Делящихся материалов

Как известно, развиваемое в настоящее время направление по созданию реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением и окисным уран-плутониевым^ топливом в стержневых твэлах с покрытием из нержавеющей стали не может обеспечить необходимое время удвоения делящегося материала ~5—6 лет. Причина этого — поглощение нейтронов натриевым теплоносителем и стальным покрытием, смягчение спектра нейтронов кислородом в окисном топливе. При применении гелиевого теплоносителя отпадает необходимость использования стали в качестве защитных покрытий и появляется возможность применения керамического монокарбидного ядер-

В качестве делящегося материала — ядерного горючего — в реакторах ВГР и БГР могут применяться 233U, 235U, 239Pu, Pu; однако в чистом виде их практически нельзя использовать из-за низкой температуры фазовых переходов, влекущих за собой изменение кристаллической решетки, плотности и линейных размеров.

максимально уменьшает выход твердых и газообразных продуктов деления из топливного сердечника в окружающую среду; уменьшает диффузию и миграцию собственно делящегося материала, имеющих место при высоких температурах (так называемый «амебный» эффект при температуре более 1500°С); не препятствует объемному изменению топливного керна, происходящему как вследствие глубокого выгорания тяжелых

В твэлах реактора AVR используются микротвэлы с карбидными топливными сердечниками и двойным пироуглеродным покрытием, в твэлах реактора THTR-300 — окисные топливные сердечники с тройным покрытием из пироуглерода и карбида кремния. В качестве делящегося материала используется 235U (обогащение 93%) в смеси с воспроизводящим материалом — торием. Объемное содержание микротвэлов в топливном сердечнике твэла реактора AVR около 8%, а в реакторе THTR-300 не превышает 17%, что практически не сказывается на прочности графитовой матрицы.

Загрузка делящегося материала (235U, обогащение 1,0 1,10

ГРАФИТО-ВОДНЫЙ РЕАКТОР - ЯДвр-ный реактор на тепловых нейтронах, в к-ром замедлителем нейтронов служит графит, а теплоносителем - вода; относится к классу канальных реакторов. Активная зона Г.-в.р. состоит из графитовых блоков, пронизанных металлич. каналами, по к-рым протекает теплоноситель. В каналах или на их внеш. стенках размещаются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ). Графитовая кладка помещена в гер-метич. кожух. В Г.-в.р. может быть осуществлена самоподдерживающаяся цепная ядерная реакция при использовании в качестве делящегося материала металлич. урана. Характеризуется малой энергонапряжённостью ед. объёма активной зоны. Мощн. до неск. ГВт. Г.-в. р. используют для выработки плутония, для энергетич. целей и как двухцелевой реактор.

ГРАФЙТО-ВОДНЫЙ РЕАКТОР — гетерогенный реактор, замедлителем нейтронов в к-ром служит графит, а теплоносителем — вода. Замедлитель в Г.-в. р. выполняют в форме отд. вертикальных колонн из графитовых кирпичей; в центре колонн размещается канал, разграничивающий тепловыделяющий элемент и теплоноситель от кладки замедлителя. Графитовую кладку помещают в герметичный корпус, заполняемый инертным газом для предотвращения выгорания графита. В Г.-в. р. может быть осуществлена самоподдерживающаяся цепная реакция деления при использовании в качестве делящегося материала металлич. урана. Г.-в. р. используют для выработки плутония, для энергетич. целей и как двухцелевой реактор.

ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ, топливный элемент ядерного реактора, Т В Э Л,— конструктивный элемент ядерного реактора, в к-ром происходит процесс деления или деления и воспроизводства ядерного горючего. Т. э. состоит из сердечника, выполненного из делящегося материала, и оболочки, служащей, как правило, для предупреждения выхода осколков деления в теплоноситель и исключения взаимодействия материалов теплоносителя и сердечника. Для оболочки используются вещества, слабо поглощающие нейтроны (алюминий и цирконий в тепловых реакторах, сталь — в быстрых). Конструкция Т. э. должна быть устойчивой против изменения размеров сердечника под воздействием облучения, нагрева и пр. факторов. Обычно Т. э. объединяются в реакторах в группы, образуя т. н. сборки, или кассеты.

Искусственное расщепление ядер осуществляется в результате бомбардировки атомов делящегося вещества нейтронами, обладающими достаточной для этого скоростью. В зависимости от исходного делящегося материала для расщепления применяют быстрые или медленные нейтроны. Медленные нейтроны часто называют тепловыми, так как скорость их движения (л;2200 м/сек) близка к скорости теплового движения молекул.

В большинстве случаев в ядерных реакторах, работающих на медленных нейтронах, применяют природный уран, поскольку обогащение урана для повышения в нем содержания U235 увеличивает его стоимость. При работе на быстрых нейтронах возможно пользоваться реакторами-размножителями, в которых количество вновь образующегося делящегося материала при протекании цепной реакции превосходит количество первоначально загруженного.

