Материал: Белозеров В.И., Жук М.М., Кузина Ю.А., Терновых М.Ю. Физика и эксплуатационные режимы реактора ВВЭР-1000

19O(T1/2 = 29,4 с) и 16N(T1/2 = 4 c). Однако активность 19O и 16N мала по сравнению с активностью примесей.

Недостатками воды, как теплоносителя, являются низкая температура кипения (100 °C при давлении 1 атм) и поглощение тепловых нейтронов. Первый недостаток устраняется повышением давления в первом контуре. Поглощение тепловых нейтронов водой компенсируются применением ядерного топлива на основе обогащенного урана.

Тяжелая вода по своим химическим и теплофизическим свойствам мало отличается от воды. Она практически не поглощает нейтронов, что дает возможность использовать в качестве ядерного топлива природный уран в реакторах с тяжеловодным замедлителем. Однако тяжелая вода пока мало применяется в реакторостроении ввиду ее высокой стоимости.

Из жидкометаллических теплоносителей наиболее освоен натрий. Он химически активен с большинством металлов при сравнительно низкой температуре, и эта активность натрия обусловливается примесью окислов натрия. Поэтому натрий тщательно очищается от окислов, после чего он не реагирует со многими металлами (Mo, Zr, нержавеющая сталь и др.) до 600–900 °C.

Один из газовых теплоносителей – углекислый газ. Он недорог, характеризуется повышенными по сравнению с другими газами плотностью и объемной теплоемкостью. Коррозионное воздействие углекислого газа на металлы зависит от содержания кислорода. Он присутствует в углекислом газе как примесь, и, кроме того, образуется при высоких температурах в процессе диссоциации молекул CO2 на окись углерода CO и кислород O2.

К замедлителям относятся вещества, которые хорошо замедляют и слабо поглощают нейтроны (вода, тяжелая вода, графит, бериллий и др.). Свойства воды и тяжелой воды описаны ранее. Теперь можно привести краткие характеристики графита и бериллия.

Природный графит содержит до 20 % различных примесей, в том числе и бор. Поэтому природный графит непригоден как замедлитель нейтронов. Реакторный графит получают искусственно из смеси нефтяного кокса и каменноугольной смолы. Сначала из смеси прессуют блоки, а затем эти блоки термически обрабатывают при высокой температуре. Графит имеет плотность 1,6–1,8

151

г/см3. Он сублимируется при температуре 3800–3900 °С. Нагретый в воздухе до 400 °С графит загорается. Поэтому в энергетических реакторах он содержится в атмосфере инертного газа (гелий, азот).

Бериллий является одним из лучших замедлителей. Он имеет высокие температуру плавления (~1280 °С) и теплопроводность, совместим с углекислым газом, водой, воздухом и некоторыми жидкими металлами.

В пороговой реакции 9Be(n,2n)2α возникает гелий. При интенсивном облучении быстрыми нейтронами внутри бериллия накапливается газ, под давлением которого бериллий распухает. Применение бериллия ограничивается его высокой стоимостью. Из бериллия изготавливают отражатели и вытеснители воды в активной зоне исследовательских реакторов. В табл. 7.1 приведены некоторые физические свойства конструкционных материалов, наиболее часто применяемых в реакторостроении [9].

Чистый алюминий совместим с водой при невысоких температурах. Он является основным материалом для защитных оболочек твэлов исследовательских реакторов с водяным теплоносителем.

Сплавы магния слабо поглощают нейтроны. Они совместимы с углекислым газом до температуры ~ 450 °С и идут на изготовление защитных оболочек твэлов газо-графитовых реакторов (ГГР). Как раз в этих ГГР реакторах требуется широко разветвленная поверхность теплосъема.

152

Сплавы циркония совместимы с деаэрированной водой до температуры ~315 °С. Так как цирконий слабо поглощает тепловые нейтроны, то его сплавы являются основным материалом для защитных оболочек твэлов ВВЭР.

Нержавеющая сталь характеризуется хорошими прочностными свойствами и коррозионной стойкостью в воде и натрии при высоких температурах. Она служит одним из основных конструкционных материалов в реакторостроении. В ВВЭР она идет на внутреннюю облицовку корпуса реактора, который делается из углеродистой стали, несовместимой с горячей водой. Из нержавеющей стали изготавливаются защитные оболочки твэлов реакторов с натриевым теплоносителем.

Излучение оказывает влияние на коррозию конструкционных материалов в теплоносителях. Во-первых, в (n,γ)- и других реакциях изменяется состав конструкционных материалов. На их поверхности могут появиться химически взаимодействующие с теплоносителем атомы. Скорость химических реакций на поверхности, например, защитной оболочки в этом случае возрастает. Во-вторых, под действием излучения в воде возникают продукты радиолиза, химически реагирующие с конструкционными материалами.

