ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Полезная модель относится к области ядерных технологий и решает задачу создания конструкции тепловыделяющего элемента (твэла) для преобразования тепловых нейтронов в нейтроны деления и синтеза в исследовательском ядерном реакторе деления.
3
22
-3
Известен тепловыделяющий элемент ядерного реактора кольцевого пластинчатого типа (В.А.Цыканов. Тепловыделяющие элементы для исследовательских реакторов. ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград, 2001 г., стр.95), используемый для компоновки тепловыделяющих сборок (ТВС) водоохлаждаемого исследовательского материаловедческого реактора, включающий сердечник, оболочку и концевые детали. К кольцевым пластинчатым относят твэлы, для которых отношение толщины к внешнему диаметру меньше 0,1. Сердечник цилиндрического кольцевого пластинчатого твэла заключается между коаксиальных оболочечных труб. Как правило, в твэлах материаловедческих водоохлаждаемых исследовательских реакторов он представляет собой смесь оксида урана с инертной матрицей из слабо поглощающего нейтроны высокотеплопроводного металла. Формирование структуры сердечника и контактного слоя между оболочкой и сердечником происходит в ходе совместного горячего прессования, с использованием технологии заливки топливных частиц материалом матрицы или с применением кольцевых топливных таблеток с последующим обжатием. Герметизируют такие твэлы, используя сварку. В качестве материала оболочки используют алюминиевые или циркониевые сплавы, реже нержавеющую сталь. Толщину оболочки для конкретного материала выбирают из условия обеспечения достаточной надежности при работе в заданных эксплуатационных условиях: температура сердечника, температура и перепад температуры в материале оболочки, температура охлаждающей воды, давление в первом контуре, водно-химический режим и т.д. Кольцевые пластинчатые твэлы охлаждаются теплоносителем, омывающим как внутреннюю, так и наружнюю поверхность. Полость внутри твэла часто используют для размещения в исследовательском реакторе образцов материалов, изменение свойств которых под действием реакторных излучений исследуется. При этом для обеспечения высокой плотности потока быстрых нейтронов и жесткости нейтронного спектра долю объема полости внутри твэла, занятую водой, минимизируют. Объемная доля оксида урана в сердечнике обычно не превышает 25-30% в случае применения технологии совместного горячего прессования, до 60% при использовании заливной технологии и ~100% при применении таблеточного топлива, а количество разделившихся ядер в см при выгорании 50% достигает 10 см
Недостатком аналога является то, что основную долю объема сердечника твэла занимают материалы, не дающие вклада в процесс деления ядер, а значит в процесс производства нейтронов, являющихся основной продукцией исследовательского реактора. Кроме того, спектр генерируемых нейтронов представляет собой спектр нейтронов деления, который существенно отличается от спектра нейтронов в компонентах термоядерных реакторов (ТЯР), что затрудняет перенос экспериментальных результатов, полученных при испытании материалов в исследовательском реакторе деления, на условия работы материалов в реакторе синтеза. Это связано с тем, что при использовании твэлов аналога реакция деления ядер урана не сопровождается параллельно идущей реакцией синтеза легких ядер с испусканием характерных для нее высокоэнергетичных нейтронов с высокой повреждающей способностью, сочетание которых с нейтронами спектра деления могло бы приблизить условия эксперимента к эксплуатационным для испытуемых материалов ТЯР.
Наиболее близким аналогом, совпадающим с заявляемым решением по наибольшему количеству признаков, является твэл, созданный для импульсного исследовательского реактора TRIGA (Гидриды металлов. Под ред. В.Мюллера, Д.Блэкледжа и Дж.Либовица. Пер. с англ., Москва, Атомиздат, 1973 г., стр.36-49), включающий сердечник, оболочку и концевые детали.
Топливный сердечник этого твэла изготавливается из сплава U-Zr и затем гидрируется. В конечном итоге состав топливной композиции характеризуется следующим образом: Zr-91 вес.%; U-8 вес.%; Н-1 вес.%. Обогащение урана по урану-235 ~20%. Сердечник такого состава обеспечивает отрицательный коэффициент термического расширения. На одном из торцов сердечника размещается тонкая пластина поглотителя нейтронов из материала с возрастающим сечением поглощения при возрастании температуры (Er, Sm, Cd). В целом это обеспечивает большую величину отрицательного температурного коэффициента реактивности, а как следствие, способность к быстрому самогашению импульса мощности и безопасность экспериментов. В качестве оболочки используется трубка из алюминиевого сплава. Твэл имеет верхний и нижний отражатели нейтронов из графита, размещаемые выше и ниже поглотителей. Герметизируется твэл приваркой концевых заглушек к оболочке.
Важным свойством твэла-прототипа является его высокая теплоемкость, что обеспечивает незначительное (40-60°С) увеличение температуры при набросе мощности. Абсолютное значение максимальной температуры в твэле не превышает 380°С. Диаметр твэла 37,6 мм; высота топливной части 356 мм; высота торцевого отражателя 101,6 мм.