Неравномерность распределения теплового потока по периметру тепловыделяющего элемента (твэл) может возникать вследствие многих причин: разностенности трубы, неравномерности распределения делящегося материала в объеме твэла, из-за неравномерности распределения нейтронного потока по радиусу активной зоны и др. Во всех указанных случаях отношение <7крГ/9кр1 обычно не превышает 1,2. Значительная неравномерность тепловыделения по периметру возникает в твэлах сложной конфигурации с тепловыделяющими ребрами, в основаниях которых наблюдаются повышенные плотности теплового потока. При этом в зависимости от относительных размеров твэла значе-

КОНТРОЛЬ КРИТИЧНОСТИ — система мер, предупреждающих неконтролируемое образование критической массы в ядерном реакторе, бассейнах выдержки, на регенерац. произ-вах, в лабораториях при работе с ураном и плутонием и т. д. К. к. необходим на всех пр-тиях, связанных с использованием, изготовлением, хранением и переработкой делящихся материалов.

Воспроизводство и накопление делящихся материалов в реакторах-размножителях в будущем может обеспечить развитие мощностей АЭС.

Повышение КПД ЯЭГ может быть достигнуто: 1) применением вместо U-235 элементов U-233 или Pu-239, что позволит при меньшей критической массе создать более тонкие слои с большим полезным выходом, 2) более совершенной конструкцией анода и экранирующих устройств, 3) применением вместо пластинчатых электродов цилиндрических, 4) использованием делящихся материалов в виде пылинок или капель, циркулирующих в системе, что позволит улавливать коллектором все частицы, разлетающиеся в разные стороны, 5) применением двухстороннего катода, при котором плазма из делящегося материала, заключается в определенную область, действующую как двухсторонний катод. Эти и ряд

делящихся материалов. В кн. «Материалы Международной конференции по ГЯЧ мирному использованию атомной энергии. Женева, 1955». Т. 7. М., Госхимиздат, •'•ч 1958.

на 80-е годы, включая восьмилетний запас, должны были составить 5,9-108 т руды со стандартным содержанием урана (5,9-105 т очищенной окиси U3O8 или «черной окиси»)'. Столь крупные масштабы потребностей в уране вызвали необходимость в проведении тщательной оценки запасов делящихся материалов, чтобы определить, могут ли эти запасы обеспечить развитие ядерной энергетики в предполагаемых размерах.

Одновременно будут вестить работы по развитию всех необходимых предприятий топливного цикла реакторов-размножителей по извлечению из отработавших в реакторах тепловыделяющих элементов, содержащихся в них делящихся материалов и изготовлению новых топливных сборок из этих материалов.

нологической точки зрения все реакции превращения можно разделить на три группы: реакции, приводящие к потере или к созданию делящихся материалов (за исключением реакции деления); реакции, протекающие в материалах с большим сечением поглощения (используемых в органах регулирования реакторов), и реакции, протекающие в конструкционных материалах и в теплоносителе реактора. Последняя группа реакций является основным источником радиоактивного загрязнения теплоносителя и оборудования реактора при отсутствии в теплоносителе продуктов деления.

Для выдержки и временного хранения отработавшего топлива предусматриваются специальные бассейны выдержки с биологической защитой и циркуляцией охлаждающей среды. Должен осуществляться строгий учет количества, движения и места нахождения делящихся материалов, включая свежее и отработавшее топливо.

Топливные и поглощающие материалы газоохлаждае-мых быстрых реакторов на N2O4. Коррозионная стойкость делящихся материалов на основе соединений урана в большинстве теплоносителей низка. В АЭС к топливным композициям, находящимся в герметичной оболочке, предъявляются повышенные требования по обеспечению коррозионной стойкости на случай аварийной разгерметизации оболочки твэлов и по сохранению высокой размерной и структурной стабильности при рабочих параметрах и выгораниях до 10%, т. е. большинство топливных композиций на основе соединений урана малосовместимо с N2C>4, особенно при повышенных температурах, и при взаимодействии превращаются в высший окисел с увеличением объема (до 15 — 20%) [1.32].

Другим важным фактором, определяющим степень загрязненности контура и теплоносителя АЭС радиоактивными веществами, являются осколки деления, попавшие в контур из тепловыделяющих элементов, потерявших герметичность. Сравнительные оценки полных выходов осколков деления различных делящихся материалов (U235, U238, Pu239) как для тепловых нейтронов, так и для нейтронов спектра деления показывают, что для большинства осколочных элементов нет существенной разни-

Из недостатков таких схем следует отметить повышенную опасность облучения персонала при обслуживании и ремонте оборудования и невозможность получения во всех случаях оптимальной загрузки делящихся материалов (тепловые и ядерные свойства рабочего тела не всегда позволяют наилучшим образом осуществить охлаждение реактора). Несмотря на эти недостатки, одноконтурные схемы являются весьма перспективными.