Топливо для реакторов на тепловых нейтронах

При правильном выборе замедлителя реактор на тепловых нейтронах может работать на любом топливе - от природного урана до обогащенного урана и плутония.

Топливо для ВВЭР

В топливных таблетках для реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в качестве выгорающего поглотителя используется гадолиний (содержание оксида гадолиния варьируется в интервале 3 – 8% масс). Существующая технология позволяет добиться гомогенного распределения гадолиния по топливной таблетке и образованием твердого раствора оксида гадолиния в оксиде урана. В топливных таблетках стремятся образовать однородную пористую структуру, избегая маленьких и больших пор, и добиться однородных размеров зерен. Данные меры обеспечивают более полное выгорание топлива в реакторе. Таблетки керамического ядерного топлива для тяжеловодных реакторов типа PHWR (CANDU, Канада) изготавливаются из природного урана (в виде оксида урана). В английских газовых реакторах также используется природный уран, но в виде металла. В некоторых реакторах используется топливо с таблетками из UO2 c добавкой 0,25% алюмосиликата, что повышает устойчивость ТВЭЛа к разрушению по механизму PCI- эффекта (взаимодействие топливной таблетки с металлической оболочкой ТВЭЛа).

Топливо для РБМК

Топливом для реактора РБМК-1000 служат таблетки из диоксида урана с добавками оксида эрбия (диаметр 11,48, высота 12 – 15 мм). Между цилиндрической и торцевой поверхностью топливной таблетки имеется фаска, предназначенная для уменьшения сколообразования в процессе снаряжения и эксплуатации ТВЭЛа. На торцевой поверхности топливной таблетки сформирована лунка, предназначенная для аккумуляции продуктов деления ядерного топлива и для компенсации объемных изменений таблетки в процессе работы реактора. Введение в таблетки керамического ядерного топлива для реакторов РБМК 0.2 - 0.6 масс. % оксида эрбия в качестве выгорающего поглотителя нейтронов позволяет значительно улучшить экономические показатели работы реактора, повысить его безопасность за счет уменьшения реактивности топлива на начальных стадиях выгорания. В таблетке уран-эрбиевого топлива имеется центральное отверстие диаметром 1.9 мм, предназначенное для уменьшения радиального градиента температур в топливной таблетке при ее работе в реакторе, для стабилизации структуры таблетки в течение всего цикла работы.

Топливо для реакторов на быстрых нейтронах

В реакторах на быстрых нейтронах при подборе конструкционных и технологических

материалов избегают применения веществ с низким массовым числом, которые могут замедлить нейтроны. Сечение поглощения быстрых нейтронов обычно мало и захват нейтронов в таком реакторе представляет меньшую опасность по сравнению с тепловыми реакторами. Возможности для выбора материалов здесь шире. Но для реактора на быстрых нейтронах необходимо обогащенное топливо, содержащее не менее 15-25% делящегося вещества. В связи с небольшими размерами активной зоны реакторов на быстрых нейтронах возрастают требования к теплоотводу.

В реакторах на быстрых нейтронах обычно используют высокообогащённое по 235U топливо в виде диоксида или (чаще) нитрида урана. В последнее время предложено использовать топливо на основе смеси оксидов плутония и урана (МОКС-топливо). В новом поколении реакторов на быстрых нейтронах было предложено использовать не только оксиды плутония и урана (мокс-топливо), но и нитридное топливо (UN-PuN). Смешанное уран-плутониевое нитридное топливо является наиболее перспективным для быстрых реакторов. В основу процесса синтеза порошков нитридов урана из слитков металла положены следующие операции: перевод металла в порошок через ряд циклов гидрирования и дегидрирования; азотирование порошка урана и оставшегося гидрида газообразным азотом до получения UNx. Полученные порошки нитрида урана (UNx) содержат от 6,2 до 8,3 мас.% азота. Площадь удельной поверхности находится в пределах 0,40-0,67 м²/г, а насыпная плотность образцов - в пределах 2,5 - 3,9 г/см³.

Топливо для гомогенных реакторов

В гомогенных атомных реакторах делящееся вещество и замедлитель - находятся в смеси, образующей однородную для нейтронов среду. Примером может служить раствор ядерного топлива в воде или взвесь в воде.

Замедлители нейтронов

Замедлитель нейтронов - материал в реакторе, предназначенный для уменьшения кинетической энергии (скорости) быстрых нейтронов, образующихся в результате деления ядер урана, до тепловых уровней. Тепловые нейтроны с много большей вероятностью вызывают деление ядер урана-235.

Вода легкая - самое дешевое и распространенное в природе вещество, которое может быть

использовано в качестве замедлителя и рабочего тела ЯЭУ.