Активная зона предназначена для генерации тепла и передачи его с поверхности тепловыделяющих элементов к теплоносителю первого контура. Активная зона реактора должна соответствовать основным требованиям, вытекающим из нормативно-технической документации в области безопасности АЭС:

-непревышение допустимых пределов повреждения оболочек твэлов в ТВС в пределах проектного срока службы;

-поддержание требуемой геометрии и положения твэлов в ТВС

иТВС в реакторе; возможность осевого и радиального расширения твэлов и ТВС при температурных и радиационных воздействиях, разности давлений, взаимодействия топливных таблеток с оболочкой;

-прочность при воздействии механических нагрузок в проектных режимах;

-вибростойкость при воздействии потока теплоносителя с учетом перепада и пульсации давления, нестабильности потока, вибрации;

153

-стойкость материалов против коррозионных, электрохимических, тепловых, механических и радиационных воздействий;

-непревышение проектных значений температуры топлива и оболочки; отсутствие кризиса теплообмена в постулированных проектом режимах; прочность ОР СУЗ в пределах проектного ресурса от воздействия нейтронного потока, температуры, перепада и изменения давления, износа и ударов, связанных с перемещениями;

-возможность размещения внутри ТВС контролирующих датчиков; взаимозаменяемость свежих, частично и выгоревших до необходимой глубины ТВС и ПС СУЗ путем унификации установочных размеров;

-выполнение критериев аварийного охлаждения активной зоны

всоответствии с действующей НТД в режимах, постулированных проектом; предотвращение расплавления топлива; сведения к минимуму реакции между металлом и водой;

-перевод активной зоны в подкритическое состояние, его поддержание в пределах, определенных проектом;

-возможность послеаварийного расхолаживания активной зоны. Для режимов нормальной эксплуатации установлен эксплуата-

ционный предел повреждения твэлов – за счет образования микротрещин дефекты типа газовой неплотности оболочки не должны превышать 0,2 % твэлов и 0,02 % твэлов с прямым контактом ядерного топлива с теплоносителем. Для режимов нарушения НУЭ установлен предел безопасной эксплуатации твэлов. Этот предел безопасной эксплуатации по количеству и величине дефектов твэлов составляет 1 % твэлов с дефектами типа газовой неплотности и 0,1 % твэлов, для которых имеет место прямой контакт теплоносителя ядерного топлива. Критерием допустимости установленных пределов повреждаемости твэлов является величина активности воды первого контура.

Для аварийных ситуаций установлен максимальный проектный предел повреждения твэлов:

-температура оболочек твэлов не более 1200 °C;

-локальная глубина окисления оболочек твэлов не более 18 % от первоначальной глубины стенки;

-доля прореагировавшего циркония не более 1 % его массы в активной зоне.

154

Регулирующие стержни содержат в своем составе элементы с высоким сечением поглощения нейтронов (бор, кадмий, гафний и др.).

Наибольшее распространение нашли борсодержащие стержни, что объясняется превосходными свойствами бора, как поглотителя нейтронов. Чистый бор непригоден для изготовления регулирующих стержней. Он радиационно нестоек, непрочен и несовместим с теплоносителями. Обычно бор вводят в состав нержавеющей стали (борная сталь). Содержание бора в борной стали может достигать 5%. Материалом регулирующих стержней служат также карбид бора B4C, смесь B4C – AI2O3, титанат диспрозия Dy2O3TiO2 и др.

7.2. Назначение и условия работы тепловыделяющего элемента

Всостав активной зоны реакторной установки в качестве основного элемента входят тепловыделяющие сборки (ТВС). Основным элементом ТВС являются тепловыделяющие элементы (твэлы). Твэл – отдельная сборочная единица с ядерным топливом, размещаемая в активной зоне и обеспечивающая генерирование тепловой энергии, накопление материалов деления и вторичного ядерного топлива.

Втвэле происходит преобразование энергии деления урана (плутония) в тепло. Более 90 % всей энергии, освобождающейся при делении ядер, выделяется внутри твэлов. Через оболочку твэла происходит передача тепла от топлива к теплоносителю.

Твэл представляет собой одну из наиболее ответственных деталей реактора, влияющих на безопасность. Топливная матрица и окружающая ее оболочка входят в систему барьеров, предотвращающих выход радиоактивных веществ в окружающую среду.

Специфической особенностью технологического процесса на АЭС является образование радиоактивных продуктов деления, находящихся, в основном, в ядерном топливе. Сразу после выгрузки одна отработавшая ТВС реактора ВВЭР-1000 содержит активность

всреднем 1,2 1016 Бк и выделяет энергию 100 кВт.

Однако высокая температура плавления (2800 °С) и химическая стабильность двуокиси урана предотвращают выход продуктов де-

155