Регулирование реактора. Способы управления цепной реакцией деления. Конструкция органов регулирования ядерных реакторов, страница 5

Серебро — технологичный металл с удовлетворительными механическими характеристиками, обладающий высокой теплопроводностью. Сравнительно высокая температура плавления Ag (961°С) позволяет использовать его сплавы с добавкой легкоплавких материалов In (ГПЛ = 1560С) и Cd (Гпл = 321°) при рабочих температурах, превышающих 300 °С, что соответствует условиям работы в водо-водяных реакторах корпусного типа.

Основной недостаток сплавов на основе Ag — их относительно низкие прочность и коррозионная стойкость в такой активной среде, как дистиллированная вода. В результате физико-химических процессов в теплоноситель реактора попадают высокоактивные ядра Ag, усложняющие условия эксплуатации реактора. Вследствие этого поглощающие элементы из сплавов на основе Ag должны быть помещены в оболочки, защищающие их от коррозии. Кроме того, Ag является чрезвычайно дефицитным материалом.

Поглотители из редкоземельных элементов (РЗЭ). Некоторые из РЗЭ обладают высокой эффективностью как поглотители нейтронов тепловых и эпитепловых энергий. РЗЭ в регулирующих стержнях используются главным образом в виде концентрата окислов SmO2, GdO3 и др. Применяются также Eu2О3 и Оs2О3. Окислы РЗЭ используются в виде керамики и дисперсионных сплавов с нержавеющими хромоникелевыми сталями, титаном и никелем, обрабатываемых по обычной технологии. Методом плакированного прессования могут быть получены плакированные инконелем никелевые трубки, содержащие до 30 % окислов РЗЭ. Из чистых РЗЭ наибольший интерес представляет гадолиний (Gd), обладающий исключительно высоким сечением поглощения тепловых нейтронов. В связи с этим представляют интерес сплавы конструкционных материалов, легированные Gd. Литые заготовки нержавеющей стали, содержащей до 10% Gd, легко прокатываются при температуре 845 °С. При использовании плакирующей оболочки из нержавеющей стали содержание Gd может быть повышено до 38 %. Аналогичная технология позволяет получить сплавы Ti с 20 % Gd. Также большой интерес представляют растворы солей Gd, например, Gd(NO3)3 ×2О, используемые для жидкостного регулирования ядерных реакторов.

 11.3. Конструкция органов регулирования ядерных реакторов

Общие принципы конструирования.

Конструкция органов регулирования зависит:

1)  от типа реактора, конструкции активной зоны и технологических параметров реактора. Тип реактора характеризует свойства теплоносителя и определяет его воздействие на  органы регулирования. Нельзя,  однако,  рассматривать тот или иной теплоноситель в отрыве от его рабочих параметров: температуры, давления и фазового состояния. В зависимости от типа реактора каналы, в которых размещают органы регулирования, могут быть сухими или мокрыми, охлаждаемыми или неохлаждаемыми. Конструкция активной зоны определяет форму и основные геометрические размеры органа регулирования. Каналы, в которых помещают регулирующие стержни, могут быть круглыми, крестообразными или какой-либо другой формы;

2)  от выбранного  материала-поглотителя.  Наибольшее распространение получили три материала: а) бор (карбид бора В4С и бористая сталь); б)  кадмий (в чистом виде или сплав Ag—In—Cd); в) редкоземельные элементы.

Каждый из применяемых материалов соответствует определенной конструкции стержней.

Бористые стали, особенно с достаточным содержанием никеля, коррозионно-стойкие и не требуют специальной защиты от влияния теплоносителя.

Карбидом бора, прессованным в виде таблеток, обычно заполняют цилиндрические трубчатые несущие элементы, которые герметизируют.

Из сплава Ag—InCd изготавливают главным образом крестообразные или пластинчатые стержни, вводимые в активную зону в промежутках между твэлами. Такие стержни, чтобы исключить непосредственный контакт с теплоносителем, заключаются в чехлы из никеля или нержавеющей стали.

На рисунке 11.1 показано расположение крестообразных регулирующих стержней между ТВС (а) и в АЗ (б) реактора BWR. Конструкция такого стержня приведена на рис. 11.2. Сборка регулирующих стержней круглого сечения, используемых в реакторе PWR, показана на рис. 11.3.