Пути повышения эксплуатационных характеристик тепловых реакторов

В ходе эксплуатации, ТВЭЛы и конструкции реактора испытывают большие переменные тепловые, радиационные и механические нагрузки. Поэтому ТВЭЛы иногда повреждаются, в результате чего некоторые радионуклиды выходят из реактора и попадают в окружающее пространство, что может привести к аварийной ситуации. Предпринимаемые в последние годы усилия энергетических фирм по увеличению величины коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) и улучшения экономики топливного цикла путём выбора более агрессивных проектов активных зон и стратегий эксплуатации (таких как, более длительный цикл между перегрузками топлива, более высокие выгорание и загрузка активной зоны с низкой утечкой нейтронов) лишь усугубило проблему длительной эксплуатации функциональных и конструкционных материалов, поскольку резко возросла на них нагрузка внешних воздействий. Поэтому были предприняты попытки улучшения характеристик топлива, замедлителя, теплоносителя и других компонентов реактора. Например, стали более тщательно контролировать химию теплоносителя и уменьшили количество мелкого металлического мусора в теплоносителе.

Возможны, два направления в оптимизации показателей использования топлива:

- совершенствование топливных циклов с применением отработанных ТВС и обоснованных характеристик их работоспособности и

- поиск резервов, выявление излишних запасов в конструкционном оформлении топлива и внесение изменений в геометрию решетки и состав используемых материалов.

Целью использования ядерного топлива является получение тепловой энергии. Экономичность работы реакторов достигается при достаточно высоких тепловых нагрузках топлива. При этом, однако, должны надежно обеспечиваться определенные запасы до некоторых 19 предельных величин с тем, чтобы работа реактора была стабильной и безопасной, особенно в случаях отказа оборудования, т.е. в режимах с нарушением нормальных условий эксплуатации и при постулируемых проектных авариях. Определенный компромисс между стремлением к повышению отводимой тепловой энергии и обеспечением соответствующих запасов достигается в проекте ТВЭЛ, ТВС и реакторной установки.

Количественной характеристикой, выражающей топливную энергию, отведенную от единицы массы выгружаемого топлива, является, как известно, средняя глубина выгорания - [МВт*сут/кг]. Исходя из размерности данной характеристики, видно, что стремление к увеличению отводимой тепловой энергии может реализовываться либо повышением удельной весовой мощности [МВт/кг], либо продлением пребывания топлива в активной зоне при сохранении номинальной мощности реактора [суток/кг], т.е. без ее изменения. Можно попытаться увеличить оба параметра.

В настоящее время поставщики топлива идут по пути увеличения глубины выгорания топлива при заданном неизменном исходном обогащении. Цель достигается в одних случаях путем повышения водо-уранового отношения топливной решетки и увеличения загрузки двуокиси урана в твэл; в других - еще большим повышением водо-уранового отношения решетки, в том числе за счет уменьшения загрузки топлива в ТВС. В первом случае количество воды увеличивается за счет уменьшенной толщины оболочки ТВЭЛ, в основном, уменьшением ее наружного диаметра, во втором - дополнительный эффект получается из-за уменьшения числа ТВЭЛ в ТВС и загрузки топлива. В обоих случаях уменьшается поверхность охлаждения ТВЭЛ и увеличиваются поверхностные удельные нагрузки. Во втором случае возрастают и линейные нагрузки. Кроме того, для увеличения загрузки топлива в ТВЭЛ исключаются отверстия в таблетках. В результате этого возрастают средняя температура топлива и количество аккумулированного тепла в двуокиси урана.

Тенденции последних лет направлены на увеличение глубины выгорания и продолжительности цикла облучения между перегрузками. Движущей силой явилась высокая стоимость останова на перегрузку топлива, необходимость достижения высокого КИУМ и ограничения количества выгружаемого топлива. Сейчас 18-мес цикл является обычным для реакторов PWR и BWR; 24-мес цикл внедрен лишь на некоторых реакторах. На экспериментальных ТВС показана возможность достижения поставленной цели – средней глубины выгорания >62 МВт.сут/кг U. Однако существует один важный предел, влияющий на выгорание и продолжительность цикла: максимальный уровень обогащения топлива (5% 235U).

