Цель лекции: Знакомство степловыделяющими элементами и топливными сборками
Вопросы к теме:
1 ТВЭЛ и ТВС для ВВЭР
2 ТВЭЛ для РБМК
3 ТВС для реактора на быстрых нейтронах, БН600
4 Микросферы для ТВЭЛов
Основной составной частью активной зоны ядерного энергетического реактора являются ТВЭЛы, собранные в тепловыделяющие сборки (ТВС) и содержащие определённое количество твёрдого ядерного топлива. Сейчас, вместе с совершенствованием ядерных композиций, улучшается конструкция тепловыделяющих элементов, топливных таблеток – за счёт использования технологий изготовления, спекания, сварки, химической и механической обработки. Всё это улучшает эксплуатационные свойства ядерного топлива, повышает его надёжность и безопасность.
Тепловыделяющий элемент является конструкционным элементом ядерного реактора, в котором размещается ядерное топливо. ТВЭЛы устанавливаются в активную зону ядерного реактора и обеспечивают генерацию основной части тепловой энергии и передачу ее теплоносителю. Более 90% всей энергии освобождающейся в реакторе при делении ядер, выделяется внутри ТВЭЛов и отводится обтекающим ТВЭЛ теплоносителем. ТВЭЛы работают в очень тяжелых условиях: плотность теплового потока от ТВЭЛа к теплоносителю достигает 1-2 МВт/кв.м., а температура колеблется до 3200 градусов. Наиболее важными явлениями с точки зрения анализа поведения ТВЭЛов при облучении являются распухание топлива и выход газовых продуктов деления, изменение внутреннего давления и т.д.
Тепловыделяющий элемент обычно представляет собой топливный сердечник с
герметичной оболочкой. Оболочка предотвращает утечку продуктов деления и взаимодействие топлива с теплоносителем. Материал оболочки должен слабо поглощать нейтроны и обладать приемлемыми механическими, гидравлическими и теплопроводящими характеристиками. ТВЭЛы классифицируют по природе используемого топлива, форме ТВЭЛа, характеру контакта топливо-оболочка, типу ядерного реактора.
Форма и геометрические размеры ТВЭЛа зависят от типа реактора, а также технологии изготовления. Наиболее распространённой формой ТВЭЛа является длинный цилиндрический топливный стержень, заключённый в металлическую оболочку. В некоторых реакторах используются ТВЭЛы в форме пластин (исследовательские реакторы), шара (высокотемпературные газографитовые реакторы) или другой конфигурации. Некоторые варианты сечений ТВЭЛов и их взаимного расположения в активной зоне реактора показаны на рис.2. Компоновка ТВЭЛов в сборки осуществляется с помощью дистанционирующих деталей. ТВС является структурным элементом активной зоны реактора, позволяющим осуществить загрузку и выгрузку ядерного топлива.
По характеру топлива и оболочки различают: ТВЭЛы, в которых топливо и оболочка металлические, ТВЭЛы, состоящие из керамического топлива и металлической оболочки и полностью керамические ТВЭЛы, покрытые пленками из пироуглерода, включенные в графитовую матрицу. Только по характеру топлива различают ТВЭЛы: металлические ТВЭЛы, в которых металлическое топливо слабо легировано, керамические ТВЭЛы с керамическим топливом без разбавляющих добавок, дисперсионные ТВЭЛы, в которых топливо является сильно разбавленным сплавом или полностью керамическим с низким содержанием топлива на единицу объема. По форме ТВЭЛа различают пластинчатые; сплошные цилиндрические, проволочные, прутковые, таблеточные, однокольцевые и многокольцевые, трубчатые; шаровые; пластинчатые; моноблочные перфорированные. По способу реализации контакта «топливо- оболочка» различают: ТВЭЛы с механическим контактом; ТВЭЛы с металлургическим контактом; ТВЭЛы с промежуточным слоем. Для увеличения теплопередающей поверхности могут быть использованы различные виды оребрения: продольное; поперечное; продольное с прямыми ребрами и спиральными перегородками; спиральное; шевронное.
Тепловыделяющие элементы – это обычно таблетки спеченного оксида урана в трубках из алюминия, циркония или нержавеющей стали; таблетки сплавов урана с цирконием, молибденом и алюминием, покрытые цирконием или алюминием (в случае алюминиевого сплава); таблетки графита с диспергированным карбидом урана, покрытые непроницаемым графитом.
Рис.2.Варианты сечения ТВЭЛов и их дистанционирования.
Для водо-водяных реакторов наиболее предпочтительны таблетки оксида урана в трубках из нержавеющей стали. Диоксид урана не вступает в реакцию с водой, отличается высокой радиационной стойкостью и характеризуется высокой температурой плавления. Для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов подходят графитовые топливные элементы, но у них имеется серьезный недостаток – за счет диффузии или из-за дефектов в графите через их оболочку могут проникать газообразные продукты деления. Органические теплоносители несовместимы с циркониевыми твэлами и поэтому требуют применения алюминиевых сплавов. Перспективы реакторов с органическими теплоносителями зависят от того, будут ли созданы алюминиевые сплавы или изделия порошковой металлургии, которые обладали бы прочностью (при рабочих температурах) и теплопроводностью, необходимыми для применения ребер, повышающих перенос тепла к теплоносителю. Поскольку теплообмен между топливом и органическим теплоносителем за счет теплопроводности мал, желательно использовать поверхностное кипение для увеличения теплопередачи. С поверхностным кипением будут связаны новые проблемы, но они должны быть решены, если использование органических теплоносителей окажется выгодным.
Помимо порошков и гранул, в последнее время появилось новое микросферическое
гранулированное керамическое топливо (диаметр гранул – несколько микрон), которое
применяется для производства большого класса дисперсных ТВЭЛов с металлокерамической композицией, ТВЭЛов на основе графитовой матрицы, микроТВЭЛов с различными типами покрытий, используемых в высокотемпературных газоохлаждаемых атомных реакторах, а также виброуплотненных стержневых ТВЭЛов. Подобное топливо, видимо, будет применяться в газо- турбинном модульном реакторе.
В тепловом реакторе ТВЭЛы образуют решетку, свободное пространство которой
заполняется замедлителем.
По характеру топлива и оболочки различают ТВЭЛы, в которых топливо и оболочка металлические; ТВЭЛы, состоящие из керамического топлива и металлической оболочки; полностью керамические ТВЭЛы, покрытые пленками из пироуглерода, включенные в графитовую матрицу. Только по характеру топлива различают металлические ТВЭЛы, в которых металлическое топливо слабо легировано; керамические ТВЭЛы с керамическим топливом без разбавляющих добавок; дисперсионные ТВЭЛы, в которых топливо является сильно разбавленным сплавом или полностью керамическим с низким содержанием топлива на единицу объема. По форме ТВЭЛы бывают: пластинчатые; слошные цилиндрические (блочковые; стержневые; проволочные, прутковые, таблеточные; однокольцевые и многокольцевые; трубчатые); шаровые; моноблочные; ТВЭЛ других форм. По способу реализации контакта «топливо-оболочка» различают ТВЭЛы с механическим контактом; ТВЭЛы с металлургическим контактом; ТВЭЛы с промежуточным слоем
Тепловыделяющие элементы гетерогенных реакторов обеспечивают сохранение ядерного горючего и образующихся осколков в небольшом замкнутом пространстве. ТВЭЛы представляют собой обычно литые Th, U, Pu, их сплавы или прессованную смесь – керамику или металлокерамику – делящегося вещества в виде оксида, карбида и т.п. с матрицей из металлов, окислов и т.п. Матрица обеспечивает необходимое разбавление делящихся изотопов до допустимых, с точки зрения удельных тепловых нагрузок, концентраций. Гетерогенное ядерное горючее покрыто снаружи герметичной оболочкой из алюминия, циркония или нержавеющей стали. Комплекты ТВЭЛов в виде пластин, трубок, цилиндров, стержней часто объединяются в сборки, помещаемые в рабочие ячейки ядерных реакторов.
ТВЭЛ и ТВС для ВВЭР
В реакторе типа ВВЭР в качестве ядерного топлива используется спеченный диоксид урана с начальным обогащением ураном-235 в стационарном режиме в диапазоне от 2.4 до 4.4 % (масс). Полная загрузка реактора топливом – 75 тонн.
