ТВЭЛЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

М.И.Массальский, Ю.А. Гурвич

(Белорусский Национальный Технический Университет, г.Минск)

This article tells about the fuel rods of nuclear reactors

Ядерный реактор является источником тепловой энергии, выделяемой в результате самоподдерживающей цепной реакции деления с участием нейтронов и изотопов урана или плутония. Процесс деления заключается в расщеплении ядер атомов при взаимодействии их с нейтронами, обладающими определенной энергией [1] .

Тепловыделяющий элемент (твэл) является основной составной частью активной зоны реакторов [2]. Он содержит определенное количество твердого ядерного горючего. Наиболее распространенной формой таких твэлов является длинный цилиндрический стержень, иногда используются твэлы и в форме пластин. Охлаждение твэлов и отвод теплоты из активной зоны в теплообменник осуществляются за счет принудительной циркуляции теплоносителя, который омывает поверхность оболочек.

В различных реакторах используются различные виды топливных элементов, что приводит к многообразию конструкций и разным подходам при выборе материалов.

Активная зона реактора комплектуется из тепловыделяющих сборок (ТВС). В настоящее время в практике общепринято собирать твэлы в большие скрепленные между собой группы или сборки, которые затем помещают в кожух или канал, являющиеся разделителями потока теплоносителя и структурными элементами. ТВС требуемого размера является структурным элементом, позволяющим осуществлять загрузку и выгрузку топлива активной зоны. При отсутствии в активной зоне атомного реактора замедляющих материалов нейтронный энергетический спектр сдвигается в область больших энергий, приближаясь к спектру нейтронов деления. Такие реакторы называются реакторами на быстрых нейтронах или просто быстрыми реакторами. Средняя энергия нейтронов в этих реакторах имеет значение, превосходящее 0,1 МэВ и может достигать величины несколько миллионов электрон-вольт.

Эффективные сечения захвата нейтронов малы по сравнению с областью энергий тепловых и промежуточных нейтронов и обычно не превосходят для топливных материалов единиц, а для конструкционных материалов – десятых долей барна. В связи с этим критическая загрузка горючим реакторов на быстрых нейтронах чрезвычайно возрастает, превосходя при прочих равных условиях критические загрузки тепловых реакторов в десятки раз. Однако в быстрых реакторах создаются более благоприятные условия для воспроизводства горючего, что обуславливается увеличением выхода нейтронов деления, снижением доли радиационного захвата в ядреном горючем, заметным размножением нейтронов при делении U²³⁸ или Th²³² быстрыми нейтронами и уменьшением паразитного захвата нейтронов в конструкционных и других материалах активной зоны.

Быстрые реакторы эффективны только при большом удельном энерговыделении в активной зоне, что в свою очередь, означает наличие больших тепловых потоков с тепловыделяющих поверхностей твэлов и высокие уровни рабочих температур. Конструирование твэлов быстрых реакторов должно вестись с учетом необходимости обеспечения достаточной емкости их по топливному материалу при максимально достижимом развитии тепловыделяющих поверхностей.

Твэлы энергетических реакторов на быстрых нейтронах при эксплуатации находятся в чрезвычайно жестких условиях [3]. Во-первых, интенсивности нейтронных потоков в быстрых реакторах составляют 10¹⁵ – 10¹⁶ нейтрон/(см²сек), а длительности кампаний таковы, что материалы, находящиеся в реакторе, могут подвергаться интегральным нейтронным потокам на один-два порядка превосходящим интегральные потоки при облучении материалов в тепловых энергетических реакторах, т.е. достигающим более 10²³ нейтрон/см²; во-вторых, рабочей средой в быстром реакторе может являться жидкий металл, двигающийся со скоростью до 7-10 м/сек и имеющий температуру 500-600 ^оС и выше (а также водяной пар); в-третьих, в связи с требованием высокой плотности объемного энерговыделения теплонапряженность твэлов и выгорание топлива в них значительны.

В настоящее время тепловой поток считается уже обычным явлением, а рекомендуемые выгорания достигают 5-10%.

Следует отметить, что с развитием атомной энергетики рабочие условия для твэлов все более усложняются, а требования к их надежности повышаются. Таким образом, исследования работоспособности твэлов должны быть направлены не только на повышение эффективности и их надежности в работе, но и на изыскания рациональных с точки зрения регенерации конструкций и технологии изготовления.

ЛИТЕРАТУРА

1. Денисов В.П., Драгунов Ю.Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М.: ИздАТ, 2002, 480с.

2. Фрост Б. Твэлы ядерных реакторов. Москва. Энергоатомиздат. 1986, 247с.

3. Работнов Ю.Н. Механика деформируемого твердого тела. М.:Наука. 1979, 744с.