Основы теории ядерных реакторов (стр. 19 )

Основной характеристикой уранового ядерного топлива является его начальное обогащение (x), под которым понимается доля (или процентное содержание) ядер урана-235 среди всех ядер урана. А поскольку на более чем 99.99% уран состоит из двух изотопов - 235U и 238U, то величина обогащения:

. (4.1.1)

В природном металлическом уране содержится приблизительно 0.71% ядер 235U, а более 99.28% составляет 238U (прочие изотопы урана: 233U, 234U, 236U и 237U - присутствуют в природном уране в настолько незначи­тельных количествах, что могут не приниматься во внимание).

В реакторах АЭС используется уран низкого обогащения (обогащённый до 1.8 ¸ 5.2%), в ре­акторах морских транспортных ядерных энергоустановок начальное обога­щение ядерного топлива составляет 21 ¸ 45%, а в установках с жидкометаллическими реакторами используется ядерное топливо с обогащением до 90%. Использование топлива с низким обогащением на АЭС объясняется экономическими соображениями: технология производства обогащённого топлива сложна, энергоёмка, требует сложного и громоздкого оборудования, а потому и является дорогой технологией.

Металлический уран термически не стоек, подвержен аллотропным превращениям при относительно невысоких температурах и химически нестабилен, а потому неприемлем в качестве топлива энергетических реакторов. Поэтому уран в реакторах используется не в чисто металлическом виде, а в форме химических (или металлургических) соединений с другими химическими элементами. Эти соединения называются топливными композициями.

Наиболее распространенные в реакторной технике топливные компози­ции:

UO2, U3O8, UC, UC2, UN, U3Si, (UAl3)Si, UBe13.

Другой (другие) химический элемент топливной композиции называют разжижителем топлива. В первых двух из перечисленных топливных компо­зиций разжижителем является кислород, во вторых двух - углерод, в по­следующих соответственно азот, кремний, алюминий с кремнием и бериллий.

Основные требования к разжижителю - те же, что и замедлителю в ре­акторе: он должен иметь высокое микросечение упругого рассеяния и воз­можно более низкое микросечение поглощения тепловых и резонансных ней­тронов.

Наиболее распространенной топливной композицией в энергетических реакторах АЭС является диоксид урана (UO2), и его разжижитель - кисло­род - в полной мере отвечает всем упомянутым требованиям.

Температура плавления диоксида (2800oС) и его высокая термическая устойчивость позволяют иметь высокотемпературное топливо с допустимой рабочей температурой до 2200оС.

4.2. Замедлитель.

После сказанного ранее в п.3.2 ясно, что в качестве материала - замедлителя в тепловом ядерном реакторе должен быть избран такой, который:

- обладает высокими замедляющими свойствами;

- имеет малое макросечение поглощения тепловых и резонансных нейтронов.

Последнее требование вытекает из соображений экономии нейтронов. Чем меньшую величину имеют макросечения погло­щения замедлителя в тепловой и эпитепловой областях энергий нейтронов, тем выше соответственно q и j.

Объём замедлителя в активной зоне теплового реактора выбирается из соображений получения в нём теплового (близкого к максвелловскому) спектра, а это значит, что выбор в качестве замедлителя слабопоглощающего материала является единственной возможностью для повышения q и j.

Кроме того, по условиям работы в активной зоне замедлитель (как и все реакторные материалы) должен обладать:

- химической, термической и радиационной стойкостью;

- не иметь при радиационном захвате таких дочерних продуктов, ко­торые являлись бы более сильными поглотителями нейтронов.

В тепловых ЭЯР отечественных АЭС предпочтение отдано двум замед­лителям. В реакторах типа ВВЭР замедлителем является лёгкая вода (Н2О), в реакторах РБМК - графит (С).

О характеристиках этих двух замедлителей можно сказать следующее.

Вода распространена и дешева, но обладает известной химической агрессивностью, особенно при наличии примесей в ней. Большая часть зат­рат при использовании воды в реакторах обусловлена технологией её при­готовления (двойная дистилляция) и необходимостью поддержания в реак­торе особого водного режима, направленного на сохранение чистоты воды и создание в ней условий, способствующих минимизации коррозионных про­цессов в конструкционных материалах реактора, парогенератора и других элементов первого контура, с ко­торыми вода находится в контакте.

Низкая температура насыщения воды при атмосферном давлении (100оС) заставляет использовать её в энергетических реакторах при относительно высоких (16¸18 МПа) давлениях. При свойственных энергетическим реакто­рам высоких удельных тепловых нагрузках на поверхностях твэлов при те­плоотдаче к воде могут возникать кризисы теплоотдачи.

И всё же указанные недостатки воды, включая и сравнительно высокую поглощающую способность тепловых и замедляющихся нейтронов, уступают её достоинствам, особенно если учесть, что в ВВР эта же вода выполняет не только функции замедлителя, но служит и теплоносителем.