Недостатком прототипа является то, что он не обеспечивает одновременного протекания в активной зоне реактора ядерной реакции деления нейтронами тяжелых ядер и реакции синтеза легких с генерацией энергии и нейтронов деления и синтеза. Указанный недостаток связан с тем, что топливный сердечник не содержит легких ядер, способных вступить в реакцию синтеза при разогреве выше ее энергетического порога, и не предусматривается его целевое использование для получения энергии и нейтронов синтеза. Основной областью использования является производство нейтронов деления в стационарном и импульсном режиме работы реактора TRIGA.
Технический эффект заявляемой полезной модели заключается в создании твэла исследовательского ядерного реактора, способного производить одновременно нейтроны деления и синтеза со скоростью и характеристиками спектра, позволяющими повысить эффективность моделирования в облучательных устройствах, использующих такие твэлы, условия работы материалов ТЯР за счет формирования в этих устройствах нейтронного спектра, содержащего компоненту деления и компоненту синтеза.
1,5
1,5
Указанный эффект достигается тем, что тепловыделяющий элемент ядерного реактора, включающий сердечник, оболочку а, при необходимости, и концевые детали, имеет сердечник, который содержит гидрид делящегося элемента, включающий тяжелые изотопы водорода дейтерий и тритий предпочтительно в равных и максимальных концентрациях, например, гидрид урана в виде соединения UDT.
Сердечник может быть выполнен в виде засыпки, например, кольцевой, размещаемой между оболочками.
Сердечник может быть выполнен в виде таблеток, например, кольцевых, размещаемых между оболочками.
Сердечник может быть выполнен в виде пластин, например, кольцевых, размещаемых между оболочками.
Сердечник может быть выполнен в виде шарового керна, а оболочка представлять собой однослойное или многослойное покрытие.
Особенность твэла состоит в том, что при его эксплуатации температура сердечника не может превышать 400°С (температура начала разложения гидрида урана), а работать должен при высокой плотности мощности в сердечнике и плотности потока тепла на поверхности, так как должен обеспечивать высокую скорость генерации нейтронов. Это означает, что твэл должен иметь тонкий сердечник из высокоплотного гидрида делящегося элемента (например, гидрида урана), высокий коэффициент теплопередачи от сердечника к оболочке, высокую скорость передачи тепла через оболочку и высокий коэффициент теплоотдачи к теплоносителю. Кроме того твэл должен сохранять пространственное положение делящегося материала и изотопов водорода, а также удовлетворять обычным требованиям к твэлам энергетических и исследовательских реакторов для нормальных условий работы: сохранять целостность оболочки в течение периода эксплуатации и хранения после эксплуатации, обеспечивать возможность регенерации топлива из выгоревших твэлов, минимальный паразитный захват нейтронов. Вместе с тем должны выполняться требования, выдвигаемые условиями работы в переходных режимах и аномальных ситуациях.
3
Ни один из известных твэлов энергетических и исследовательских реакторов не обеспечивает одновременного протекания в активной зоне ядерных реакций деления тяжелых ядер и синтеза легких. Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение обладает новизной. В технической литературе описана конструкция твэла реактора TRIGA (Гидриды металлов. Под ред. В.Мюллера, Д.Блэкледжа и Дж.Либовица. Пер. с англ., Москва, Атомиздат, 1973 г., стр.36-49), с сердечником, содержащим один изотоп водорода-протий. В сердечнике твэла предлагаемой конструкции присутствуют ядра дейтерия и трития, находящиеся на расстоянии от делящегося ядра, измеряемом шагом решетки кристалла, например, гидрида урана UН(~6,6Å). Тяжелое ядро при делении дает два осколка с энергией больше 60 МэВ и около двух с половиной нейтронов с энергией ~1МэВ каждый. Легкие ядра дейтерия и трития при взаимодействии с каждым из этих объектов могут приобрести энергию выше порога (D,Т)-реакции синтеза, составляющего ~30 кэВ и вступить в эту реакцию с образованием ядра гелия и нейтрона с энергией ~14,1МэВ:
2
3
4
1
1
1
2
0
H+HHe+n+17,5 МэВ
Таким образом, твэл заявляемой конструкции обладает не только обычным для твэлов свойством обеспечивать самоподдерживающуюся цепную реакцию деления тяжелых ядер под действием нейтронов, но также новым свойством обеспечивать несамоподдерживающуюся реакцию синтеза легких ядер, нагреваемых в результате взаимодействия с нейтронами и ядрами продуктов деления тяжелых ядер и, в конечном итоге, свойством одновременно производить нейтроны и энергию деления и синтеза. Твэл предлагаемой конструкции может использоваться в материаловедческих исследовательских реакторах для создания конвертеров облучательных устройств, преобразующих тепловые нейтроны в нейтроны деления и синтеза, за счет чего обеспечивающих более близкие к эксплуатационным условия испытания материалов ТЯР в этих устройствах, чем при использовании обычных твэлов, генерирующих только нейтроны деления, из-за вклада нейтронов с энергией 14,1 МэВ в процесс повреждения материалов и накопления ядер-трансмутантов.
На рисунке Фиг.1 представлено вертикальное сечение твэла, выполненного в форме кольцевой пластины, на рисунке Фиг.2 представлено горизонтальное сечение твэла, где: 1 - оболочка пластины; 2 - сердечник (топливная композиция, содержащая гидрид делящегося элемента); 3 - заглушка (концевая деталь).
