Материалы ядерных энергетических установок - Тепловыделяющие элементы

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:

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

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


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).

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:


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].

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.