Вода тяжелая - тяжелая вода (D2О) по сравнению с обычной имеет значительно лучшие ядерно-физические свойства. Она почти не поглощает тепловых нейтронов, поэтому является лучшим

замедлителем. Применение тяжелой воды в качестве замедлителя позволяет использовать в качестве топлива природный уран; уменьшается первоначальная загрузка топлива и ежегодное его потребление.

Однако стоимость тяжелой воды очень высока.

Графит - минерал, одна из кристаллических форм углерода. В ядерных реакторах используется графит ядерной чистоты в качестве замедлителя нейтронов.

Графит ядерной чистоты - графит, из которого в основном удалены вещества, поглощающие нейтроны.

Замедлитель служит для уменьшения энергии нейтронов, испускаемых в процессе

деления, примерно от 1 МэВ до тепловых энергий около 0,025 эВ. Поскольку замедление

происходит главным образом в результате упругого рассеяния на ядрах неделящихся атомов, масса атомов замедлителя должна быть как можно меньше, чтобы нейтрон мог передавать им максимальную энергию. Кроме того, у атомов замедлителя должно быть мало (по сравнению с сечением рассеяния) сечение захвата, так как нейтрону приходится многократно сталкиваться с атомами замедлителя, прежде чем он замедляется до тепловой энергии.

Наиболее распространенные замедлители нейтронов слабо поглощают тепловые нейтроны.

Наилучшим замедлителем является водород, поскольку его масса почти равна массе нейтрона и, следовательно, нейтрон при соударении с водородом теряет наибольшее количество энергии. Но обычный (легкий) водород слишком сильно поглощает нейтроны, а потому более подходящими замедлителями, несмотря на несколько большую массу, оказываются дейтерий (тяжелый водород) и тяжелая вода, так как они меньше поглощают нейтроны. Хорошим замедлителем можно считать бериллий. У углерода столь малое сечение поглощения нейтронов, что он эффективно замедляет нейтроны, хотя для замедления в нем требуется гораздо больше столкновений, чем в водороде.

Среднее число N упругих столкновений, необходимое для замедления нейтрона от 1 МэВ до 0,025 эВ, при использовании водорода, дейтерия, бериллия и углерода составляет

приблизительно 18, 27, 36 и 135 соответственно. Приближенный характер этих значений

обусловлен тем, что из-за наличия химической энергии связи в замедлителе столкновения при энергиях ниже 0,3 эВ вряд ли могут быть упругими. При низких энергиях атомная решетка может передавать энергию нейтронам или изменять эффективную массу в столкновении, нарушая этим процесс замедления.

Основными материалами, используемыми в качестве замедлителей, являются вещества, состоящие из элементов с малыми атомными весами, а именно: обычная вода, тяжелая вода, органические жидкости, например, высококипящие органические жидкости типа дифенила, дифенилоксана и их смеси, графит, соединения бериллия, гидриды металлов. Обычная вода менее эффективна, чем тяжелая, но широко применяется из-за дешевизны. Для уменьшения содержания солей вода подвергается перегонке и дополнительной химической очистке.

Дейтерий (в виде D2O) является наилучшим замедлителем: замедление нейтронов в нем происходит почти без потерь. Поэтому в тяжеловодных реакторах обычно используется природный (не обогащенный по 235U) уран. Легкая вода (Н2О) является более дешевым замедлителем и используется в легководных реакторах (например, ВВЭР). Для компенсации потерь нейтронов, обусловленных поглощением их ядрами протия используют ядерное топливо с большим содержанием 235U. Применение графита как замедлителя позволяет использовать в качестве ядерного топлива природный уран. Количество столкновений необходимое для замедления быстрого нейтрона до теплового составляет для углерода около 114. Тем не менее, в графитовом реакторе типа РБМК из экономических соображений используют слабообогащенный уран.

В энергетических реакторах в качестве замедлителей обычно используют: воду (Н2О) - реакторы типа PWR, ВВЭР, тяжелую воду (D2O) - реакторы типа CANDU или графит – реакторы типа РБМК, Magnox, HTGR. В некоторых реакторах (например, в космических) в качестве замедлителя применяют бериллий или оксид беррилия.

В реакторах на быстрых нейтронах замедлитель отсутствует.

Поглотители нейтронов

Поглотитель нейтронов– материал, с которым нейтроны интенсивно взаимодействуют посредством реакций, приводящих к исчезновению нейтронов как свободных частиц.