1,5
1,5
3
Твэл представляет собой кольцевую конструкцию, в которой кольцевые прессованные пластины (или таблетки) (2) из гидрида урана типа UDT с плотностью в диапазоне 10,0-10,9 г/см размещаются между двух оболочек (1) в виде трубок из сплава на основе А1. В качестве делящегося элемента в этом варианте рассматривается уран с обогащением по урану-235, выбранным по результатам анализа характеристик активной зоны, для эксплуатации в которой он предназначается. Толщина трубок выбирается из диапазона 0,5-1,5 мм на основе оценок теплогидравлических условий работы и характеристик водоохлаждаемого реактора. Толщина сердечника должна определяться из условия баланса тепловыделения и теплоотвода, и для типового режима работы высокопоточного исследовательского реактора обычно не должна превышать 2,0 мм. Соотношение между внутренним диаметром твэла и внешним определяется теплогидравликой тепловыделяющей сборки (ТВС) и из условия идентичности характеристик охлаждения внутренней и наружной поверхностей. Теплоотвод осуществляется теплоносителем, проходящем в зазорах между твэлами. Образцы испытуемых материалов могут размещаться, например, в центральной полости твэла.
Твэл или сборка твэлов устанавливается в активную зону ядерного реактора, например, в составе экспериментального облучательного устройства.
Чтобы процесс разработки новых материалов для энергетических установок синтеза не требовал многолетних облучений образцов нейтронами для проверки длительной работоспособности, указанные экспериментальные устройства должны обеспечивать высокую плотность потока нейтронов деления и синтеза в опытных образцах, а значит высокую скорость повреждения материалов, накопления ядер-трансмутантов и условия испытаний, близкие к эксплуатационным.
235
235
1,5
1,5
В экспериментальных устройствах с заявляемыми твэлами используется реакция деления ядер U, осуществляемая в гидриде урана UDT. На один поглощенный ядром U тепловой нейтрон образуется два осколка с суммарной энергией 166 МэВ, из которых на легкий осколок приходится в среднем 98 МэВ, а на тяжелый - 68 МэВ. Каждый из осколков способен передать нескольким легким ядрам (в нашем случае ядрам дейтерия и трития) энергию выше порога реакции синтеза.
Средний пробег ядра и распределение его энергии по длине пробега вычисляли по формулам, заимствованным из научно-технической литературы:
- Принципы и методы регистрации элементарных частиц. Под ред. Л.А.Арцимовича. Изд-во Иностранной литературы. М., 1963.
- Экспериментальная ядерная физика, Под. Ред. Э.Сегре. Изд-во Иностранной литературы. М., 1955.
- С.В.Стародубцев, А.М.Романов. Прохождение заряженных частиц через вещество. Изд-во АН Узбекской ССР. Ташкент, 1962.
6
6
-4
-4
3
3
1,5
1,5
Полную вероятность реакции синтеза оценивали, интегрируя распределение вероятности по длине пробега. Проверку методики проводили сравнивая экспериментальные результаты (Ю.Н.Зуев и др. Измерение эффективности LiD - конвертера тепловых нейтронов в нейтроны с энергией 14 МэВ в экспериментальном канале реактора ИВВ-2М. Атомная энергия, 2002 г., т.92, вып.3, с.226-233) оценки коэффициента конверсии LiD-конвертера тепловых нейтронов в нейтроны с энергией 14,1 МэВ с результатами расчетов по описанной методике. По опубликованным данным величина коэффициента лежит в диапазоне (1,5-2,9)×10, а расчетная величина составила 1,97×10. Результаты расчетов для топливного материала в виде UDT приведены в таблице.
Таблица
Инициатор ускорения легкого ядра
Выход реакции, 10<sup>-5</sup>
Нейтрон деления
6,0
Легкий осколок ядра урана
4,6
Тяжелый осколок
7,2
Сумма
17,8
6
235
3
Таким образом, коэффициент конверсии тепловых нейтронов в высокоэнергетичные нейтроны синтеза для конвертера, использующего предлагаемую полезную модель будет не ниже, чем соответствующий коэффициент для конвертера на основе LiD, даже если очень консервативно принять, что при замедлении осколка ядра U в ядерных столкновениях он ускоряет только два ядра дейтерия или трития выше порога реакции синтеза. Так как способность повреждать материалы у термоядерных нейтронов существенно выше, чем у нейтронов деления, их вклад в скорость повреждения в облучательном устройстве с конвертером на базе заявляемого твэла будет достаточным, чтобы обеспечить в исследовательском реакторе условия испытаний новых материалов для ядерных реакторов синтеза близкие к эксплуатационным.
Вклад нейтронов синтеза в скорость повреждения материалов в облучательном устройстве на основе заявляемого решения будет зависеть от конкретной конструкции устройства. Достоинством решения, повышающим его эффективность, является то, что при изготовлении компонентов источника нейтронов синтеза можно использовать ряд привычных технологических приемов, принятых в практике изготовления твэлов исследовательских реакторов.