида в нержавеющей стали.

12.3.1. Бор, его соединения и керметы. Одними из наиболее важных минералов бора являются кернит Na2B4O7 • 4H2O и бура Na2B4O7 • 10H2O, которые содержат до 75% бората натрия и остаток в виде нерастворимой в воде глины. Бор имеет орторомбическую и тетрагональную кристаллические структуры.
Температура плавления бора составляет 2300 °С, а температура кипения — 2550 °С. Плавление бора осуществляют в тиглях из карбида бора (B4С). Ниже точки плавления бор обладает очень высокой твердостью и хрупкостью. Обычно бор изготавливается методом горячего прессования. Имеются четыре соединения бора, которые можно легко определить с помощью серной кислоты и этилового спирта: 1) борная кислота H3ВO3,встречающаяся в природе в некоторых родниковых водах; 2) бура Na2B4O7 • 10H2O, встречающаяся в некоторых бассейнах высохших озер, 3) колеманит Ca2B60i 1 • 5H2O, имеющий довольно широкое распространение, и 4) этилборат (С2Н5)3ВO3. Из них борная кислота используется в качестве поглотителя нейтронов и выполняет функцию химического органа регулирования, когда она растворена в водяном теплоносителе реакторов FWR; бура используется в ядерных реакторах в качестве материала защиты от нейтронов.
Бор или карбид бора (естественный или обогащенный бором-10) обычно используется в виде кермета, т.е. в виде дисперсии в нержавеющей стали. Керамический порошок B4С используется также для изготовления поглощающей композиции с алюминием дисперсионного типа, например, в исследовательских реакторах применяются регулирующие стержни из бораля. В газоохлаждаемых реакторах использовался также естественный или обогащенный бор, диспергированный в железе, содержащем некоторое количество алюминия [ 1 ]. Для экспериментальных целей бориты Cr, Fe, Ti или Zr диспергировались в кадмии.
В кермете или дисперсионной системе с В или B4С металлы матрицы предназначены для увеличения механической прочности, поверхностной твердости, теплопроводности и коррозионной стойкости регулирующих стержней. Однако при использовании В или B4С (естественного или обогащенного) в органах регулирования возникает проблема, связанная с образованием гелия по (л, а)-реакциям:

(12.1)
(12.2)
Гелий приводит к радиационному распуханию и растрескиванию регулирующих стержней. Поэтому в процессе эксплуатации регулирующие стержни требуют контроля.

  1. Кадмий и его сплавы. Кадмий является компонентом цинковых руд, поскольку по своим свойствам он имеет большое сходство с цинком. Отношение Cd/Zn в рудах составляет около 1/200. Кадмий получается в виде побочного продукта при плавлении цинковых руд. Путем фракционной перегонки кадмий можно получить в очень чистом виде в первой порции дистиллята.

Кадмий представляет собой серебристый металл, более мягкий и более ковкий, чем цинк. Температура плавления кадмия составляет 321 °С, а температура кипения — 767 °С. Поэтому металлический кадмий можно использовать в качестве материала регулирующего элемента только для низкотемпературной эксплуатации. Плотность кадмия (8,65 г/см3) несколько превышает плотность железа (7,65 г/см3). Кадмиевые изделия можно легко изготавливать методами прокатки, ковки, волочения и т.д. Сечение поглощения кадмия быстро уменьшается с увеличением энергии нейтронов выше резонансного уровня 0,18 эВ. Кадмий не обладает достаточной коррозионной стойкостью по отношению к воде или влажному воздуху при высоких температурах, так что при изготовлении регулирующих стержней кадмий необходимо помещать в оболочки из алюминия или нержавеющей стали.
Для реакторов PWR в качестве материала регулирующих стержней применяют сплав Ag с 5% Cd и 15% In, имеющий удовлетворительные характеристики в отношении механической прочности, твердости, теплопроводности и коррозионной стойкости. В последнее время в реакторах PWR стали использовать также сплавы Ag - Cd - Hf; Cd - Ag - Ir; Ag — Ir — Hf — Cd; Ag — Hf.

  1. Гафний и его сплавы. Подобно тому как кадмий сопрювождает цинк, гафний сопровождает в рудах цирконий (см. § 10.6), поскольку оба элемента имеют близкие химические и физические свойства. Гафний обычно получают в процессе очистки циркония. Температура плавления гафния равна 1700 °С, температура кипения - 3200 °С, плотность 12,1 г/см3.


Гафний считается хорошим материалом для регулирующих органов легководных реакторов, поскольку он эффективно поглощает нейтроны в надтепловой энергетической области. Изделия из гафния можно изготавливать с помощью тех же технологических процессов, которые применяют для изготовления изделий из циркония. Как и цирконий, гафний обладает хорошей коррозионной стойкостью по отношению к воде при высоких температурах. Его коррозионная стойкость не ухудшается под действием небольших примесей, например азота.
В качестве материалов регулирующих стержней легководных реакторов используют сплавы Hf — In — Ag и Ag-Hf.