Наличие вещества, поглощающего нейтроны в активной зоне ядерного реактора,

обеспечивает поддержание цепной ядерной реакции на постоянном уровне. Поглотители

нейтронов также используются для быстрого прекращения реакции деления. Для тепловых нейтронов поглотителями являются бор (10В, 11В – используется как отражатель нейтронов), кадмий, никель, самарий, титанат диспрозия, дисперсионные композиции на основе гадолиния и европия, бористые стали и др., для резонансных (быстрых) - 238U.

Поглощающий элемент- элемент ядерного реактора, содержащий материалы – поглотители нейтронов и предназначенный для управления реактивностью реактора. Как правило, вэнергетических реакторах используется карбид бора в оболочке из алюминиевого сплава.

Эффективны регулирующие стержни из диборида гафния, HfB2 и диоксида гафния, HfO2. Введение поглотителя нарушает баланс нейтронов в критическом реакторе, в результате чего общее число нейтронов начинает экспоненциально убывать во времени.

Для аварийной остановки реактора (т.е. для быстрого прекращения ядерной реакции в аварийных ситуациях), для автоматического поддержания мощности на определенном уровне, для перевода с одного уровня мощности на другой в автоматическом режиме и компенсации быстрых изменений реактивности, путем выравнивания поля энерговыделений с помощью перемещения поглотителя в активной зоне реактора применяются, регулирующие стержни - пэлы. Пэл представляет собой трубку из нержавеющей стали (внутренний диаметр 8,2 мм, толщина стенки 0,6 мм), заглушенную с обоих концов. Внутри трубки находится сердечник регулирующего стержня диаметром 7 мм, изготовленный из материала с большим сечением поглощения тепловых нейтронов – алюминиевый сплав + Eu2O3. Высота столба поглощающего материала 3740 мм. В 109 ТВС имеются подвижные регулирующие стержни, представляющие собой пучок из 12-20 пэлов, имеющие пружинные подвески на специальной траверсе.

Регулирование мощности реакторов и аварийная защита (прекращение цепной реакции) осуществляются твердыми кассетами-поглотителями из бористой стали (ВВЭР-440) и поглотителями из карбида бора (ВВЭР-1000). Компенсация выгорания и медленных изменений реактивности производится варьированием концентрации борной кислоты в теплоносителе. В 42 периферийных ТВС установлены стержни с выгорающим поглотителем (СВП) (В4С, 1 % по массе естественного бора в циркониевой матрице, оболочка поглощающего элемента – из нержавеющая сталь). Они предназначены для выравнивания поля энерговыделения и снижения размножающих свойств у периферийных ТВС, с обогащением топлива 4,4 % в начале кампании. Конструкционно пучок СВП и пучок ПЭЛов выполнены идентично, но пучок СВП жестко закреплен в траверсе и не имеет пазов для соединения со штангой механизма системы управления защитой. Пучок СВП закреплен неподвижно в кассете вместо пучка ТВЭЛов. Высота столба выгорающего поглотителя в стержне 3500 мм. Общее количество ТВС в активной зоне ВВЭР-1000 шт., из них с регулирующими, стержнями 109 шт.

Теплоносители

Теплоноситель– флюид (гелий, воздух, углекислый газ, вода, водяной пар, органическая жидкость, жидкий металл, расплав солей), циркулирующий через активную зону, чтобы вынести тепло, генерируемое в ней делением и радиоактивным распадом, к парогенераторам или теплообменникам, где это тепло передается теплоносителю второго контура. Некоторые реакторы имеют один контур, где теплоноситель превращается в пар и идет на турбину.

Теплоноситель служит для отвода тепла из активной зоны реактора.

В качестве теплоносителей в ядерных реакторах используются вода, тяжелая вода,

растворы и расплавы солей, металлы с низкой температурой плавления: натрий, сплав натрия с калием (NaK), газы: гелий, диоксид углерода и органические жидкости (терфенил и др.) Эти вещества являются хорошими теплоносителями и имеют малые сечения поглощения нейтронов. Различают теплоносители первого контура, которые переносят тепло из активной зоны реактора к теплообменнику или парогенератору, и теплоносители второго контура, переносящие тепло от теплообменника или парогенератора к паровой турбине.

В мире создано много различных типов реакторов на тепловых нейтронах с разными замедлителями и теплоносителями. В их числе водо-водяные реакторы под давлением, водо-водяные кипящие реакторы, уран-графитовые с водяным теплоносителем, уран-графитовые с ядерным перегревом пара, реакторы органо-органические (с органическим замедлителем и органическим теплоносителем), газо-графитовые (теплоноситель — углекислый газ), реакторы с тяжёлой водой (теплоноситель — обычная вода), тяжеловодные реакторы (с тяжёлой водой в качестве замедлителя и теплоносителя). В «медленных» реакторах используются и газовые теплоносители (углекислый газ, гелий и др.).

