Основные компоненты ядерного реактора

Ядерные реакторы состоят из пяти основных элементов: делящегося вещества, замедлителя быстрых нейтронов (для реакторов на тепловых и резонансных нейтронах), системы охлаждения, систем безопасности и регулирования. Та часть реактора, которая содержит делящийся материал и, собственно в которой протекает цепная самоподдерживающаяся реакция деления, называется активной зоной реактора.

Активная зона реактора должна быть спроектирована так, чтобы исключалась возможность непредусмотренного перемещения ее составляющих, приводящего к увеличению реактивности. Основной конструктивной деталью гетерогенной активной зоны является тепловыводящий элемент, в значительной мере определяющий ее надежность, размеры и стоимость. В энергетических реакторах, как правило, используются стержневые твэлы с топливом в виде прессованных таблеток двуокиси урана, заключенных в оболочку из стали или циркониевого сплава. Твэлы для удобства собираются в тепловыделяющие сборки (ТВС), которые устанавливаются в активной зоне ядерного реактора.

В твэлах происходит генерация основной доли тепловой энергии и передача ее теплоносителю. Более 90% всей энергии, освобождающейся при делении тяжелых ядер, выделяется внутрь твэлов и отводится обтекающим твэлы теплоносителем. Твэлы работают в очень напряженных тепловых режимах. Большие тепловые потоки, проходящие через поверхность твэлов, и значительная энергонапряженность топлива требуют исключительно высокой стойкости и надежности твэлов. Помимо этого, условия работы твэлов осложняются высокой рабочей температурой, достигающей 300 – 600 ^oС на поверхности оболочки, возможностью тепловых ударов, вибрацией, наличием потока нейтронов.

К твэлам предъявляются высокие технические требования: простота конструкции; механическая устойчивость и прочность в потоке теплоносителя, обеспечивающая сохранение размеров и герметичности; малое поглощение нейтронов конструкционным материалом твэла и минимум конструкционного материла в активной зоне; отсутствие взаимодействие ядерного топлива и продуктов деления с оболочкой твэлов, теплоносителем и замедлителем при рабочих температурах. Геометрическая форма твэла должна обеспечивать требуемое соотношение площади поверхности и объема и максимальную интенсивность отвода теплоты теплоносителем от всей поверхности твэла, а также гарантировать большую глубину выгорания ядерного топлива и высокую степень удержания продуктов деления. Твэлы должны обладать радиационной стойкостью, иметь требуемые размеры и конструкцию, обеспечивающие возможность быстрого проведения перегрузочных операций; обладать простотой и экономичностью регенерации ядерного топлива и низкой стоимостью.

В целях безопасности надежная герметичность оболочек тепловыводящих элементов должна сохраняться в течение всего срока работы активной зоны (3 -5 лет) и последующего хранения отработавших твэлов до отправки на переработку (1 -3 года). При проектировании активной зоны необходимо заранее установить и обосновать допустимые пределы повреждения твэлов (количество и степень повреждения). Активная зона проектируется таким образом, чтобы при работе на протяжении всего ее расчетного срока службы не превышались установленные пределы повреждения твэлов. Выполнение указанных требований обеспечивается конструкцией активной зоны, качеством теплоносителем, характеристиками и надежностью системы теплоотвода. В процессе эксплуатации возможно нарушение герметичности оболочек отдельных твэлов. Различают два вида такого нарушения: образование микротрещин, через которые газообразные продукты деления выходят из твэла в теплоноситель (дефект типа газовой плотности); возникновение дефектов, при которых возможен прямой контакт топлива с теплоносителем.

Условия работы твэлов в значительной мере определяются конструкцией активной зоны, которая должна обеспечивать проектную геометрию размещения твэлов и необходимое с точки зрения температурных условий распределения теплоносителя. Через активную зону при работе реактора на мощности должен поддерживаться стабильный расход теплоносителя, гарантирующего надежный теплоотвод. Активная зона должна быть оснащена датчиками внутриреакторного контроля, которые дают информацию о распределении мощности, нейтронного потока, температурных условиях твэлов и расходе теплоносителя.

Активная зона энергетического реактора должна быть спроектирована так, чтобы внутренний механизм взаимодействия нейтронно-физических и теплофизических процессов при любых возмущениях коэффициента размножения устанавливал новый безопасный уровень мощности. Практически безопасность ядерной энергетической установки обеспечивается, с одной стороны, устойчивостью реактора (уменьшением коэффициента размножения с ростом температуры и мощности активной зоны), а с другой стороны - надежностью системы автоматического регулирования и защиты.

С целью обеспечения безопасности «в глубину» конструкция активной зоны и характеристики ядерного топлива должны исключать возможность образования локальных критических масс делящихся материалов при разрушении активной зоны и расплавлении ядерного топлива. При конструировании активной зоны должна быть предусмотрена возможность введения поглотителя нейтронов для прекращения цепной реакции в любых случаях, связанных с нарушением охлаждения активной зоны.