Шестигранные тепловыделяющие сборки (ТВС), содержат тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) стержневого типа с сердечником из диоксида урана в виде таблеток, находящихся в оболочке из циркониевого сплава. Внутри циркониевой оболочки ТВЭЛа (внутренний диаметр 9,1 мм, толщина стенки 0,65 мм, материал оболочки – сплав Zr+1%Nb) располагаются таблетки топлива диаметром 7,53 мм из двуокиси урана. Масса загрузки UO2 в одном ТВЭЛе 1565 г. Гарантированный срок работы – 4 года. ТВС ВВЭР-1000 представляет собой пучок ТВЭЛов, размещенных по треугольной решетке с шагом 12,76 мм (пучок заключен в чехол из циркониевого сплава). Некоторые характеристики ТВС приведены в табл.2. В свою очередь, ТВС также собраны в треугольную решетку с шагом 147 мм (ВВЭР-440) и 241 мм (ВВЭР-1000).
Табл. 2. Характеристики ТВЭЛов ВВЭР-1000
Высота ТВС с пучком регулирующих стержней составляет 4665 мм. ТВС содержит 317 твэлов, 12 направляющих каналов для стержней регулирования, один канал для датчика замера энерговыделения и полую центральную трубку. В центре шестигранной головки ТВС находится цилиндрическая втулка, в которой крепятся 12 направляющих каналов для поглощающих элементов и канал для датчика замера энерговыделений. Масса топлива в кассете 455,5 кг. Втулка соединяется с шестью углами головки ТВС ребрами, в которых располагаются подпружинные штыри, служащие для зажатия сборки в реакторе, компенсации температурных расширений и технологических допусков. По граням головки расположены окна для выхода теплоносителя из ТВС. В отличие от мировых аналогов конструкций ТВС, базирующихся на прямоугольной форме, ТВС ВВЭР-1000 имеет гексагональное сечение и поле распределения твэлов. Такая схема рассеяния твэлов обеспечивает высокую равномерность потока теплоносителя и более благоприятное
водно-урановое соотношение в активной зоне. Гексагональная форма гарантирует сохранность ТВС при транспортно- технологических операциях в производстве и на АЭС.
Со времени пуска в эксплуатацию АЭС с ВВЭР конструкции ТВС претерпели значительные изменения. На первоначальном этапе проектирования и эксплуатации ТВС были с защитной оболочкой, т. е. чехловые, затем появились сборки с перфорированным чехлом. В настоящее время на всех проектируемых и строящихся АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 преимущество отдано бесчехловым ТВС. Бесчехловые ТВС улучшают перемешивание теплоносителя в активной зоне; уменьшают зазор между соседними
ТВС, что позволяет разместить в одном и том же объеме корпуса большее количество ТВС, и тем самым увеличить мощность реактора; снижают неравномерность энерговыделения за счет плотной упаковки ТВЭЛов; уменьшают гидравлическое сопротивление ТВС; повышают надежность охлаждения в аварийных режимах, связанных с течью теплоносителя за счет поперечной растечки воды из системы аварийного охлаждения; увеличивают количество регулируемых стержней на одну ТВС с целью повышения прочностных свойств силового каркаса сборки и снижения количества приводов системы управления защитой; снижают количество дорогостоящего материала (циркония), применяемого в ТВС.
ТВЭЛ для РБМК
В качестве топлива в реакторах РБМК используется двуокись урана 235U. Для уменьшения размеров реактора содержание 235U в топливе предварительно повышается до 2,0 или 2,4 % на обогатительных комбинатах. Загрузка реактора ураном – 200 тонн. Среднее выгорание топлива 22,3 МВтсут/кг.
ТВЭЛ представляет из себя циркониевую трубку высотой 3,5 м и толщиной стенки 0,9 мм с заключенными в нее таблетками двуокиси урана высотой 15 мм. Две соединенные последовательно тепловыделяющие сборки, содержащие по 18 ТВЭЛов каждая, образуют топливную кассету, длина которой составляет 7 м. Топливная кассета устанавливается в технологический канал. Количество технологических каналов в реакторе -1661. Вода подается в каналы снизу, омывает ТВЭЛы и нагревается, причем часть ее при этом превращается в пар. Образующаяся пароводяная смесь отводится из верхней части канала.
Управление реактором осуществляется равномерно распределенными по реактору
стержнями, содержащими поглощающий нейтроны элемент - бор. Стержни перемещаются
индивидуальными сервоприводами в специальных каналах, конструкция которых аналогична технологическим. Стержни имеют собственный водяной контур охлаждения с температурой 40 - 70°С Использование стержней различной конструкции обеспечивает возможность регулирования энерговыделения по всему объему реактора и его быстрое заглушение при необходимости.
ТВС для реактора на быстрых нейтронах, БН600
БН-600 - реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Электрическая
мощность 600 МВт. Проектная активная зона, состоявшая из тепловыделяющих сборок с
обогащением по 235U 21% и 33%, эксплуатировалась с 1980 по 1986. Максимальное выгорание топлива, которое удалось в ней достигнуть, составило 7% тяжелых атомов, т.а. В течение следующих двух лет был осуществлен переход на активную зону с тремя вариантами обогащения (17%, 21% и 26% по 235U) для снижения удельных тепловых нагрузок на ТВЭЛ. Максимальное выгорание топлива было повышено до 8,3 % т.а. Следующая модернизация была осуществлена в течение 1991-1993. Основу ее составило применение наиболее радиационностойких и хорошо освоенных промышленностью конструкционных материалов. После этого удалось достичь выгорания топлива 10% т.а.
Активная зона и зона воспроизводства собираются из шестигранных ТВС кассетного типа с размерами «под ключ» 96 мм. Тепловыделяющая сборка состоит из ТВЭЛов, кожуха, головки для захвата ТВС при перегрузках и хвостовика, с помощью которого ТВС устанавливается в гнездо напорного коллектора и поддерживается вертикально. ТВЭЛы соединены между собой элементами крепления и ограждены чехлом, связывающим в единое целое все части ТВС. ТВЭЛы заполнены по длине активной зоны втулками из обогащенной окиси урана (или смеси окиси урана) и окиси плутония, а выше и ниже активной зоны расположены торцевые экраны из брикетов окиси «отвального» урана. ТВЭЛы зоны воспроизводства тоже заполнены брикетами из «отвального» урана. Газовые полости над уровнем натрия в реакторе заполнены аргоном.
Микросферы для ТВЭЛов
В настоящее время микросферические гранулированные материалы находят широкое применение в различных отраслях промышленности. Большой интерес представляет использование микросферических керамических материалов в качестве топливной составляющей различных типов тепловыделяющих элементов. В последнее время гранулированное керамическое ядерное топливо применяется для производства большого класса дисперсных ТВЭЛов с металлокерамической композицией, ТВЭЛов на основе графитовой матрицы, микроТВЭЛов с различными типами покрытий, используемых в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах, а также виброуплотненных стержневых ТВЭЛов. Основные преимущества использования гранулированного микросферического топлива:
а) возможность создания автоматизированного дистанционно-управляемого технологического процесса приготовления рециркулируемого топлива из актиноидов;
б) отсутствие пылеобразующих операций по сравнению с традиционно используемой
порошковой технологией;
в) более удобная, чем порошки форма материала на всех стадиях технологического процесса, что максимально сокращает длительность виброуплотнения;
г) микросферы могут быть изготовлены от нескольких микрон до 2…3мм с тщательным
контролем их на стадии получения геля;
д) дефектные некондиционные микросферические частицы могут быть возвращены в начало процесса;
е) микросферы смешанных окислов актиноидов могут быть спечены до высокой плотности (более 95 % теоретической плотности) при температуре на 200°С ниже, чем температура спекания таблеток;
ж) возможность получения и контроля микросфер с пористостью от 10 до 30 % при высокой механической прочности, что создает дополнительные технологические преимущества.
Первые технологические схемы были основаны на методах порошковой металлургии. Отличительной особенностью этих методов получения микросферического керамического топлива является использование в качестве исходного материала порошка ядерного топлива,
состав которого соответствует конечному продукту. В последнее десятилетие интенсивно
разрабатываются методы производства микросферического топлива, где в качестве исходных продуктов применяются водные растворы солей делящихся и воспроизводящих материалов. Одним из "водных" методов получения микросферического керамического топлива является золь-гель процесс.