В последнее время удалось повысить надёжность топлива и снизить уровень повреждаемости топлива. Тем не менее, повреждения топлива случаются. Некоторые из этих повреждений оказались своего рода сюрпризами, т. е. новыми и непредвиденными, как, например, аномальное осевое смещение твэла твэла в реакторах PWR, повреждения топлива в первом цикле облучения (в корпусных водо-водяных энергетических реакторах, PWR и в ядерных реакторах кипящего типа, BWR), неполное вхождение регулирующих стержней в реакторах PWR и деградация поврежденного топлива в реакторах BWR. В Табл. 1 приведены основные причины повреждаемости топлива реакторов PWR и BWR.

Табл.1 Потенциальный комплекс проблем, относящийся к топливу

Реакторы PWR Реакторы BWR Аномальное осевое смещение твэла Тяжелая вторичная деградация Повреждения топлива, вызванные: Повреждения топлива, вызванные: локальной коррозией из-за осаждения отложений (CILC-коррозия) CILC- коррозией 20 фреттинг-коррозией между твэлом и решеткой взаимодействием между топливом и оболочкой в твэлах с защитным покрытием Эксплуатационные пределы для топлива, работающего в жестких условиях Эксплуатационные пределы для топлива, работающего в жестких условиях Способность новых конструкций топлива/ материалов достигать проектной глубины выгорания Влияние изменения химического состава теплоносителя Соответствие требованиям регулирующих органов (инциденты RIA, LOCA) Соответствие требованиям регулирующих органов Повышение глубины выгорания до >62 МВт.сут/кгU Повышение глубины выгорания до >62 МВт.сут/кгU Неполное вхождение регулирующих стержней Целостность регулирующих стержней и каналов

До 1998 основной причиной повреждаемости ТВЭЛов реакторов PWR была фреттинг- коррозия (т.е. коррозия при трении деталей). Проблема включает взаимодействие между ТВС различных конструкций и потоком теплоносителя в активной зоне. Потом были изменены конструкции и материал ТВС, а также химический состав теплоносителя. Было предложено вводить в теплоноситель химические добавки для того, чтобы защитить нетопливные компоненты активной зоны и/или чтобы уменьшить дозовые нагрузки на персонал. АЭС с реакторами BWR стали эксплуатироваться при повышенном содержании водорода и с добавками цинка и/или благородных металлов. В реакторах PWR при повышении начального обогащения топлива требуется более высокая концентрация бора в воде, которая должна быть сбалансирована более высоким содержанием лития для регулирования рН.

Повреждения топлива, вызванные осаждением отложений (crud), наблюдались как в реакторах PWR, так и в BWR. Из-за плотных отложений повышается температура на поверхности раздела оксид-металл, что приводит к ускоренной коррозии оболочки ТВЭЛа со стороны теплоносителя. При этом происходит аномальное осевое смещение ТВЭЛа, которое вызвано захватом бора в слой отложения, осажденного на высокотемпературной части ТВЭЛов. За последнее десятилетие был отмечен ряд повреждений ТВЭЛов реакторов BWR, которые приводили к значительному выходу газообразных продуктов деления. Некоторые АЭС пришлось останавливать. Выход радионуклидов из поврежденных ТВЭЛов происходит из-за образования длинных щелей в оболочке. Деградация связана со вторичным наводороживанием оболочки, а конструкция ТВЭЛа с тонким защитным циркониевым покрытием уязвима из-за быстрой коррозии и образования водорода. Здесь важным параметром является скорость образования водорода в результате коррозии циркониевого слоя. Поэтому для уменьшения скорости коррозии в паре был изменён состав материала покрытия.