Активная зона, содержащая большие объемы ядерного топлива для компенсации выгорания, отравления и температурного эффекта, имеет как бы несколько критических масс. Поэтому каждый критический объем топлива должен быть обеспечен средствами компенсации реактивности. Они должны размещаться в активной зоне таким образом, чтобы исключить возможность возникновения локальных критмасс.

Реакторы отличаются по уровню энергии нейтронов, участвующих в реакции деления. В зависимости от энергии нейтронов в активной зоне возникает та или иная степень наличия замедляющего материала – замедлителя.

По уровню энергетических нейтронов реакторы могут работать: на быстрых нейтронах, на тепловых и на нейтронах промежуточных (резонансных) энергий и, в соответствии, с этим делятся на ректоры на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах (иногда для краткости их называют тепловыми, быстрыми и промежуточными).

В реакторе на тепловых нейтронах большая часть деления ядер происходит при поглощении ядрами делящихся изотопов тепловых нейтронов. Реакторы, в которых деление ядер производится в основном нейтронами с энергией больше 0,5 МэВ, называются реакторами на быстрых нейтронах. Реакторы, в которых большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных (резонансных) нейтронах.

В активной зоне теплового реактора наличие замедлителя является обязательным. К замедлителям относятся вещества, ядра которого имеют малое массовое число и поэтому эффективно замедляют нейтроны деления. Наилучшим замедлителем являются ядра водорода. Однако о пригодности замедлителя для энергетического реактора приходится судить по совокупности свойств, основными из которых являются не только замедляющие характеристики, но и сечение захвата, теплоемкость, теплопроводность, физическое состояние, плотность и т.д. В качестве замедлителей нейтронов в энергетических реакторах нашли себя водород, вода (легкая и тяжелая), графит и бериллий.

Независимо от назначения ядерного реактора тепло, выделяющееся в процессе деления ядер, должно отводиться со скоростью, обеспечивающей предупреждение перегрева в рабочей зоне реактора выше предельной температуры, определяемой свойствами компонентов активной зоны реактора. Для отвода тепла от активной зоны ядерного реактора используются охладители. Как правило, они же являются и рабочим телом, передающим тепло к энергопроизводящему оборудованию, т.е. теплоносителем. Это тепло может быть первичным или вторичным продуктом работы реактора и может в дальнейшем использоваться или просто удаляться. В любом случае для отвода тепла существенную роль играет теплопередающая среда. Эта среда по необходимости является жидкой или газообразной. К жидким материалам-охладителям относятся вода и водные растворы, металлические сплавы, органические и неорганические охладители.

При выборе материала для использования в качестве охладителя учитывают следующие характеристики: величину температуры плавления, величину температуры кипения, себестоимость, совместимость с другими материалами активной зоны, величину коэффициента теплопередачи, затраты на перекачивание (вязкость, возможность уплотнения и т.п.), тепловая устойчивость, стойкость к воздействию излучения, степень активируемости нейтронами, величина сечения захвата нейтронами, замедляющая способность.

Использование в качестве охладителя и теплоносителя газов

На ранней стадии разработок реакторов часто рассматривалась возможность использования воздуха в качестве охладителя реактора. По мере увеличения мощности реакторов стало ясно, что низкий коэффициент передачи тепла воздухом является непреодолимым фактором и энергия, потребляемая на перекачку воздуха будет составлять значительную часть от производимой. Дополнительным недостатком является возникновение химических реакций при повышенной температуре между кислородом и азотом и компонентами активной зоны.

Использование водорода привлекательно по многим параметрам. Однако опасность взрывов очень велика. В дополнение к этому содержание водорода при повышенных температурах и давлении является трудной проблемой и требует применения специальных материалов, не подверженных «водородной хрупкости».

Хотя гелий и менее интересен чем водород с точки зрения теплопередачи, однако также обладает необходимым набором благоприятных характеристик – низким сечением поглощения нейтронов и химической инертностью. К числу основных недостатков относится сравнительно высокая стоимость.

В настоящее время наиболее широко используемым газообразным охладителем является двуокись углерода. Невысокие затраты на перекачку и низкое сечение поглощение, а также приемлемая стоимость и доступность в производстве и использовании обуславливают этот факт.

Вода (как тяжелая, так и легкая) являются наиболее известными из теплоносителей и теплоотводящих материалов, особенно в области электроэнергетики. Она дешева. Ядерные свойства воды удовлетворительны как в отношении сечения поглощения нейтронов, так и в отношении искусственной радиоактивности. Особенно важным является то обстоятельство, что вода в реакторах некоторых конструкций может служить одновременно замедлителем ми охладителем. Потребление энергии для перекачивания воды сравнительно невелико, что является определенным преимуществом воды перед газообразными охладителями. Однако имеется и ряд недостатков. Первое – относительно низкая точка кипения. Тепловой к.п.д. системы съема тепла, выделяющегося в реакторе, непосредственно зависит от температуры охладителя. В энергетических реакторах неизбежно повышение температуры охладителя выше точки кипения воды при атмосферном давлении. Это потребует увеличения давления в системе охлаждения. Коррозионная активность воды при высоком давлении значительно возрастает, что накладывает дополнительные ограничения на использование материалов в активной зоне реактора. Вторым отрицательным фактором является радиационное разложение воды.