Золь-гель процесс имеет несколько вариантов гелеобразования актиноидов:
1) Осаждение гелей - процесс основан на образовании геля актиноидов в рабочем растворе, в котором равномерно распределены компоненты, затвердевающие в щелочной среде. Метод также характеризуется массопереносом.
2) Внешнее гелеобразование – характеризуется переносом массы через границу раздела фаз (сферообразующая щелочная среда – аммиачный раствор газ, содержащий осадительные компоненты). Различается прямое внешнее гелеобразование и обратное внешнее гелеобразование.
3) Внутреннее гелеобразование - основано на том, что рабочий раствор содержит гелирующие добавки (доноры аммиака), которые при повышенной температуре разлагаются в сферообразующей среде. Характерной чертой процесса является отсутствие массопереноса через границу раздела фаз .
В процессе внешнего и внутреннего гелирования в качестве дисперсионной среды используются органические жидкости нерастворимые или слаборастворимые в воде.
Порошковые методы изготовления топливных кернов, наряду с золь-гель процессом, получили достаточно широко развитие технологии топливных элементов высокотемпературных гелиевых реакторов. Наибольшее распространение получил способ изготовления изделий из пластифицированных масс. Разновидностью этого способа является метод механической сфероидизации мерных топливных заготовок, который и выбран в качестве основы для разработки технологии топливных микросфер. Метод заключается в обкатывании топливных заготовок из пластифицированных масс до совершенных микросфер.
: … довольно банально, но тем не менее я так и не нашел инфу в удобоваримой форме — как НАЧИНАЕТ работать атомный реактор. Про принцип и устройство работы всё уже 300 раз разжеванно и понятно, но вот то как получают топливо и из чего и почему оно не столь опасно пока не в реакторе и почему не вступает в реакцию до погружения в реактор! — ведь оно разогревается только внутри, тем не менее перед загрузкой твлы холодные и всё нормально, так что-же служит причиной нагрева элементов не совсем ясно, как на них воздействуют и так далее, желательно не по научному).
Сложно конечно такую тему оформить не «по научному», но попробую. Давайте сначала разберемся, что из себя представляют эти самые ТВЭЛы.
Ядерное топливо представляет собой таблетки черного цвета диаметром около 1 см. и высотой около 1.5 см. В них содержится 2 % двуокиси урана 235, и 98 % урана 238, 236, 239. Во всех случаях при любом количестве ядерного топлива ядерный взрыв развиться не может, т.к.для лавинообразной стремительной реакции деления, характерной для ядерного взрыва требуется концентрация урана 235 более 60%.
Двести таблеток ядерного топлива загружаются в трубку, изготовленную из металла цирконий. Длина этой трубки 3.5м. диаметр 1.35 см. Эта трубка называется ТВЭЛ- тепловыделяющий элемент. 36 ТВЭЛов собираются в кассету (другое название «сборка»).
Устройство твэла реактора РБМК: 1 - заглушка; 2 - таблетки диоксида урана; 3 - оболочка из циркония; 4 - пружина; 5 - втулка; 6 - наконечник.
Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии - энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.
Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни градусов Кельвина, в случае же ядерных реакций - это минимум 107 K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).
Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.
Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны – например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции.
Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.
Ленинградская АЭС, Реактор РБМК
Начало работы реактора:
В начальный момент времени после первой загрузки топливом, цепная реакция деления в реакторе отсутствует, реактор находится в подкритическом состоянии. Температура теплоносителя значительно меньше рабочей.
Как мы уже тут упоминали, для начала цепной реакции делящийся материал должен образовать критическую массу, - достаточное количество спонтанно расщепляющегося вещества в достаточно небольшом пространстве, условие, при котором число нейтронов, выделяющихся при делении ядер должно быть больше числа поглощенных нейтронов. Это можно сделать, повысив содержание урана-235 (количество загруженных ТВЭЛОВ), либо замедлив скорость нейтронов, чтобы они не пролетали мимо ядер урана-235.
Вывод реактора на мощность осуществляется в несколько этапов. С помощью органов регулирования реактивности реактор переводится в надкритическое состояние Кэф>1 и происходит рост мощности реактора до уровня 1-2 % от номинальной. На этом этапе производится разогрев реактора до рабочих параметров теплоносителя причем скорость разогрева ограничена. В процессе разогрева органы регулирования поддерживают мощность на постоянном уровне. Затем производится пуск циркуляционных насосов и вводится в действие система отвода тепла. После этого мощность реактора можно повышать до любого уровня в интервале от 2 — 100 % номинальной мощности.
При разогреве реактора реактивность меняется, в виду изменения температуры и плотности материалов активной зоны. Иногда при разогреве меняется взаимное положение активной зоны и органов регулирования, которые входят в активную зону или выходят из нее, вызывая эффект реактивности при отсутствии активного перемещения органов регулирования.
Регулирование твердыми, движущимися поглощающими элементами
Для оперативного изменения реактивности в подавляющем большинстве случаев используется твердые подвижные поглотители. В реакторе РБМК управляющие стержни содержат втулки из карбида бора заключенные в трубку из алюминиевого сплава диаметром 50 или 70 мм. Каждый регулирующий стержень помещен в отдельный канал и охлаждается водой контура СУЗ (система управления и защиты) при средней температуре 50 ° С. По своему назначению стержни делятся на стержни АЗ (аварийной зашиты), в РБМК таких стержней 24 штуки. Стержни автоматического регулирования — 12 штук, Стержни локального автоматического регулирования — 12 штук, стержни ручного регулирования -131, и 32 укороченных стержня поглотителя (УСП). Всего имеется 211 стержней. Причем укороченные стержни вводятся в АЗ с низу остальные с верху.
Реактор ВВЭР 1000. 1 - привод СУЗ; 2 - крышка реактора; 3 - корпус реактора; 4 - блок защитных труб (БЗТ); 5 - шахта; 6 - выгородка активной зоны; 7 - топливные сборки (ТВС) и регулирующие стержни;
Выгорающие поглощающие элементы.
Для компенсации избыточной реактивности после загрузки свежего топлива, часто используют выгорающие поглотители. Принцип работы которых состоит в том, что они, подобно топливу, после захвата нейтрона в дальнейшем перестают поглощать нейтроны (выгорают). Причем скорости убыли в результате поглощения нейтронов, ядер поглотителей, меньше или равна скорости убыли, в результате деления, ядер топлива. Если мы загружаем в АЗ реактора топливо рассчитанное на работу в течении года, то очевидно, что количество ядер делящегося топлива в начале работы будет больше чем в конце, и мы должны скомпенсировать избыточную реактивность поместив в АЗ поглотители. Если для этой цели использовать регулирующие стержни, то мы должны постоянно перемещать их, по мере того как количество ядер топлива уменьшается. Использование выгорающих поглотителей позволяет уменьшить использование движущихся стержней. В настоящее время выгорающие поглотители часто помешают непосредственно в топливные таблетки, при их изготовлении.
Жидкостное регулирование реактивности.
Такое регулирование применяется, в частности, при работе реактора типа ВВЭР в теплоноситель вводится борная кислота Н3ВО3, содержащая ядра 10В поглощающие нейтроны. Изменяя концентрацию борной кислоты в тракте теплоносителя мы тем самым изменяем реактивность в АЗ. В начальный период работы реактора когда ядер топлива много, концентрация кислоты максимальна. По мере выгорания топлива концентрация кислоты снижается.
Механизм цепной реакции
Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Исключение составляют подкритические реакторы с внешним источником тепловых нейтронов. Освобождение связанной реактивности по мере её снижения в силу естественных причин обеспечивает поддержание критического состояния реактора в каждый момент его работы. Первоначальный запас реактивности создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, одновременно искусственно снижается k0 размножающей среды. Это достигается введением в активную зону веществ-поглотителей нейтронов, которые могут удаляться из активной зоны в последующем. Так же как и в элементах регулирования цепной реакции, вещества-поглотители входят в состав материала стержней того или иного поперечного сечения, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Но если для регулирования достаточно одного-двух или нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Эти стержни называются компенсирующими. Регулирующие и компенсирующие стержни не обязательно представляют собой различные элементы по конструктивному оформлению. Некоторое число компенсирующих стержней может быть стержнями регулирования, однако функции тех и других отличаются. Регулирующие стержни предназначены для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора, перехода с одного уровня мощности на другой. Все эти операции требуют малых изменений реактивности. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы.