Внедрение в реакторы BWR топлива с циркониевым слоем на внутренней стороне оболочки решило проблему повреждения ТВЭЛов при внезапных всплесках мощности. Механизм повреждения известен как взаимодействие топлива с оболочкой (Pellet-Cladding Interaction – PCI- эффект), связанное с поверхностными дефектами таблетки. Топливо с таблетками из UO2 c добавкой 0,25% алюмосиликата устойчиво к разрушению под действием PCI-эффекта в жестких условиях работы с циклированием мощности при умеренных уровнях выгорания.

Современная промышленность мобилизовала ресурсы для создания очень надежного топлива, которое экономически выгодно и не преподносит «сюрпризов».

Тема 4. Функциональные материалы ядерного реактора

Цель лекции: Ознакомление сфункциональными материалами ядерного реактора

Вопросы к теме

1.Ядерное горючее

2 Топливо для реакторов на тепловых нейтронах

3. Топливо для ВВЭР

4. Топливо для РБМК

5. Топливо для реакторов на быстрых нейтронах

6. Топливо для гомогенных реакторов

7. Замедлители нейтронов

8. Поглотители нейтронов

9. Теплоносители

10. Материалы – отражатели нейтронов

Ядерное горючее – вещество, в котором протекают ядерные реакции деления с выделением полезной энергии. Ядерное топливо для энергетического реактора выбирается с учетом его ядерных и химических свойств, а также стоимости. К делящимся веществам относятся изотопы 233U, 235U, 239Pu, 241Pu, способные делиться при взаимодействии с нейтронами любых энергий (беспороговое деление) и, следовательно, способные поддерживать цепную реакцию деления, а также 232Th и 238U, которые делятся под действием быстрых нейтронов (пороговое деление). К сырьевым элементам относится уран-238 (наработка плутония-239) и торий-232 (наработка урана-233). 235U, 238U и 232Th относятся к природным, 233U, 239Pu, 241Pu – к искусственным изотопам. Единственный природный изотоп, делящийся под действием нейтронов любых энергий, - 235U - называется первичным ядерным горючим, остальные 5 изотопов – вторичным. При реакции деления ядер урана выделяется 180 МэВ на один акт деления, что соответствует 7.4*1010 дж на 1 г горючего. Промышленные запасы первичного ядерного горючего –235U - в рудах оцениваются в 15 тыс. т., запасы природного вторичного ядерного горючего – 238U и 232Th – 2.5 млн. т.

Природный уран состоит из смеси трех изотопов - урана-238 (99,28%), урана-235 (0,7%) и урана-234 (0,006%). Самоподдерживающаяся реакция деления происходит только на уране-235. Основные параметры делящихся изотопов представлены в Табл.1. Полное сечение характеризует вероятность взаимодействия любого типа между нейтроном и данным ядром. Сечение деления характеризует вероятность деления ядра нейтроном. От того, какая доля ядер не участвует в процессе деления, зависит выход энергии на один поглощенный нейтрон. Число нейтронов, испускаемых в одном акте деления, важно с точки зрения поддержания цепной реакции. Число новых нейтронов, приходящихся на один поглощенный нейтрон, важно, поскольку характеризует интенсивность деления. Доля запаздывающих нейтронов, испускаемых после того, как деление произошло, связана с энергией, запасенной в данном материале.

Для сравнения укажем, что сечение захвата тепловых нейтронов для природной смеси изотопов урана равно 7,68 барн/атом, а для 238U – 2,74 барн/атом.

Данные Табл.1 показывают, что каждый делящийся изотоп имеет свои преимущества. Например, в случае изотопа с наибольшим сечением для тепловых нейтронов (с энергией 0,025 эВ) нужно меньше топлива для достижения критической массы при использовании замедлителя нейтронов. Поскольку наибольшее число нейтронов на один поглощенный нейтрон возникает в плутониевом реакторе на быстрых нейтронах (1 МэВ), в режиме воспроизводства лучше использовать плутоний в быстром реакторе или уран-233 в тепловом реакторе, чем уран-235 в реакторе на тепловых нейтронах. Уран-235 более предпочтителен с точки зрения простоты управления, поскольку у него больше доля запаздывающих нейтронов.