Вода представляет собой прекрасный замедлитель и теплоноситель, которая из-за

большой теплоемкости (выше воды объёмная теплоёмкость только у металлов) не требует

больших расходов. Чистая вода практически не активируется нейтронами. Однако она сильно поглощает нейтроны. Кроме того, низкая температура кипения воды (100оС) вызывает высокое давление насыщенных паров (14 МПа) при рабочей температуре 336°С. Сравнительно низкая критическая температура воды и высокое значение критического давления (Ткр=374,15о, ркр = 22,14 МПа) ограничивают максимальную температуру водяного теплоносителя.

Вода в активной зоне реактора нагревается и, циркулируя по контуру под действием насосов, отдает тепло в парогенераторах воде второго контура, пар которой направляется в турбины и где его тепловой потенциал используется для совершения работы вращения электрогенератора. В кипящих водоводяных или графитовых реакторах пар генерируется непосредственно в активной зоне и после сепарации, отделения капель влаги, направляется в турбины, где срабатывается его потенциал. Иногда как замедлителем, так и теплоносителем является бидистилят (дважды дистиллированная вода). Часто в теплоноситель вводят химические добавки для того, чтобы защитить нетопливные компоненты активной зоны и чтобы уменьшить дозовые нагрузки на персонал. Так, АЭС с реакторами BWR эксплуатируются 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.

Под действием ионизирующего излучения происходит разложение воды (радиолиз) с участием следующих реакций:

Н₂О→Н₂О+ + е^- ;

Н₂О→Н+ + ОН^-;

Н₂О →Н + ОН⁺ + е^-;

Н₂О^*→Н + ОН, где Н₂О^* - возбуждённая молекула воды;

Н₂О + е- → Н + ОН-;

2Н₂О→Н₂ + Н₂О₂.

Таким образом, в облучаемой воде одновременно образуются ионы Н+, ОН+, ОН-, атомы водорода и свободные радикалы ОН. Это чрезвычайно активные в химическом отношении агенты, повышающие химическую активность воды. Образование в воде водорода и перекиси водорода зависит и от наличия в воде растворённых газов. Избыток водорода в водорода уменьшает скорость радиолиза. Избыток в воде кислорода понижает концентрацию водорода вследствие синтеза воды. В процессе радиолиза воды существенное значение имеют растворённые в ней примеси, способные взаимодействовать с ионами Н+ и ОН-. Так, ионы Cl-, Br- , I-, Cu2+ даже при малых концентрациях заметно усиливают разложение воды.

Органические теплоносители типа дифенила, терфенила, моноизопропилдефинила и др. представляют собой углеводороды, которые в ядерном отношении являются смесью углерода с водородом и обладают низким сечением поглощения тепловых нейтронов. Хорошая замедляющая способность, низкая активация, удовлетворительные теплофизические свойства, низкое давление насыщенных паров и ряд других достоинств позволяют на основе применения органических теплоносителей снизить размеры и весовые характеристики ЯЭУ.

Вследствие высокой температуры кипения органических жидкостей давление в первом контуре реакторов с органическими теплоносителями ниже, чем у водо-водяных. Положительными качествами реакторов с органическим теплоносителем считают малые размеры активной зоны, отсутствие коррозии топливных элементов и технологических каналов, малую активацию теплоносителя в нейтронном потоке; недостатками – низкие теплопроводящие свойства, высокую стоимость теплоносителя-замедлителя, сравнительно высокая температура плавления чистого полифинила (необходим подогрев теплоносителя перед пуском реактора), а также его разложение и полимеризацию при нагреве и облучении, сопровождающиеся изменением состава и свойств теплоносителя. Терфенил, например, имеет то преимущество перед водой, что у него низкое давление паров при рабочей температуре, но он разлагается и полимеризуется под действием высоких температур и радиационных потоков, характерных для реакторов.

В реакторах на быстрых нейтронах используются жидкометаллическим теплоносители (Li, Na, K, эвтектический сплав натрий-калий, висмут-свинец). Эти теплоносители имеют высокую термическую устойчивость, высокие температуры кипения, очень низкое давление насыщенных паров и могут быть использованы для охлаждения ЯЭУ при высоких температурах. Однако эти теплоносители обладают повышенным сечением поглощения тепловых нейтронов и не могут применяться в реакторах на тепловых нейтронах. Недостатком жидких металлов является низкая по сравнению с водой объёмная теплоёмкость, они весьма химически активны по отношению к другим материалам, энергично взаимодействую с газами.

