Теплоносители ядерных установок. Конструкция и типы твэлов и ТВС. Типовые схемы энергоблоков АЭС с реакторами PWR, BWR, FR, CANDU, БН, VHTR, страница 4

1.6. Газовые теплоносители

Выбор газов в качестве теплоносителя первого контура реактора обусловлен следующими причинами [1]:

–  отсутствие фазовых переходов (возможность нагрева до 1000ºС и выше);

–  расширение области применения ядерных энергоисточников (производство водорода и т.д.);

–  слабое влияние на нейтронно-физические характеристики активной зоны (повышение безопасности и экономичности реакторной установки).

Двуокись углерода требует небольшой мощности на циркуляцию, очень дешева, имеет малое сечение поглощения нейтронов и оправдала себя в реакторах Magnox и AGR. Однако, она не рекомендуется для высокотемпературных реакторов из-за реакции взаимодействия между углеродом (графитовый замедлитель), окисью и двуокисью углерода, которая при высоких температурах приводит к переносу углерода с горячих поверхностей на холодные поверхности (например, в парогенераторах).

Гелий химически нейтрален, стабилен и диссоциирует под облучением только при очень высоких температурах. Он слабо активируется под облучением (из небольшого количества естественной примеси в виде изотопа 3He образуется радиоактивный тритий).

В состав системы очистки гелиевого теплоносителя входят: установка химической очистки (окислительный блок для окисления Н2 и СО при температуре 300ºС в легкосорбируемые Н2О и СО2, а также для связывания кислорода); блок задержки Хе и Кr и накопления дочерних продуктов распада ГПД; цеолитовые адсорберы, криогенная установка, система контроля чистоты, система подпитки и хранения гелия.

2. Конструкция и типы твэлов и ТВС

2.1. Тепловыделяющие элементы (твэлы)

Тепловыделяющий элемент (твэл) — главный конструкционный элемент активных зон гетерогенных реакторов, а гомогенных реакторов пока практически нет. В твэлах выделяется более 90% тепловой энергии при делении U-235, Pu-239 и U-233. При наличии в твэлах материалов воспроизводства U-238 или Th-232 в них образуется вторичное ядерное топливо Pu-239 или U-233. Как правило, твэл состоит из топливного сердечника, оболочки и концевых деталей. Иногда на твэлах есть дистанционирующие элементы, хотя последние чаще бывают на ТВС (тепловыделяющих сборках). Сердечник содержит делящиеся или воспроизводящие нуклиды, оболочка и концевые элементы образуют герметичный объем. Оболочка защищает топливо от эрозии и коррозии, предотвращает  попадание продуктов деления в теплоноситель. Она передает тепло от твэла к теплоносителю, воспринимает нагрузки от топливного сердечника и газовых продуктов деления. Ещё одна функция твэла состоит в локализации и исключении выхода ядерного топлива и радиоактивных осколков деления в теплоноситель.

Классификация твэлов осуществляется по различным признакам: тип реактора, параметры теплоносителя, назначение реактора, конструкция и т.д.

По виду топливной композиции — металлическая (таблетки), керамическая (таблетки) или дисперсная (перспективным является виброуплотненное топливо, технология которого разработана в НИИАР и заинтересовала Японию).

По геометрическому признаку — блочковые, стержневые, кольцевые, трубчатые, пластинчатые, шаровые. Блочковые и стержневые твэлы представляют собой цилиндр, у первых относительная длина l/d~ десятки, вторых — сотни. Кольцевые твэлы обтекаются с обеих сторон, а трубчатые — только с внутренней. Некоторые твэлы выполняются закрученными, благодаря чему обеспечивается их самодистанционирование. Одновременно такая завивка может приводить к интенсификации теплообмена за счет лучшего перемешивания теплоносителя, срыва теплового пограничного слоя и т.д. Типы, конструктивные схемы и конструкции твэлов различных энергетических ядерных реакторов показаны на рис.3.5.1 – 3.5.6 [1, 4].

Ключевые параметров твэлов – удельное тепловыделение в топливе (в том числе, линейная тепловая нагрузка), плотность теплового потока с поверхности, рабочая температура, режим работы, энергия делящих нейтронов. Информация об этих параметрах для твэлов и ТВС основных типов энергетических реакторов приведена в табл. 3.5.1. Более детальная информация для отечественных реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000 и РБМК-1500 дана в табл. 3.5.2 и 3.5.3. Для теплофизиков наиболее интересны удельное тепловыделение в топливе и плотность теплового потока с поверхности твэла, так как в случае водоохлаждаемых реакторов эти два параметра существенно влияют на запас до кризиса теплоотдачи при кипении — один из основных параметров безопасности таких реакторов.