  1. Редкоземельные элементы и их оксиды. Основным источником редкоземельных элементов, связанных с торием, является монацитовый песок, представляющий собой очень сложную смесь фосфатов этих элементов. Монацитовые пески являются аллювиальными месторождениями, расположенными главным образом по побережьям Бразилии и Индии. В качестве материалов регулирующих стержней предполагалось использовать оксиды следующих редкоземельных элементов: европия Eu, эрбия Ег, гадолиния Gd, самария Sm, диспрозия Dy и лютеция Lu. Эти элементы имеют большое сечение поглощения тепловых нейтронов и высокое резонансное сечение захвата нейтронов в надтепловой области. Оксиды EU2O3, Er2O3 и Gd2CO3, диспергированные в нержавеющей стали или в оксиде урана, применяются в качестве выгорающих поглотителей в твэлах реакторов BWR или быстрых реакторов-размножителей. Важная характеристика выгорающего поглотителя заключается в том, что захват ядром поглотителя тепловых или надтепловых нейтронов приводит к образованию новых нуклидов, которые также имеют относительно большие поперечные сечения поглощения. Благодаря такой характеристике можно поддерживать равномерное распределение нейтронного потока и мощности в активной зоне во время эксплуатации реактора [5-7].
  2. Регулирующие стержни, химическое регулирование и выгорающие поглотители. Регулирование ядерного реактор» деления, в частности легководного реактора, осуществляется следующими методами: 1) с помощью регулирующих стержней из таких поглощающих материалов, как В, B4С (естественного или обогащенного), Cd, Hf, сплавы Ag — Cd — In, Ag — Hf и Ag — Ir — Hf или редкоземельные элементы; 2) методом химического регулирования с использованием H3ВO3 в качестве поглотителя; 3) с помощью выгорающих поглотителей в виде оксидов редкоземельных элементов Eu2 O3, Er2O3 или Gd2O3. Регулирующие стержни выполняют функцию первичных органов регулирования, а химическое регулирование и выгорающие поглотители выполняют функции вторичных или дополнительных органов регулирования легководных реакторов. Интересно отметить, что при химическом регулировании растворимость H3ВO3 увеличивается с ростом температуры теплоносителя в активной зоне. В реакторах PWR используется комбинация регулирующих стержней с химическим регулированием, а для регулирования и аварийной защиты реакторов BWR применяется комбинация регулирующих стержней и выгорающих поглотителей. Первую комбинацию органов регулирования можно использовать как в легководных, так и в тяжеловодных реакторах. Вторую комбинацию органов регулирования можно применять в реакторах различных типов с твердым топливом, т.е. в легководных, тяжеловодных, газоохлаждаемых и жидкометаллических реакторах.

Таблица 12. 1. Ядерные свойства материалов органов регулирования
Ядерные свойства материалов органов регулирования
В табл. 12.1 приведены данные по сечениям поглощения тепловых и надтепловых нейтронов (резонансные сечения) для материалов, используемых в регулирующих стержнях, при химическом регулировании и в качестве выгорающих поглотителей.
На рис. 12.1 показан типичный кластер (сборка регулирующих стержней) кассеты PWR, на рис. 12.2 —  регулирующий стержень крестообразной формы для реактора BWR. На рис. 12.3, а показано расположение регулирующего стержня крестообразной формы между четырьмя топливными кассетами, а на рис. 12.3, б — расположение регулирующих стержней и топливных кассет в активной зоне реактора BWR.

сборка регулирующих стержней
Рис. 12.1. Типичная сборка регулирующих стержней (кластер) в кассете реактора PWR (фирма Westmghouse Electric)
1 — сборка регулирующих стержней; 2 —  регулирующий стержень; 3 —  отверстия для теплоносителя в головке; 4 — твэлы; 5-верхняя дистанционирующая решетка; 6 —  направляющие трубы для регулирующих стержней; 7 —  средняя дистанционирующая решетка; 8 —  нижняя дистанционирующая решетка; 9 —  отверстия для теплоносителя в хвостовике
Рис. 12.2. Типичный регулирующий стержень крестообразной формы для реактора BWR (фирма General Electric).
1 — рукоятка; 2 — отверстия для теплоносителя; 3 — стержни с поглотителем нейтронов или с выгорающим поглотителем; 4 —  оболочка; 5 —  лопасть; 6 —  решетка стержня; 7 — соединительная муфта
регулирующий стержень крестообразной формы для реактора BWR
топливная кассета и регулирующий стержень реактора EBR-II
Рис. 12.3. Расположение регулирующего стержня крестообразной формы между четырьмя топливными кассетами (а) и расположение регулирующих стержней и топливных кассет в активной зоне реактора BWR (б) :
1 —  топливная кассета; 2 — лопасть регулирующего стержня; 3 —  положение регулирующего стержня
Рис. 12.4. Типичная топливная кассета и регулирующий стержень реактора EBR-II (Аргониская национальная лаборатория):
1 — регулирующий стержень (поднят); 2 — ход регулирующего стержня; 3 —  регулирующий стержень (опущен); 4 —  секция верхней зоны воспроизводства; 5 — чехловая труба; 6 —  пустотная секция; 7 —  топливная секция в активной зоне реактора; 8 —  топливная секция; 9 —  секция нижней зоны воспроизводства; 10— опорные решетки

На рис. 12.4 схематично изображены топливная кассета и регулирующий стержень быстрого реактора-размножителя с жидкометаллическим теплоносителем (реактор EBR-II). Из представленных выше рисунков ясно, что при проектировании регулирующих стержней необходимо учитывать опыт эксплуатации и знать ядерные, физические, теплофизические и механические свойства материалов органов регулирования.