Иногда стержни управления делаются не из материалов-поглотителей, а из делящегося вещества или материала-рассеивателя. В тепловых реакторах - это преимущественно поглотители нейтронов, эффективных же поглотителей быстрых нейтронов нет. Такие поглотители, как кадмий, гафний и другие, сильно поглощают лишь тепловые нейтроны благодаря близости первого резонанса к тепловой области, а за пределами последней ничем не отличаются от других веществ по своим поглощающим свойствам. Исключение составляет бор, сечение поглощения нейтронов которого снижается с энергией значительно медленнее, чем у указанных веществ, по закону l / v. Поэтому бор поглощает быстрые нейтроны хотя и слабо, но несколько лучше других веществ. Материалом-поглотителем в реакторе на быстрых нейтронах может служить только бор, по возможности обогащенный изотопом 10В. Помимо бора в реакторах на быстрых нейтронах для стержней управления применяются и делящиеся материалы. Компенсирующий стержень из делящегося материала выполняет ту же функцию, что и стержень-поглотитель нейтронов: увеличивает реактивность реактора при естественном её снижении. Однако, в отличие от поглотителя, такой стержень в начале работы реактора находится за пределами активной зоны, а затем вводится в активную зону.
Из материалов-рассеивателей в быстрых реакторах употребляется никель, имеющий сечение рассеяния быстрых нейтронов несколько больше сечений других веществ. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии активной зоны и их погружение в соответствующий канал вызывает снижение утечек нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности. В некоторых специальных случаях целям управления цепной реакцией служат подвижные части отражателей нейтронов, при перемещении изменяющие утечки нейтронов из активной зоны. Регулирующие, компенсирующие и аварийные стержни совместно со всем оборудованием, обеспечивающим их нормальное функционирование, образуют систему управления и защиты реактора (СУЗ).
Аварийная защита:
Аварийная защита ядерного реактора – совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.
Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.
Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.
Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты. Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают «Систему аварийного охлаждения активной зоны» (САОЗ) – специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.
Согласно «Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций», по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.
Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.
Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:
1. По плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами.
Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.
Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.
Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:
1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).
Может кто то сможет еще менее по научному объяснить кратко как начинает работу энергоблок АЭС? :-)
Вспомните такую тему, как и Оригинал статьи находится на сайте ИнфоГлаз.рф Ссылка на статью, с которой сделана эта копия -
Хотя атомная энергетика не является на сегодняшний день полностью безопасной, реакторов и электростанций по всему миру больше строится, нежели закрывается. Так в Соединенных Штатах Америки количество действующих реакторов только-только перевалило за сотню, во Франции (второе место по количеству мирного атома на планете) - около 60, и обеспечивают они порядка 80 % от вырабатываемого в стране электричества.
Топливом для ядерного реактора служит ТВЭЛ. Это элемент, в котором непосредственно протекает управляемая цепня реакция. Как устроены «дрова» атомного котла, как они изготавливаются и что происходит с топливом в сердце электростанции?
Что такое цепная ядерная реакция
Известно, что ядра атомов состоят из протонов и нейтронов. Например, в ядре атома урана содержится 92 протона и 143 или 146 нейтронов. Сила отталкивания между положительно заряженными протонами в ядре урана просто громадна, около 100 кгс в одном единственном (!) атоме. Однако разлетаться ядру не дают внутриядерные силы. При попадании в ядро урана свободного нейтрона (только нейтральная частица способна приблизиться к ядру) последнее деформируется и разлетается на две половинки плюс два-три свободных нейтрона.
Эти самые свободные нейтроны атакуют ядра других атомов, и т. д. Таким образом, количество столкновений увеличивается в геометрической прогрессии и в доли секунды вся масса радиоактивного металла распадается. Этот распад сопровождается разлетом на околосветовых скоростях во все стороны осколков, их столкновения с молекулами окружающей среды вызывают нагревание до нескольких миллионов градусов. Это картина обычного ядерного взрыва. ТВЭЛ это явление направляет в мирное русло. Как это происходит?
Управляемая ядерная реакция
Чтобы ядерная реакция смогла поддерживать себя сама, стала цепной, необходимо достаточное количество радиоактивного топлива (т. н. «критическая масса»). В ядерном оружии этот вопрос решается просто: два слитка оружейного металла (урана 235, плутония 239 и т. д.) с массой каждого чуть меньше критической в одно целое соединяют при помощи взрыва обычного тротила.
Для мирного использования атома этот способ не годится. На рисунке схематично показано устройство простейшего атомного реактора. Каждый ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент − урановое топливо) по массе меньше критической, суммарный же их вес превышает эту отметку. Находясь в непосредственной близости друг от друга, ТВЭЛы «обмениваются» свободными нейтронами. Благодаря такой взаимной нейтронной бомбардировке в реакторе поддерживается цепная ядерная реакция. Графитовые стержни играют роль своеобразных «тормозов» ядерного процесса. Графит - хороший поглотитель нейтронов, реакция затухает, когда стержни из этого материала помещаются между ТВЭЛ. Это полностью останавливает обмен свободными нейтронами.
Таким образом, реакция находится под постоянным контролем автоматики. Распад сопровождается движением в среде теплоносителя осколков ядер урана, которые разогревают его до необходимой температуры.
Как вырабатывается электроэнергия
Дальнейшее устройство атомной электростанции мало чем отличается от обычной тепловой, работающей на газе, мазуте или угле. Разница состоит в том, что в ТЭЦ тепло получается при сжигании ископаемых углеводородов, в АЭС же теплоноситель нагревается ТВЭЛ ядерных реакторов.
Доведенный до температуры в 500-800 °C теплоноситель (в его роли могут выступать перегретая вода, расплавы солей, и даже жидкие металлы) в специальном теплообменнике разогревает воду, превращая ее в сухой пар. Пар вращает турбину, посаженную на один вал с генератором, в котором и вырабатывается электрический ток.
Какие они бывают
Первыми ядерными реакторами были гомогенные устройства. Они представляли собой котлы, в которых находилось ядерное топливо (чаще жидкое, реже газообразное). Это расплав солей урана или слабо обогащенного урана, иногда взвеси урановой пыли и т. д. Процесс регулировался введением в активную зону замедлителя в виде пластин или стержней из материала, который хорошо замедляет свободные нейтроны. Тепло передавалось воде посредством расположенных прямо в активной зоне теплообменников, наподобие колосников в угольной печи.
На нашем же рисунке изображен гетерогенный ядерный реактор, которых сейчас в мире абсолютное большинство. Такие «атомные котлы» легче обслуживать, менять в них топливо, ремонтировать, они безопаснее и надежнее старых гомогенных.
Еще одним бонусом использования урановых ТВЭЛов является генерация в них в результате облучения нейтронами ядер урана такого элемента, как плутоний 239, который затем используется как топливо для малогабаритных ядерных реакторов, а так же в качестве оружейного металла.
Где берется топливо для атомных электростанций
Уран добывают во многих странах мира открытым (карьерным) или шахтным способом. Изначально в руде содержится даже не сам уран, а его оксид. Выделение металла из окисла - сложнейшая цепь химических превращений. Далеко не каждая страна мира может позволить себе обзавестись предприятиями по производству ядерного топлива.
Дальнейшая задача − обогащение добытого урана. Менее 1 % урана 235 содержится в природном материале, остальное - изотоп 238. Разделить эти два элемента чрезвычайно тяжело. Центрифуги по обогащению урана - это сложнейшие устройства.
Чтобы уран стал высокообогащенным (содержание изотопа 235 повысилось до 20 %) ему предстоит, превратившись в газ, пройти до тысячи ступеней переработки.
Как устроен ТВЭЛ
В руки инженеров попадает инженеров обогащенный уран, но это пока еще на ядерное топливо. Производство этого топлива сродни порошковой металлургии. Порошкообразный металл (или его химических соединений) прессуется в небольшие таблетки диаметром около сантиметра.
Изделия из металлического урана лучше приспособлены выдерживать адские условия внутри реактора, но чистый элемент очень дорог в производстве. Намного дешевле диоксид урана, но чтобы он не рассыпался от огромных давления и жара приходится запекать под громадным давлением при температуре более 1000 °C.
ТВЭЛ - это набор таких шайб длиной порядка 2-4 метров, помещенный в трубку из стали или сплавов железа с молибденом. Сами ТВЭЛы набираются в пучок из нескольких десятков или даже сотен. Такой набор называют тепловыделяющей сборкой (ТВС).