Табл.1 Характеристики делящихся изотопов

Дадим некоторые определения.

Диоксид урана - химически и термически устойчивое (температура плавления 2760°С) соединение урана с кислородом (U02), что обусловило его выбор в качестве ядерного топлива легководных реакторов.

Карбиды урана - соединения урана с углеродом. Обладают электропроводностью, высокой твердостью, термической и химической стабильностью.

Карбиды урана обогащенные ураном-235, используются в качестве ядерного топлива.

Керамическое топливо - ядерное топливо, состоящее из тугоплавких соединений, например, оксидов, карбидов, нитридов.

Смешанное оксидное топливо - ядерное топливо, состоящее из смеси диоксидов урана и плутония.

Специальный ядерный материал - плутоний-239, уран-233, уран, обогащенный изотопами уран-235, любой материал, содержащий вышеуказанные изотопы или любой другой материал, способный выделять существенное количество ядерной энергии, который иногда может определяться как специальный ядерный материал.

Содержание изотопа - относительное количество атомов данного изотопа в смеси изотопов элемента, выраженное в виде доли от всех атомов элемента.

Исходный материал - материал, содержащий уран или торий с содержанием изотопов в том отношении, в каком они находятся в природном уране и тории; уран, обедненный изотопом урана-235, любое из вышеуказанных веществ в любой физической или химической форме.

Кермет (керамикометаллический материал) – гетерогенная композиция из металлов и неметаллов (например, оксидов), сочетающие тугоплавкость, твёрдость и жаростойкость керамики с проводимостью, пластичностью, термостойкостью и др. свойствами металлов. Получают методами порошковой металлургии.

Топливом ядерных реакторов является либо естественный уран, в котором концентрация урана-235 составляет 0,7 % либо обогащенный уран, т.е. уран, в котором концентрация изотопов урана-235 достигает нескольких процентов. Ядерное топливо бывает металлическим, керамическим, дисперсионным, керметным и др. Ядерное горючее для гетерогенных атомных реакторов изготавливается в виде порошка, сфер или таблеток.

Ядерное топливо должно удовлетворять следующим требованиям: обогащение по делящемуся ²³⁵U должно обеспечить поддержание самопроизвольной цепной реакции на продолжении расчётной кампании с учётом поглощения неделящимися ядрами активной зоны (²³⁸U, теплоносителя, поглотителя, конструкционного материала) с максимальной глубиной выгорания; оболочки тепловыделяющих элементов должны обладать минимально возможными поглощающими нейтроны свойствами; оболочки тепловыделяющих элементов должны обладать высокой температуростойкостью и выдерживать высокие внутренние и внешние давления, обеспечивая при этом герметичность; конструкция сборки тепловыделяющих элементов в составе активной зоны должна обеспечивать эффективный отвод тепла теплоносителю; композиция таблетки ядерного делящегося материала должна обеспечивать высокую температуростойкость, прочность, теплопроводность, устойчивость к фазовым изменениям при температуре и радиационном преобразовании в процессе деления составляющих её ядер 235U. Самое главное: при любых режимах эксплуатации, включая аварийные, должно быть обеспечено нераспространение радиоактивных продуктов, возникающих при делении ядер 235U в пределах тепловыделяющих элементов.

Наиболее распространено топливо в виде таблеток из спечённого диоксида урана UO₂ (слегка обогащённого ²³⁵U) диаметром 9-10 мм, которые помещены в цилиндрическую защитную оболочку, изготовленную, например, из циркониевого сплава.

Рис.1Гранулированное микротопливо.