Натрий является хорошим теплоносителем, но у него есть недостатки: в нем наводится радиоактивность, у него низкая теплоемкость, он химически активен и затвердевает при комнатной температуре. Сплав натрия с калием сходен по свойствам с натрием, но остается жидким при комнатной температуре. Реакторы с жидкометаллическим теплоносителем обладают некоторыми преимуществами перед реакторами водо-водяного типа. Применение в качестве теплоносителя расплавленных металлов позволяет увеличить температуру в первом контуре при сравнительно низком давлении (5 -7 атм), что повышает экономичность установок. Однако при этом усложняется обслуживание реактора, повышается его стоимость и вследствие усиленной

защиты и введения в отдельных случаях дополнительного контура увеличивается вес установок.

Более того, расплавленные щелочные металлы при высоких температурах химически весьма активны, что усиливает коррозию систем. Они также бурно реагируют при контакте с водой и воздухом, вследствие чего возможны взрывы и пожары. Газовое охлаждение нашло применение в некоторых реакторах. Используют углекислый газ, гелий, воздух и другие газы. Поскольку газы имеют небольшую плотность, низкую объёмную теплоёмкость и небольшой коэффициент теплопроводности, то для обеспечения эффективного теплосъёма необходимо пропускать через реактор значительные объёмы газа, что возможно при высоких давлениях (несколько мегапаскалей, 1МПа=10 атм). Из всех газов наиболее благоприятными теплофизическими и ядерными свойствами обладают гелий и водород, однако водород взрывоопасен и коррозионно-активен. Гелий – прекрасный теплоноситель, но у него мала удельная теплоемкость. Диоксид углерода представляет собой хороший теплоноситель, и он широко применялся в реакторах с графитовым замедлителем. В реакторах БН в качестве теплоносителя иногда применяется N2O4.

Материалы – отражатели нейтронов

Отражатель нейтронов, слой вещества (обычно графита, тяжёлой воды), окружающий активную зону ядерного реактора и служащий для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Отражатель нейтроновн. позволяет уменьшить критическую массу делящегося вещества и увеличить съём мощности с единицы объёма активной зоны.

Эффективность использования тепловых нейтронов в реакции деления урана можно существенно повысить, окружив образец делящегося вещества слоем материала, отражающего нейтроны. Обычно отражатель -слой неделящегося вещества с малым сечением захвата и большим сечением рассеяния. Отражатель возвращает значительную часть нейтронов, вылетающих через поверхность образца (или установки). Отражатель изготавливают из бериллия (часто в виде оксида, ВеО), бора (11В) или природного урана, но иногда используют графит, гидриды некоторых металлов и даже железо. В первых атомных бомбах для отражения нейтронов использовался карбид вольфрама.

Тема 5. Тепловыделяющие элементы и топливные сборки

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.

Топливо для реакторов РБМК постоянно совершенствуется. Сначала использовались топливные таблетки с обогащением 1,8 % по 235U, затем для увеличения глубины выгорания обогащение подняли до 2,4%, при этом избыточная реактивность компенсировалась установкой дополнительного поглотителя в активную зону, который по мере выгорания извлекался оттуда. В настоящее время для компенсации избыточной реактивности поглотитель включают в топливную композицию таблетки, это так называемые самовыгорающие поглотители. Цель их использования заключается не только в компенсации начальной избыточной реактивности, увеличении начального обогащения и тем самым глубины выгорания ядерного топлива, но и в избавлении от установки дополнительного поглотителя, который в реакторе является паразитным источником образования ненужных радиоактивных отходов. Сейчас используется ядерное топливо с обогащением 2,6% по 235U с добавлением в топливную композицию двуокиси эрбия в количестве 0,41%. В ближайшее время предполагается начать установку топлива с обогащением 2,8 % по U235 и содержанием ЕгО2 в количестве 0,6 %, а в недалёком будущем это соотношение вырастет до 3 % и 0,8% соответственно. При этом предполагается достичь максимальной глубины выгорания – до 36 МВт-сут/кг UO2. Без применения самовыгорающего поглотителя в топливе часть топливных каналов реактора РБМК заполняется сборками дополнительного поглотителя. При применении ядерного топлива с эрбием и выгрузкой дополнительного поглотителя снижаются максимальные нагрузки на каналы с топливом, улучшается коэффициент неравномерности. Снижение максимальных нагрузок на топливо, увеличение запасов по теплотехническим параметрам благоприятно сказываются на его надёжности, а, следовательно, и на показателях безопасности. Кроме того, ядерно-физические свойства эрбия таковы, что он обладает существенной поглощающей способностью для нейтронов с энергией выше тепловой, и в случае перегрева ядерного топлива в аварийной ситуации (например, при обезвоживании канала) он больше поглощает нейтроны, снижая тем самым энерговыделение. Такое свойство ядерного топлива приводит к улучшению динамических характеристик реакторной установки, в частности, к снижению парового коэффициента реактивности. Помимо этого, снижение максимальных нагрузок на ядерное топливо создаёт предпосылки для увеличения общей тепловой мощности установки.