Графит относится к так называемым тяжёлым замедлителям (атомная масса углерода А = 12 а. е.м.). По величине замедляющей способности гра­фит уступает воде, но коэффициент замедления у него существенно выше, чем у воды. Технология получения высокоочищенного реакторного графита довольно сложна и энергоёмка, что обуславливает его высокую стоимость (>10 долл/кг). Графит радиационно стоек и термически устойчив при тем­пературах до 850оС, что требует непрерывного охлаждения его в рабочих условиях реактора: в графите РБМК-1000 выделяется около 7% тепловой мощно­сти реактора, что без охлаждения привело бы к сильному разогреву гра­фитовой кладки, до температур 900оС и выше, при которых начинается ин­тенсивное окисление графита; использование же охлаждения графита азот­но-гелиевой смесью позволяет поддерживать температуру графитовой клад­ки не выше 650оС.

4.3. Теплоноситель

Реакторный теплоноситель - это жидкое или газообразное вещество (или кипящая жидкость), предназначенное для от­вода генерируемого в реакторе тепла с целью его дальнейшего использо­вания.

Поскольку непрерывно циркулирующий через активную зону ЭЯР тепло­носитель является неотъемлемой её частью, к нему предъявляются те же нейтронно-физические требования, что и к замедлителю: минимальные зна­чения макросечений поглощения тепловых и резонансных нейтронов (обус­лавливающие более высокие значения q и j); желательна большая величина замедляющей способности (xSs) - для того, чтобы помогать основному за­медлителю интенсивно замедлять нейтроны; радиационная, химическая и термическая стойкость в реакторных рабочих условиях; совместимость те­плоносителя с топливной композицией и всеми конструкционными материа­лами активной зоны, понимая под этим термином отсутствие заметного хи­мического или диффузионного взаимодействия теплоносителя с этими мате­риалами в течение длительного времени работы реактора.

Кроме того, к теплоносителю предъявляются "обычные" теплофизичес­кие требования, как-то:

- высокая удельная теплоёмкость ср при рабочих температурах (так как отводимая теплоносителем тепловая мощность (Qp = GтсрDtт) прямо­ пропорциональна удельной теплоёмкости ср и массовому расходу Gт про­качиваемого через активную зону теплоносителя, то с увеличением ср для отвода той же тепловой мощности Qр требуется меньший расход теплоноси­теля Gт, а значит - и меньшие энергетические затраты на его циркуляцию через реактор);

- малый коэффициент динамической вязкости теплоносителя mт при рабочих средних температурах в активной зоне, так как с его величиной связана величина гидравлических потерь при прохождении активной зоны, а также величина коэффициента теплоотдачи от поверхности твэлов к теп­лоносителю;

- высокий коэффициент теплопроводности теплоносителя lт при рабо­чих температурах (также связанный с величиной коэффициента теплоотдачи к теплоносителю, определяющей эффективность теплообмена в реакторе);

- неподверженность теплоносителя кризисным явлениям в условиях высоких удельных тепловых нагрузок в активной зоне.

В практике отечественного реакторостроения конкурс на лучший теп­лоноситель для тепловых реакторов АЭС выиграла лёгкая вода: в реакто­рах типа ВВЭР - вода под давлением, в реакторах РБМК - кипящая вода.

Аббревиатура ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) означает, что и замедлителем, и теплоносителем в этом реакторе служит вода.

В реакторе же типа РБМК (реактор большой мощности канальный) кипя­щая вода, являясь теплоносителем, в силу своих приличных замедляющих свойств служит дополнительным внутриканальным замедлителем.

4.4. Параметры структуры активных зон гетерогенных ЭЯР.

Принципиально топ­ливная композиция может быть смешана с замедлителем в виде эмульсии, химического, металлургического соединения или просто тонкодисперсной смеси, образуя в герметичном сосуде критический объём, в котором про­исходит самоподдерживающаяся цепная реакция деления. Такой реактор, однородный по физическим свойствам во всех точках его объёма, называют гомогенным (по латыни гомогенный - однородный).

Логическим антиподом гомогенному является гетерогенный реактор, то есть такой, в активной зоне которого топливная композиция отделена от замедлителя. Побуждением к такому разделению послужило, во-первых, же­лание локализовать топливную композицию, снизить ту часть общего объё­ма активной зоны, где размещено топливо и образуются высокорадиоактивные продукты деления. Более того, важно герметично изолировать топлив­ную композицию от замедлителя и омывающего её теплоносителя для предотвра­щения выноса и распространения радиоактивности из топливной композиции по всему реактору и первому контуру.

Во-вторых, как нам предстоит убедиться далее, такой реактор обла­дает перед гомогенным рядом преимуществ с точки зрения экономии нейт­ронов в нём, а значит, - и экономии ядерного топлива для получения за­данной мощности реактора.