ТВС устанавливаются непосредственно в сердце атомного реактора. В одном реакторе их количество может достигать нескольких сотен. По мере распада урана ТВЭЛы теряют свою способность производить тепло, тогда их заменяют. Но один килограмм технического урана, обогащенного до содержания 235 изотопа 4%, за свою жизнь в атомном реакторе успевает произвести столько же энергии, сколько получилось бы при сжигании 300 стандартных двухсотлитровых бочек топочного мазута.
Тепловыделяющий элемент (твэл) – основная конструкционная деталь гетерогенных активных зон, в значительной степени определяющая их надежность, размеры и стоимость.
Оболочка твэла предназначена для предотвращения непосредственного контакта теплоносителя и топлива с целью исключения выхода радиоактивных продуктов деления топлива в теплоноситель, а также коррозии и эрозии топливного сердечника. Оболочка является конструктивным элементом, придающим твэлу необходимую форму и воспринимающим на себя все нагрузки, стремящиеся разрушить твэл. Оболочки твэлов – наиболее ответственные конструкционные детали активных зон, работающие в самых тяжелых условиях. Для уменьшения поглощения нейтронов в оболочках желательно делать их как можно тоньше. Толщина металлических оболочек, определяемая по условиям прочности и технологии изготовления, обычно составляет 0,3 – 0,8 мм.
Одно из основных требований, предъявляемых к материалу оболочек для реакторов на тепловых нейтронах – малое сечение поглощения тепловых нейтронов, что необходимо для уменьшения потерь нейтронов.
В настоящее время в энергетических водо-водяных реакторах на тепловых нейтронах широко используются оболочки из циркония и его сплавов, что объясняется малым сечением поглощения тепловых нейтронов у циркония (0,18 барн). Однако цирконий обладает относительно низкими прочностными показателями при температуре 360 – 400°С.
Наряду с циркониевыми сплавами в энергетических реакторах применяются оболочки из нержавеющих хромоникелевых аустенитных сталей, которые по сравнению с цирконием обладают значительно более высокими жаропрочностью, коррозионной стойкостью, хорошей технологичностью и, кроме того, меньшей стоимостью. Однако основной принципиальный недостаток сталей по сравнению с цирконием, заключается в их большом сечении поглощения тепловых нейтронов (2,7 – 2,9 барн), что требует более высоко обогащенного топлива. Крупным недостатком аустенитных нержавеющих сталей также является склонность к коррозионному растрескиванию, возникающему при наличии в металле растягивающих напряжений, а в охлаждающей воде – хлоридов и кислорода. Большое значение при эксплуатации реакторов в связи с этим приобретает тщательное поддержание предельно низкого содержания в воде хлоридов и кислорода, а также других примесей.
Для высокотемпературных реакторов особый интерес представляют тугоплавкие металлы ниобий (температура плавления 2415°С), молибден (2622°С), вольфрам (3395°С), тантал (2996°С), а также их сплавы, которые можно применять для оболочек твэлов при температуре до 800 – 1200°С в случае использования в качестве теплоносителя гелия или жидких металлов. Следует отметить, что в кислородсодержащих газах (воздухе, углекислом газе и парах воды) стойкость этих металлов весьма низка уже при температуре 500 – 600°С.
В процессе эксплуатации реакторов в материалах твэлов под действием облучения, циклических изменений температуры, воздействия теплоносителя и т. п. происходят глубокие изменения, которые могут стать причиной их разрушения. Полное разрушение твэлов является чрезвычайно крупной и совершенно недопустимой аварией, так как приводит к сильному загрязнению первого контура радиоактивными осколками деления.
Наиболее часто наблюдается потеря герметичности твэлов из-за возникновения трещин в оболочке или в месте приварки герметизирующих пробок. Потеря герметичности ведёт к выходу газообразных продуктов деления в теплоноситель. Попадание теплоносителя внутрь оболочки, обусловленные этим коррозия и вымывание топлива, в свою очередь, усиливают выход осколков деления, в результате чего ещё более существенно повышается радиоактивность теплоносителя в контуре.
Трещины в оболочках могут возникать в результате следующих причин:
Появления недопустимых внутренних напряжений, связанных с действием статических, динамических и вибрационных нагрузок, температурных напряжений, обусловленных наличием резких температурных градиентов как по радиусу, так и по длине твэлов;
Объёмных изменений топлива, обусловленных радиационным ростом, распуханием, фазовыми превращениями горючего и приводящих к появлению сил, стремящихся разорвать оболочку; недопустимого повышения давления внутри твэлов газообразных продуктов деления;
Изменения структуры и физико-механических свойств материала оболочки под действием облучения или в результате диффузионного взаимодействия материалов топлива и теплоносителя с оболочкой, например насыщения оболочек водородом;
Длительного коррозионного и эрозионного воздействия теплоносителя, а также в результате транс- и межкристаллитной коррозии под напряжением в присутствии ионов хлора и свободного кислорода (в водоводяных ректорах при использовании оболочек из нержавеющих сталей);
Дефектов, допущенных при изготовлении твэлов (неоднородность материала оболочки, наличие рисок на поверхности оболочки, низкое качество сварки и т. п.).
В некоторых случаях под действием тех же причин наблюдается изменение формы и размеров твэлов, например искривление, что может приводить к значительным общим и локальным изменениям в распределении топлива и теплоносителя по технологическому каналу и, как следствие, местным перегревам и разрушению твэлов.
В связи с тем, что твэлы представляют собой тела с внутренними источниками тепла и работают при высоких температурах и больших удельных энерговыделениях, наибольшая опасность для них возникает при внезапном прекращении охлаждения. Прекращение подачи теплоносителя в активную зону приводит, как правило, к расплавлению твэлов за счёт остаточного энерговыделения (выделение энергии в процессе радиоактивного распада накопленных осколков деления ядерного топлива). В остановленном реакторе вследствие выделения энергии радиоактивного распада осколков деления, накопленных в твэлах, необходимо охлаждение последних в течение длительного времени после остановки. В противном случае возможно расплавление активной зоны в остановленном реакторе.
Особое внимание при эксплуатации ППУ должно быть обращено на организацию контроля и поддержание требуемого водно-химического режима.
Изобретение относится к области атомной энергии и может быть использовано для изготовления твэлов энергетических реакторов. Технической задачей настоящего изобретения является создание конструкции твэла, в которой может быть использован плутоний или высокообогащенный уран в виде сплавов или диоксидов без разбавления их обедненным или природным ураном или торием при обеспечении требуемой загрузки, соотношения делимых и воспроизводящих нуклидов, увеличения ресурса и повышения надежности работы, в том числе в аварийных ситуациях. В твэле часть сердечника с массовой долей делимых нуклидов от 200 до 100% заключена в одну или несколько герметичных ампул различной геометрической формы, выполненных из одинакового или различного с оболочкой твэла конструкционного материала. В ампулах имеется свободный объем для компенсации распухания ядерного топлива и сбора газообразных осколков деления. В остальной части сердечника твэла размещено ядерное топливо с массовой долей делимых нуклидов от 0,715% и воспроизводящих нуклидов от 0,01 до 100%. 5 з.п.ф-лы, 4 ил.
Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих элементов (твэлов) с ядерным топливом из плутония или высокообогащенного урана для энергетических реакторов на тепловых нейтронах. В мировой атомной энергетике работают реакторы на тепловых и быстрых нейтронах, однако 85% электроэнергии всех АЭС вырабатывается в легководных реакторах на тепловых нейтронах, в большинстве из которых применяются стержневые твэлы контейнерного типа. Такие твэлы представляют собой цилиндрическую металлическую оболочку диаметром 7 - 15 мм с торцевыми заглушками, внутри которой помещен сердечник в виде таблеток или виброуплотненных гранул из диоксида урана или смеси диоксидов урана и плутония, при этом, как правило, массовая доля делимых нуклидов уран-235, плутоний-239 и плутоний-241 составляет менее 6% от суммарного содержания урана и плутония в ядерном топливе. В твэлах имеется свободный объем для компенсации объемных изменений ядерного топлива и сбора газообразных осколков деления. Для снижения температурного уровня сердечников твэлов иногда в таблетках делают отверстия, заполняют свободные объемы гелием или легкоплавкими материалами, например натрием, сплавом натрия с калием, сплавом свинца с висмутом и др. /1/. Помимо твэлов контейнерного типа, в ядерных энергетических реакторах, и, еще в большей степени, в исследовательских реакторах, применяются твэлы дисперсионного типа, отличающиеся тем, что их сердечник состоит из частиц ядерного топлива, равномерно распределенных в инертной матрице. Такая структура сердечника твэла локализует в частицах ядерного топлива и прилегающих к ним тонким слоям матрицы осколки деления, поэтому в твэлах отсутствует свободный объем для сбора газообразных осколков деления /2/. Твэлы контейнерного типа просты в изготовлении и надежно работают на стационарных уровнях мощности реактора в течение 2-, 3- и реже 4-годичной кампании при высоком коэффициенте конверсии нового ядерного топлива (до 0,5). Энерговыработка таких твэлов ограничена объемными изменениями ядерного топлива от накапливаемых осколков деления, массопереносом ядерного топлива из горячей (до 2000 o C) в холодную зону (около 300 o C), коррозионным воздействием агрессивных осколков деления на оболочку, а маневрирование мощностью реактора - термомеханическими напряжениями в оболочке и сердечнике, связанными с различием их температурных уровней и коэффициентов термического расширения материалов. Кроме того, высокий температурный уровень сердечника твэла, аккумулированная в нем тепловая энергия и остаточное тепловыделение в аварийных ситуациях могут приводить к прожогу оболочки. Независимо от причины разгерметизации твзла, случайная, исчерпание ресурса твэла или аварийная ситуация, выделившиеся из ядерного топлива осколки деления попадают в теплоноситель, при этом его радиоактивность может превысить предельно допустимые значения. У дисперсионных твэлов при хорошей теплопроводности матрицы, обеспечивающей надежный тепловой контакт между ядерным топливом и оболочкой, существенно снижен температурный уровень сердечника твэла, например, перепад температур в сердечнике с матрицей из алюминиевого сплава в твэле реактора ВВЭР-1000 может быть снижен примерно на полтора порядка (с 1500 o C до 100 o C). Это позволяет успешно эксплуатировать твэлы в маневренных режимах, сделать их менее безопасными в аварийных ситуациях, а в случае разгерметизации твэла снизить степень загрязнения теплоносителя, поскольку он будет контактировать с ядерным топливом только в месте дефекта. Кроме того, при низких температурах ядерное топливо меньше подвергается объемным изменениям от накапливаемых осколков деления и появляется возможность применения других видов ядерного топлива, например силицида урана, сплава урана с молибденом и др. Однако меньшая концентрация в сердечнике дисперсионного твэла ядерного горючего требует увеличения массовой доли делимого нуклида, что соответственно уменьшает коэффициент конверсии нового ядерного топлива. Энерговыработка дисперсионных твэлов ограничена допустимым увеличением диаметра твэла или допустимой деформацией материала оболочки. В результате ориентации мировой атомной энергетики на легководные реакторы с твэлами контейнерного типа и диоксидным топливом накопилось несколько сотен тонн плутония, имеющего полиизотопный состав с массовыми числами 238, 239, 240, 241 и 242. Появилась проблема хранения плутония и его дальнейшего использования. Наиболее эффективно применение плутония в качестве ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах, однако их количество в мире ограничено, а программа строительства новых реакторов задерживается на несколько десятилетий. К проблеме использования полиизотопного плутония прибавилась проблема скорейшего уничтожения высвобожденного урана и плутония в результате разоружения. Наиболее распространенным решением использования плутония в реакторах на тепловых нейтронах является разбавление его обедненным или природным ураном, поскольку для реакторов на тепловых нейтронах массовая доля плутония должна быть около 5%. Такое топливо получило название уран-плутониевое или смешанное топливо. Следует отметить, что в реакторах на тепловых нейтронах делятся только нечетные изотопы плутония. Изотоп плутония-241, концентрация которого в полиизотопном плутонии достигает 14% мас., имеет период полураспада около 14 лет, образуя при этом америций 241 с жестким гамма-излучением, что осложняет работу с полиизотопным плутонием при его длительном хранении. Кроме того, происходят потери энергетического плутония (за 10 лет около 9%). В отличие от полиизотопного плутония, оружейный плутоний, в основном, содержит изотоп-239 и может считаться как моноизотопный. Основной сложностью в изготовлении смешанного диоксидного ядерного топлива является создание гомогенной смеси диоксидов плутония и урана, из которой прессуют таблетки. Рассматривается также возможность и целесообразность использования микросферического диоксидного смешанного топлива или непосредственно для изготовления твэлов с виброуплотненным сердечником, или для изготовления из них таблеток. Преимущество использования микросфер перед порошками заключается в более удобной форме для обращения на всех стадиях технологического процесса и существенно меньшем пылеобразовании, что обеспечивает более безопасную работу операторов. Технология изготовления таблеток из порошков, содержащих около 5% диоксида плутония, снаряжение твэлов таблетками или микросферами из смешанного диоксидного топлива и конструкции твэлов аналогичны применяемым для уранового топлива. Однако есть принципиальное отличие в организации самого производства по изготовлению твэлов со смешанным диоксидным ядерным топливом, особенно при использовании полиизотопного плутония. Для создания нормальной радиационной обстановки в производственных помещениях все оборудование необходимо размещать в надежно герметичных камерах, а весь технологический процесс должен быть в максимальной степени автоматизирован, включая операции контроля. Все это приводит к удорожанию изготовления твэлов. Наиболее близкой к заявляемой конструкции твэла является конструкция твэла контейнерного типа. Твэл состоит из цилиндрической оболочки и торцевых заглушек, выполненных из сплава на основе циркония, внутри которой размещен сердечник в виде спеченных таблеток из диоксидного уранового или смешанного топлива с содержанием делимых изотопов около 5% мас. и свободный объем для компенсации его распухания и сбора газообразных осколков деления. Для улучшения передачи тепла от ядерного топлива к оболочке внутренний свободный объем заполнен гелием /1, стр. 45/. Недостатком такого твэла со смешанным топливом является удорожание изготовления твэла в 4-5 раз по сравнению с твэлом с урановым топливом, связанное с обеспечением гомогенности смеси диоксидов и прессованием таблеток при соблюдении требований по радиационной безопасности и правил санитарии. Следует также отметить, что для приготовления смеси с 5% диоксида плутония приходится перерабатывать в 20 раз больше плутонийсодержащих материалов. Основной технической задачей настоящего изобретения является создание конструкции твэла для энергетических реакторов на тепловых нейтронах, в которой можно было бы использовать в качестве ядерного топлива поли - или моноизотопный плутоний или уран с массовой долей делимых нуклидов до 100%. В отличие от известной конструкции твэла контейнерного типа, сердечник которого состоит из гомогенной смеси диоксидов урана и плутония, решение поставленной технической задачи достигается заключением части сердечника твэла с массовой долей делимых нуклидов от 20 до 100% в одну или несколько герметичных ампул различной геометрической формы, выполненных из одинакового или различного с оболочкой твэла конструкционного материала. В ампулах имеется свободный объем для компенсации распухания ядерного топлива сердечника ампулы и сбора газообразных осколков деления. В остальной части сердечника твэла размещено ядерное топливо с массовой долей делимых нуклидов до 0,715% и