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 [8-10].

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.

Тема 6. Конструкционные материалы

Цель лекции:ознакомление с конструкционными материалами для ядерных реакторов

Вопросы к теме

1 Условия работы конструкционных материалов в атомных реакторах

2. Тепловыделяющие элементы

3. Корпус ядерного реактора

4. Требования к конструкционным материалам

5. Физические свойства

6. Механические свойства

7. Физико-механические свойства

8. Материалы конструктивных элементов ЯЭУ

9. Совершенствование конструкционных материалов

10. Выбор состава материала

Ядерными энергетическими называются установки, преобразующие ядерную энергию в работу с помощью рабочего тела – газа реального, например водяного пара, или псевдогаза – электронов твёрдого тела. По методам получения энергии ЯЭУ подразделяются на два вида:

ядерные реакторы, представляющие собой устройства, в которых обеспечиваются условия

протекания управляемой самоподдерживающейся реакции деления тяжёлых ядер, и термоядерные реакторы, представляющие собой устройства для обеспечения управляемого самоподдерживающегося синтеза лёгких ядер.

Основной составной частью ЯЭУ является тепловыделяющий элемент (ТВЭЛ). В ядерных реакторах он состоит из ядерного топлива (U, Pu и их соединения с другими элементами), заключённого в оболочку или матрицу из конструкционного материала. В термоядерном реакторе основным ТВЭЛом является сама рабочая камера реактора (в которой осуществляется синтез лёгких элементов (дейтерия и трития), а вспомогательными являются ТВЭЛы с ядерным топливом, расположенные вне рабочей камеры.

К реакторным конструкционным материалам относятся такие металлы, как алюминий, цирконий и его сплавы, сплавы на основе магния, нержавеющая сталь и сплавы на основе железа, никеля, хрома, тугоплавкие металлы и сплавы, тугоплавкие металлы и сплавы, цветные металлы и сплавы на их основе. Основными материалами для оболочек тепловыделяющих элементов служат алюминий и цирконий. Нержавеющая сталь применяется в ограниченных количествах и только в реакторах на обогащенном уране, так как сильно поглощает тепловые нейтроны.

Условия работы конструкционных материалов в атомных реакторах

В ядерных реакторах наиболее напряжёнными узлами являются оболочки ТВЭЛов, чехлы ТВС, корпус, элементы теплообменников (парогенераторов) и трубопроводов первого контура.

Наиболее важным параметром ЯЭУ является объёмное энерговыделение, которое

определяет потоки нейтронов и тепловую нагрузку на единицу площади поверхности и длины оболочки ТВЭЛа. Энерговыделение в единице объёма ТВЭЛа или плазмы и параметры теплоносителя (теплоёмкость, расход, температура на входе) определяет рабочую температуру оболочки ТВЭЛа. Поэтому важными параметрами являются температура оболочки ТВЭЛа, температура, давление и вид теплоносителя, среда, окружающая тепловыделяющий элемент, режим работы ЯЭУ. Наибольшее энерговыделение достигнуто в реакторах с водяным и жидкометаллическим охлаждением (ВВРД – водо-водяной реактор с водой под давлением, ИР – исследовательский реактор, БР – быстрый реактор). Самые высокие значения удельного энерговыделения в оболочке ТВЭЛа достигнуты в реакторах на быстрых нейтронах (2,9 – 3,1 МВт/м2). Плотности потоков быстрых и тепловых нейтронов в активной зоне энергетических реакторов на быстрых нейтронах практически одинаковы. У реакторов на тепловых нейтронах плотность потока первых на порядок выше. Наибольшие плотности потока быстрых нейтронов – у специальных исследовательских реакторов.

Температура теплоносителя максимальна у газоохлаждаемых реакторов и у реакторов с жидкометаллическим охлаждением. Температура оболочки ТВЭЛа – производная объёмного энерговыделения и интенсивности охлаждения – является параметром, определяющим ресурс ТВЭЛа и стенки. Давление теплоносителя имеет максимальное значение в реакторе ЯЭУ является физико-химическая активность среды, окружающей конструктивный элемент, с учётом её температуры и давления. Существенным параметром, определяющим работоспособность узлов ЯЭУ, является временной режим работы (стационарность, цикличность нагрузок).