Дейтерий обладает сечением захвата, примерно в тысячу раз меньшим, чем природный водород. Этот фактор обеспечивает возможность использования для формирования активной зоны реактора природного урана без обогащения. Высокая стоимость тяжелой воды является сдерживающим фактором ее использования.

Для реакторов, работающих при повышенных температурах, много преимуществ дает использование в качестве охладителей жидких металлов. Высокая точка кипения, значительная теплоемкость и хорошая теплопроводность являются существенными свойствами хороших охладителей и все они в большей или меньшей степени присущи жидким металлам.

Таблица 15

Металлы пригодные в качестве теплоносителя реакторов

Металл	Температура плавления, ºС	Сечение для тепловых нейтронов, барн
Литий		0,033
Висмут		0,032
Свинец		0,17
Натрий		0,50
Олово		0,55
Калий		2,0
Галлий		2,7
Таллий		3,3

Галлий и таллий имеют сравнительно высокую стоимость. Висмут и свинец имеют низкие сечения захвата нейтронов. Эвтектический сплав Pb-Bi плавится при 125 ºС. Подобное же снижение точки плавления может быть достигнуто сплавлением между собой натрия и калия. Эти сплавы имеют температуры плавления от +10 до -12 ºС. Для характеризации жидкого металла как теплоносителя большое значение имеют также: молекулярный вес, теплоемкость, теплопроводность и плотность. По совокупности этих факторов наилучшим жидкометаллическим теплоносителем является изотоп ⁷Li. Этот изотоп содержится в количестве 92,5% в природном литии и может быть отделен от ⁶Li, имеющего большое сечение захвата. Однако затраты на разделение очень велики. Наиболее важный недостаток использования висмута для теплоносителя реактора связан с его активацией. В результате нейтронной активации образуется ²¹⁰Bi, с периодом полураспада ~ 5 дней. В итоге распада образуется ²¹⁰Po с периодом полураспада 138 дней. Это α – излучатель, обладающий высокой токсичностью, и является одним из наиболее сильных известных физиологических ядов. В отношении величины нейтронного сечения и характеристик теплопередачи жидкий натрий - наиболее интересный материал. На сегодняшний день это один из основных теплоносителей быстрых реакторов. Его недостатком является активация с образованием изотопа ²⁴Na с периодом 12,5 лет. Это радионуклид является гамма излучателем. Поэтому при использовании натрия в качестве теплоносителя приходится прибегать к дополнительным мерам защиты от его излучения. Другим недостатком натрия является его высокая химическая активность. Следствием этого является его пожароопасность. Герметизация системы охлаждения натрия необходима еще и потому, что вследствие сочетания низкой вязкости, небольшого удельного веса, малого поверхностного натяжения и характеристик смачивания натрий может просачиваться через исключительно малые отверстия. В системах, которые являются герметичными при комнатной температуре, может обнаружиться утечка натрия при повышенной температуре.

Некоторые органические материалы как охладители имеют определенное преимущество перед водой благодаря своим более высоким точкам кипения. Независимо от этого высокие замедляющие свойства органических соединений делают их перспективными в качестве охладителей. Другим достоинством органических соединений является то, что соединения-углеводороды, в общем, не склонны стимулировать развитие коррозии металлов и имеют очень низкий уровень искусственной радиоактивности. Основные недостатки углеводородов связаны с относительно невысокой их тепловой устойчивостью и невысокой стойкостью против воздействия излучений. Кроме того, теплопередающие свойства углеводородов менее благоприятны по сравнению с водой, главным образом из-за низкой теплопроводности. Было установлено, что бензольное ядро является наиболее устойчивым соединением по отношению к излучению. Поэтому в качестве теплоносителей были использованы такие соединения как дифинил и трифинил. Однако даже у этих материалов радиационные повреждения остаются серьезной проблемой. Так дифинил переходит путем полимеризации в цепные высокомолекулярные соединения, обладающие менее благоприятными свойствами. То же касается теплового повреждения. Было установлено, что температура 430 ºС является максимально допустимой. Недостатком дифинила является также высокая температура плавления – 80 ºС. Это требует нагревание его извне перед запуском реактора. Точку плавления дифинила понижают, смешивая его с трифинилом.

Расплавленные соли и гидраты металлов также рассматривались в качестве теплоносителей. Сплавы солей не являются обычным теплопередающим материалов в промышленности. Их применение связано с повышенными температурами, и в этом отношении они имеют преимущество перед жидкими металлами. Однако расплавы солей обладают относительно низкой характеристикой теплопередачи и высокой коррозионной активностью. Неорганические материалы рассматривались как материал для авиационного ядерного двигателя. Один из таких реакторов работал при максимальной температуре 815ºС с охладителем из смеси фтористого натрия и фтористого калия. Гидрат окиси натрия может одновременно использоваться в качестве теплоносителя и замедлителя.