воспроизводящих нуклидов от 0,01 до 100%. Для обеспечения теплоотвода от ампул и ядерного топлива сердечника твэла пустоты, образованные ампулами и ядерным топливом внутри оболочки твэла, заполнены контактным материалом. Технический результат, достигаемый заявляемым изобретением, состоит в том, что, помимо сокращения трудоемкости и объема перерабатываемых плутонийсодержащих материалов, введение в сердечник твэла ампул, внутри которых сосредоточено более 70% осколков деления, и контактного материала, снижающего температурный уровень сердечника твэла, обеспечивает надежную работу твэла в маневренных режимах работы реактора, создает дополнительно две ступени защиты для основного источника радиоактивности при разгерметизации твэла, что делает менее опасным твэл в аварийных ситуациях. Предлагаемая конструкция твэла позволяет повысить его энерговыработку, поскольку скорость и величина объемных изменений части сердечника твэла с воспроизводящими нуклидами будут существенно уменьшены по сравнению с сердечником твэла старой конструкции из смешанного топлива, так как объемные изменения сердечников ампул, в которых накапливается основная часть осколков деления, компенсируются в ампулах, к тому же сердечник твэла имеет существенно меньшую рабочую температуру. Предлагаемое техническое решение дает возможность варьирования конструкциями и материалами ампул, материалами и формой ядерного топлива сердечников ампул и твэла, соотношением количества делимых и воспроизводящих нуклидов, применением в сердечниках ампул и твэла одинаковых или разных контактных материалов, применением, при необходимости, в сердечниках ампул и твэла и в конструкционном материале ампул выгорающих поглотителей, применением в ампулах геттеров. В топливных сердечниках ампул целесообразнее всего применять ядерное топливо в виде частиц произвольной (крупка) или повторяющейся (гранулы) формы из диоксида плутония или в виде проволоки, лент или гранул из сплавов плутония с галлием при использовании моноизотопного плутония, а в сердечнике твэла - химические соединения или сплавы урана или тория, например, диоксиды, силициды, нитриды, сплав урана с 9% молибдена и др., при этом геометрическая форма и размеры ядерного топлива в сердечниках ампул и сердечнике твэла могут быть одинаковыми, например, крупка-крупка, гранулы-гранулы или разными, например, крупка-гранулы, гранулы-блочки и т.д. Конструктивно ампулы могут быть выполнены в виде шаров, дисков, колец, многогранных или фигурных пластин, прямых, скрученных относительно продольной оси или навитых в виде различных спиралей лент или стержней с круглым, овальным, треугольным, квадратным, прямоугольным, многогранным, трех- или многолепестковым или другим поперечным сечением, в том числе с ребрами для самодистанционирования в сердечнике твэла. Топливный сердечник ампул по длине может соответствовать или быть кратным длине сердечника твэла. Компенсационный объем ампул может целиком находиться в сердечнике твэла или частично вынесен за его пределы с той же или измененной геометрией ампулы. Кроме того, в компенсационном объеме может быть размещен геттер. При необходимости неравномерной загрузки делящихся изотопов по длине сердечника твэла ее можно обеспечить количеством и шагом расположения ампул, загрузкой ядерного топлива в ампулы с длиной сердечников, кратной длине сердечника твэла, и переменным поперечным сечением, шагом скручивания или навивки спирали при длине сердечников ампул, соответствующих длине сердечника твэла. В качестве контактных материалов в сердечнике твэла и сердечниках ампул могут быть использованы материалы, находящиеся при рабочих условиях твэла в твердом, например, магний, сплавы алюминия и др., или в жидком (сплав свинца с висмутом, натрий и др.) состоянии, причем в любом сочетании состояний (жидкое-жидкое, твердое-жидкое, твердое-твердое, жидкое-твердое) и химических составов. Материал оболочки твэла и ампулы может быть одинаковым, например, сплав циркония Э-110 - сплав циркония Э-110, нержавеющая сталь ЭИ-847 - нержавеющая сталь ЭИ-847 или разными, например, сплав циркония Э-110 - нержавеющая сталь ЭИ-847, сплав циркония Э-110 - сплав циркония Э-125, нержавеющая сталь ЭИ-844БУ-ИД нержавеющая сталь ЭИ-852 и др. При необходимости в твэл могут быть введены выгорающие поглотители в ядерное топливо твэла и ампул, и/или в виде смеси частиц выгорающего поглотителя с частицами ядерного топлива твэла и ампул, и/или в конструкционный материал ампул, при этом по химическому составу и/или концентрации поглощающего изотопа они одинаковы или различны. Например, в сердечнике твэла окись гадолиния в составе частиц ядерного топлива, в сердечнике ампулы - окись гадолиния в виде частиц в смеси с частицами ядерного топлива, в материале ампулы - бор в сплаве циркония. Сопоставительный анализ заявляемого технического решения с известным позволяет установить соответствие заявляемого технического решения требованиям, предъявляемым к изобретениям. Изобретение поясняется чертежами. На фиг.1 показан твэл с тремя цилиндрическими ампулами, имеющими сердечники длиной, соответствующей длине сердечника твэла, контактным материалом в сердечнике твэла, находящимся при рабочих условиях твэла в твердом состоянии. На фиг. 2 показан твэл с цилиндрическими ампулами с сердечниками, имеющими длину, кратную длине сердечника твэла, и контактными материалами сердечников ампул и твэла, находящимися при рабочих условиях в жидком состоянии. На фиг.3 показан твэл с одной ампулой в виде скрученной ленты с длиной сердечника, соответствующей длине сердечника твэла, с газосборником, вынесенным за пределы топливного сердечника твэла. На фиг. 4 показан твэл с одной ампулой в виде профильной ленты, свитой в цилиндрическую спираль, с длиной сердечника, соответствующей длине сердечника твэла, газосборником, вынесенным за пределы сердечника твэла. Конструкция твэла (см. фиг.1) представляет собой оболочку (1), загерметизированную с торцев заглушками (2), внутри которой находится сердечник (3), состоящий из виброуплотненной смеси гранул ядерного топлива, содержащего воспроизводящие нуклиды (4), и гранул выгорающего поглотителя (5), в зазорах между которыми размещен контактный материал (6), при рабочих условиях твэла находящийся в твердом состоянии. В сердечнике твэла через 120 o расположены три цилиндрические ампулы (7). Между ампулами и оболочкой имеется зазор не менее 0,1 диаметра ампул, а минимальный диаметр гранул не менее чем в 1,2 раза больше зазора. Ампула представляет собой цилиндрическую тонкостенную трубку (8), загерметизированную с торцев заглушками (9), внутри которой находится сердечник (10), состоящий из виброуплотненной смеси пористых гранул ядерного топлива, содержащего делимые нуклиды (11), и геттера (12). Максимальный размер гранул не более 0,3 внутреннего диаметра ампулы. Компенсационным объемом в ампуле (13) является межгранульная и внутригранульная пористость. Для совмещения начала сердечника твэла и ампул на нижней заглушке имеется шайба (14) с прорезями для ампул, толщина которой равна расстоянию от торца ампулы до начала сердечника ампулы. Над слоем сердечника твэла находится пробка (15) из инертного материала, высота которой больше выступающей части ампулы над сердечником твэла. Материалом оболочки и заглушек твэла является сплав циркония, например, Э-110, а материалом ампулы и заглушек-нержавеющая сталь, например, сталь ЭИ-844БУ-ИД. В качестве ядерного топлива сердечника твэла, в зависимости от требуемого соотношения делимых и воспроизводящих нуклидов в твэле, могут быть использованы сплавы и соединения обедненного или природных урана или тория с молибденом, цирконием, азотом, кремнием, алюминием и др., а в качестве ядерного топлива сердечника ампул - диоксид плутония или высокообогащенного урана. В качестве выгорающего поглотителя могут быть использованы окись гадолиния, карбид бора, титанат гадолиния и др. В качестве контактного материала сердечника твэла могут быть использованы магний или сплавы алюминия. В качестве материала геттера-барийсодержащие соединения с цирконием, алюминием, никелем. В качестве материала пробки - частицы спеченной окиси алюминия (шлифзерно). Конструкция твэла (см. фиг.2) представляет собой оболочку (1), загерметизированную с торцев заглушками (2), внутри которой находится сердечник (3), состоящий из ядерного топлива, содержащего воспроизводящие нуклиды (4) и имеющего вид цилиндрических блочков с шестью пазами через 60 o по образующим цилиндра, и контактного материала (6), размещенного в зазорах между блочками и оболочкой твэла и находящегося при рабочих условиях твэла в жидком состоянии. Уровень контактного материала на 3-5 мм выше уровня последнего блочка. В пазах блочков расположены цилиндрические ампулы (7). Ампула представляет собой цилиндрическую тонкостенную трубку (8), загерметизированную с торцев заглушками (9), внутри которой находится сердечник (10), состоящий из ядерного топлива, содержащего делимые нуклиды (11), в виде гранул диаметром не более 0,3 или проволоки диаметром