В настоящее время технология ядерного топлива развивается в

сторону повышения его безопасности, надёжности – за счёт создания дополнительных барьеров на пути распространения радиоактивных продуктов деления, а также обеспечения сохранности этих барьеров в любых режимах работы. Одно из перспективных направлений

совершенствования легководных реакторов связано с внедрением керметного (т.е. керамическо-металлического) микротоплива. Оно представляет собой сферы их обогащённого керамического UO2, покрытого герметичной оболочкой из циркониевого сплава (Рис.1). При этом гомогенно перемешенные в силумине микротвэлы диаметром 0,4–0,6 мм располагаются таким образом, что исключается касание любых двух соседних микротвэлов. Конструктивно устройство оболочки тепловыделяющего элемента не изменяется, но керметно-топливной композицией заполняет весь объём оболочки ТВЭЛ без зазоров и пустот.

Силумин – лёгкие литейные сплавы алюминия (основа) с кремнием (3 – 13%, иногда до 26%) и

некоторыми другими элементами (Cu, Mn, Mg, Zn, Ti, Be).

Такая конструкция обеспечивает наибольшую теплопроводность от топлива теплоносителю, снижая максимальную температуру внутри ТВЭЛ до 600оС, повышая тем самым безопасность реактора. Улучшаются условия эксплуатации АЭС с реактором типа ВВЭР. Создаётся дополнительный барьер безопасности на пути распространения продуктов деления (герметичная и прочная оболочка микротвэла), что улучшает сохранность оболочек микротвэлов, предотвращающая выход продуктов деления при разгерметизации оболочки тепловыделяющего элемента (выход радиоактивных осколков деления снижается на 2 – 3 порядка). Максимальная глубина выгорания повышается более чем вдвое – до 120 МВт-сут/кг UO2. Уменьшается в 2 раза аккумуляции тепла в ядерном топливе, снижается расход воды на аварийное охлаждение.

Обладая рядом достоинств, легководные реакторы с керметным топливом имеют один серьёзный недостаток: пониженное содержание урана-238 в топливе приводит к ослаблению температурных обратных связей, реализуемых через резонасный захват. Более того, в определенных ситуациях возможно возникновение положительной обратной связи по температуре теплоносителя. Имеется два пути преодоления неблагоприятного эффекта: увеличение уран-водного отношения, например, за счет увеличения диаметра ТВЭлов, либо использование в той или иной форме выгорающих поглотителей. При этом конструкция ТВС для реактора ВВЭР-1000. Неблагоприятный эффект может быть уменьшен за счет перемещения поглотителя (например, ¹⁰В) из теплоносителя в топливо.

Типичное топливо для легководного реактора содержит UO2, обогащённый по ²³⁵U дл 6,3%, кермет (в виде силумина) и ¹⁰В (0,25 или 0,75%). В реакторе с таким образом, коэффициент реактивности существенно сдвинут в благоприятном направлении ценой увеличения концентрации бора в топливе с соответствующим ухудшением показателей использования топлива.

Современное ядерное топливо, в виде шариков, изготовленных из диоксида урана слегка обогащённого ²³⁵U, вполне безопасно, но оно плохо проводит тепло при высоких температурах, ограничивая тем самым допустимую мощность реактора и способствуя повреждению топливных элементов. Это требует их замены прежде, чем всё ядерное горючее будет использовано для выработки электроэнергии. Из-за плохой теплопроводности материала температура в центре топливного шарика намного выше, чем по краям, откуда система охлаждения реактора отводит тепло. Для улучшения характеристик топлива смешивают оксид урана с оксидом бериллия. Такое топливо обладает на 50% более высокой теплопроводностью. Это уменьшает разницу между температурой в центре шарика с ядерным топливом и температурой снаружи топливных сборок, что снижает риск расплавления и повреждения ядра реактора и позволяет дольше держать топливо в работе, т. е. - более полно его использовать, прежде, чем реактор потребует загрузки нового топлива.