Основным отличием ЯЭУ от обычных тепловых энергетических установок является наличие мощных радиационных полей, вызывающих структурные изменения в объёме материала и на поверхности и, как следствие этого, ухудшение свойств облучаемого материала.

Специфика радиационного воздействия ядерного излучения ЯЭУ на повреждение и

изменение структуры в объёме материала состоит в наличии быстрых (выше 1 МэВ) нейтронов. Нейтроны рассеиваются и поглощаются атомами материала, вызывая их смещение, изменение изотопного состава вследствие радиационного захвата (n,γ) нейтронов, из-за реакций (n,α) (n,n’α) (n,p) (n,n’p) (n,d), (n,t) (n,2n) и (n,3n), имеющих пороговый характер. Энергетический порог для реакций размножения нейтронов, например, (n,2n) равен: для Mo 13,1 МэВ, для Nb 8,8 МэВ, для V 10,3 МэВ, для Cr 12,9 МэВ, для Ni 11,9 МэВ.

Степень радиационного повреждения материала определяется числом первично-выбитых атомов (ПВА) твёрдого тела налетающей (бомбардирующей) частицей и зависит от её энергии. Нейтроны создают каскады повреждений и субкаскады (до шести на один каскад) за счёт упругого и неупругого взаимодействия нейтронов. Доля каскадов вследствие упругого

взаимодействия нейтронов зависит от массы атома и равна 20 – 30% от общего числа каскадов. Таким образом, определяющим процессом в радиационном повреждении материалов является неупругое взаимодействие нейтронов. Существенное влияние на скорость создания смещённых атомов в конструкционных материалах оказывает интенсивность нейтронного потока, а также вид материала.

Смещение атомов сопровождается накоплением в материале дефектов: междоузельных атомов и вакансий. Вследствие разной подвижности дефектов, взаимодействия их между собой и с элементами структуры конструкционные материалы распухают, испытывают радиационно- ускоренную ползучесть и структурно фазовые изменения.

Быстрые нейтроны вызывают значительные изменения изотопного состава облучаемых материалов, сопровождаемые образованием гелия, водорода и других, в том числе радиоактивных, нуклидов. Распухание топлива при облучении его в быстрых реакторах не может увеличиваться, уменьшаться или оставаться неизменным с ростом этого отношения. С ростом отношения Не/СНА почти всегда увеличивается плотность пор (пузырьков); влияние накапливаемого газа зависит от температуры, дозы и интенсивности облучения.

Изменение изотопного состава при облучении существенно зависит от энергии ионов. Накопление в материале радиоактивных элементов вызывает с экологической точки зрения отрицательные последствия, в первую очередь повышение радиоактивности материалов и, следовательно, радиационной опасности, спад которой до приемлемого уровня наступит через многие годы (десятки и сотни лет) после остановки реактора. Накопление радиоактивных продуктов и их распад вызывают остаточное энерговыделение. Источником тепла являются, в основном элементы, испытывающие β- и γ- распады, причём наиболее значительное энерговыделение наблюдается в первые 50 – 100 суток после остановки реактора. Остаточное энерговыделение может привести к критической ситуации в случае отказа системы охлаждения атомного реактора.

Совокупное воздействие нейтронов, вызывающее образование отдельных точечных

дефектов, скопление смещённых атомов в петли междоузельных атомов, а вакансий в

вакансионные петли и пустоты, накопление атомов газа и образование газовых пузырьков,

накопление атомов с различными размерами за счёт реакций ядерных превращений выразится в изменении свойств и размерной стабильности материалов, т.е. приведёт к радиационному упрочнению, охрупчиванию и распуханию, активации материалов, вызовет явление радиационной ползучести, приведёт к изменению физических свойств материала. Это в свою очередь может привести к искажению форм и размеров различных конструктивных элементов ЯЭУ, нарушению режима работы реактора, другим неблагоприятным и даже аварийным последствиям.

Основными критериями оценки радиационной стойкости того или иного материала, влияющими на долговечность конструкционных элементов ЯЭУ, являются: радиационное охрупчивание, распухание и радиационная ползучесть. Эти факторы радиационного воздействия ограничивают срок работы материалов в атомном реакторе.