не более 0,7 внутреннего диаметра ампулы, и контактного материала (16), находящегося при рабочих условиях твэла в жидком состоянии. Уровень контактного материала выше уровня ядерного топлива ампулы на 2 - 3 мм. Компенсационным объемом в ампуле (13) является свободный объем, находящийся над уровнем контактного материала. Для совмещения начала сердечника твэла и ампул на нижней заглушке твэла имеется шайба (14), повторяющая профиль блочков, толщина которой равна расстоянию от торца ампулы до начала сердечника ампулы. Ампулы по длине твэла расположены так, что в пазах каждого блочка, кроме первого, через 60 o чередуются сердечники и компенсационные объемы ампул. Это достигается тем, что длина ампул равна высоте четного числа блочков (на фиг. 1 она равна двум блочкам), длина блочков сердечника твэла равна длине сердечника ампул, а в первом блочке в трех пазах установлены имитаторы ампул (17) длиной, равной половине длины ампул. Для дистанционирования ампул и блочков между собой и оболочкой на наружной поверхности ампул имеется навитая по спирали проволока (18) диаметром не менее 0,1 диаметра ампулы, концы которой вварены в торцы ампул. Для компенсации объемных изменений сердечника твэла и сбора газообразных осколков деления, выделяемых в нем, над уровнем контактного материала имеется свободный объем (19). Материалами оболочки и заглушек твэла и ампул могут быть те же, что и для твэла, представленного на фиг.1. Материалом ядерного топлива сердечника твэла могут быть сплавы и соединения обедненного или природного урана или тория с молибденом, цирконием, кремнием, алюминием и др. , а материалом ядерного топлива сердечника ампул - сплав плутония с галием или сплав высокообогащенного урана с молибденом. Контактным материалом сердечника твэла может быть сплав свинца с висмутом, а контактным материалом сердечника ампул может быть также сплав свинца с висмутом или натрий. Конструкция твэла (см. фиг.3) представляет собой оболочку (1), загерметизированную с торцев заглушками (2), внутри которой находится сердечник (3), состоящий из виброуплотненной смеси гранул ядерного топлива (4), содержащего воспроизводящие нуклиды, и выгорающего поглотителя (5), в зазорах между которыми размещен контактный материал (6), при рабочих условиях находящийся в твердом состоянии. В центре сердечника твэла расположена ампула (7). Ампула представляет полую ленту (8), загерметизированную с нижнего конца заглушкой (9) и скрученную относительно продольной оси, внутри которой находится сердечник (10), состоящий из виброуплотненных гранул ядерного топлива, содержащего воспроизводящие нуклиды (11) с максимальным диаметром гранул не более 0,3 толщины сердечника, а в верхней части ампулы, за пределами сердечника твэла, размещен геттер (12). Для совмещения начала сердечников твэла и ампулы имеется шайба (14) с прорезью для ампулы, толщина которой равна расстоянию от торца ампулы до начала сердечника ампулы. Над слоем сердечника твэла имеется пробка (15) из инертного материала, высота которой равна расстоянию от сердечника твэла до газосборника (20). Компенсационным объемом ампулы (13) является межгранульная пористость и газосборник (20). Топливный сердечник ампулы отделен от газосборника газопроницаемым пыжом (21). Все материалы данной конструкции твэла аналогичны материалам конструкции твэла, приведенной на фиг. 1. Однако для этого твэла в качестве материала оболочки ампулы могут быть использованы и сплавы алюминия. Конструкция твэла (см. фиг.4) представляет собой оболочку (1), загерметизированную с торцев заглушками (2), внутри которой находится сердечник (3), состоящий из виброуплотненных гранул, содержащих ядерное топливо с воспроизводящими нуклидами (4) и выгорающий поглотитель (5), в зазорах между которыми размещен контактный материал (6), при рабочих условиях находящийся в твердом состоянии. В сердечнике твэла расположена ампула (7). Ампула представляет собой профильную ленту, навитую в виде цилиндрической спирали, на наружной поверхности которой образовано ребро, обеспечивающее зазор между цилиндрической частью ампулы и оболочкой не менее 0,15 мм, а минимальный диаметр гранул сердечника твэла в 1,2 раза больше зазора. В нижней части ампула загерметизирована с помощью заглушки (9). Внутри ампулы находится сердечник (10) длиной, соответствующей длине сердечника твэла, состоящий из ядерного топлива, содержащего делимые нуклиды (11). Для совмещения начала сердечников твэла и ампулы имеется шайба (14) с прорезью для ампулы, толщина которой равна расстоянию от торца ампулы до начала сердечника ампулы. Над слоем сердечника твэла имеется пробка (15) из инертного материала, высота которой равна расстоянию от сердечника твэла до газосборника (20). Компенсационным объемом ампулы (13) является межгранульная пористость и газосборник (20). Топливный сердечник ампулы отделен от газосборника газопроницаемым пыжом (21). Все материалы твэла аналогичны материалам конструкции твэла, приведенного на фиг. 1, с учетом, что и в этой конструкции твэла материалом оболочки ампулы могут быть сплавы алюминия. Изготовление твэла, представленного на фиг. 1, опробовано в лабораторных условиях. Оболочка (1) диаметром 9,15 х 7,72 мм, длиной 950 мм и заглушки были изготовлены из циркониевого сплава Э-110. Ампулы (7) были изготовлены из капиллярных труб (8) диаметром 1,5 х 1,26 мм. В качестве материала ампул и заглушек к ним была использована сталь ЭИ-844БУ-ИД. В ампулах находился сердечник (10) из виброуплотненной смеси гранул из диоксида урана 98% мас. и сплава бария с цирконием 2% мас. Гранулы из диоксида урана имели внутреннюю пористость 12-15%. Фракционный состав смеси гранул составлял -0,4+0,08 мм. Суммарная внутригранульная и межгранульная пористость, являющаяся компенсационным объемом (13), по расчету - 50 - 55%. Длина сердечника ампул составила 900-5 мм. Для совмещения сердечников ампул (10) и твэла (3) была установлена шайба (14) толщиной 4 мм, изготовленная из сплава циркония Э-110. В качестве материала сердечника твэла (3) была использована виброуплотненная смесь гранул диоксида урана (4) 95% мас. и окиси гадолиния (5) 5% мас. фракционного состава -0,5 + 0,315 мм, пропитанная контактным материалом (7) - сплавом алюминия с 12% мас. кремния. Длина сердечника твэла составляла 900 - 5 мм, а объемное заполнение гранулами - 60 - 65%. Над слоем сердечника твэла была создана пробка (15) из частиц спеченной окиси алюминия округлой формы (шлифзерно) фракционного состава 0,5 - 0,6 мм, которая также была пропитана контактным материалом. Ампулы в сердечнике твэла располагались через 120 o с зазором между ампулами и оболочкой 0,2 мм. Изготовление ампул проводилось в следующей последовательности. Подрезка трубы в размер, герметизация одного конца ампулы, виброснаряжение, заполнение ампулы гелием и герметизация второго конца ампулы, контроль ампулы на герметичность и на равномерность распределения ядерного топлива по длине ампулы. Изготовление твэлов включало следующие технологические операции. Подрезка трубы в размер и герметизация одного конца, установка шайбы и ампул, виброснаряжение твэла, подсыпка пробки и пропитка сердечника твэла и пробки расплавленным алюминиевым сплавом, герметизация второго конца твэла, опрессовка твэла гелием и проверка герметичности, контроль распределения ядерного топлива в твэле, качества пропитки контактным материалом и внешнего вида. Результаты изготовления лабораторных образцов твэлов показали, что неравномерность распределения ядерного топлива в ампулах не превышает 7%, а в твэле - 10%. Качество пропитки сердечников твэлов удовлетворительное и внешний вид твэлов соответствует контрольным образцам. Технология изготовления других приведенных вариантов конструкций твэлов аналогична приведенной выше, только в вариантах с ленточными твэлами проводится еще профилирование трубок и придание снаряженным ампулам требуемой формы. Таким образом, показана реальная возможность создания твэлов предложенной конструкции, а сочетанием выбранных составов ядерного топлива, конструкционных, контактных и других материалов и конструкций ампул обеспечение увеличения ресурса и повышения надежности работы твэлов в маневренных режимах при конкретных рабочих условиях реактора. При реализации твэла по заявленному изобретению могут быть использованы и другие, не рассмотренные в указанных примерах, формы, размеры и геометрии гранул, конструкционные, ядерные, выгорающие материалы и геттеры и их размещение в сердечнике твэла. Применение твэлов по заявленному изобретению в энергетических реакторах более экономично по сравнению с твэлами, в которых используется смешанное топливо, и в большей степени удовлетворяет требованиям по экологии, санитарии и радиационной безопасности. Использованные источники информации 1. "Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов", книга 1. Москва, Энергоатомиздат, 1995 г. (Прототип на стр.45). 2. А. Г.Самойлов, А.И.Каштанов, В.С.Волков. "Дисперсионные тепловыделяющие элементы ядерных реакторов", том 1. Москва, Энергоиздат, 1982 г.