Тепловыделяющие элементы

Рассмотрим условия работы ТВЭЛа – наиболее напряжённого узла реактора. Оболочка ТВЭЛа (Рис.4) подвержена многообразному силовому воздействию, включающему вибрационные нагрузки, установочные усилия, внутреннее давление газообразных продуктов деления, радиальное давление топлива на оболочку, силу веса топливного сердечника, давление распухающего топлива, давление, вызванное распуханием оболочки, термические напряжения в оболочке, усилие от трения топлива в оболочке, внешнее давление теплоносителя. Кроме того, в работающем ТВЭЛе может происходить химическое взаимодействие оболочки с топливом, с продуктами его деления (кислород, йод, цезий, теллур и др.), с теплоносителем. Реальными являются эрозионный и кавитационный износы оболочки, приводящие к её утонению. Важным является не только химическое, но и механическое взаимодействие «топливо-оболочка». Трещины в топливе и разрывы между таблетками являются местами локальных напряжений в оболочке.

В реакторах на быстрых нейтронах оболочка ТВЭЛа за компанию облучится нейтронами до флюенсов порядка 1027 нейтр/м2. Воздействие таких флюенсов вызывает накопление радиационных дефектов и может привести к вакансионному распуханию материала и, в случае неоднородности распухания, к появлению дополнительных напряжений в оболочке. Воздействие высоких флюенсов быстрых нейтронов приводит к радиационно-стимулированному изменению структуры, а также элементного и фазового состава конструкционного материала и, как следствие этого, значительному изменению механических свойств: радиационному упрочнению, охрупчиванию, радиационной ползучести. Химическое взаимодействие жидкометаллического теплоносителя с оболочкой ТВЭЛа вызывает селективное растворение компонентов конструкционного материала, утонение оболочки и перенос массы по контуру теплоносителя.

В реакторах на тепловых нейтронах с водяным теплоносителем возможно гидрирование и, следовательно, резкое охрупчивание и разгерметизация оболочки ТВЭЛа. Разгерметизация может наступить на различных стадиях эксплуатации ТВЭЛа, так как она в значительной степени зависит от качества изготовления ТВЭЛа, качества сварных швов. Одна из причин разгерметизации ТВЭЛа связана с накоплением влаги внутри оболочки и локальным гидрированием оболочки. Это объясняется тем, что топливный сердечник из обогащённого урана может содержать некоторое количество технологического фтора. Фтор нарушает защитную оксидную плёнку на внутренней стороне оболочки, что способствует ускоренному проникновению свободного водорода и разрушению оболочки по механизму локального гидрирования.

Высокие выгорания топлива могут стимулировать радиационный рост и прогиб оболочки. Например, для циркониевых труб характерно наличие текстуры, т.е. зерна в стенке трубы имеют предпочтительную ориентацию, что приводит к эффекту радиационного роста ТВЭЛов, чехлов ТВС и канальных труб реакторов. Скорость радиационного роста зависит от температуры и нейтронного потока, и поэтому температурные неравномерности и градиенты нейтронных полей в активной зоне будут приводить к неодинаковым изменениям размеров ТВЭЛов и к их прогибам. Причиной прогиба ТВЭЛа могут быть и неравномерные остаточные напряжения в оболочке.

Рис.4.Схема стержневого ТВЭЛа (1- оболочка, 2 – стержневой столбик ТВЭЛа, 3 – газосборник) и действующие силы в рабочем ТВЭЛе: py – установочные; рг – давления газа; р – веса (массы топлива); рро - распухания оболочки; ррт – распухания топлива; ртм – термические; ртр – трения; рт - теплоносителя

Вибрации ТВЭЛов и ТВС, вызванные потоком теплоносителя, могут быть причиной фреттинг-коррозии и повышенного износа в местах контакта ТВЭЛов с ячейками дистанционирующих решёток. Особенно подвержены фреттинг-коррозии оболочки ТВЭЛов и бесчехловых ТВС реакторов типа РБМК и ВВЭР-1000. В местах разрыва топливного столба ТВЭЛа, например, вследствие доспекания топлива (сокращения объёма) оболочка ТВЭЛа может потерять устойчивость из-за накопления деформации ползучести под воздействием напряжений от давления теплоносителя. Наличие мест разрывов топливного столба, кроме того, может повлиять на эксплуатационные характеристики из-за локального всплеска энерговыделения.

Накопление в ТВЭЛах короткоживущих нуклидов с большим сечением захвата нейтронов (например, в ¹³⁵Хе сечение захвата 3,5*10^{-22 м2}) вызывает так называемое отравление активной зоны реактора («йодная яма»). Особенно быстро накапливается ксенон в процессе кратковременной остановки реактора. Запуск «отравленного» реактора – непростая задача, требующая избытка реактивности. Накопление в ТВЭЛах стабильных нуклидов с большим сечением захвата нейтронов (например, в ¹⁴⁹Sm сечение захвата5,4*10^{-24 м2}) вызывает зашлаковывание активной зоны и соответствующее падение реактивности. Режим работы

реактора должен в наибольшей степени уменьшать зашлаковывание.