ШАРОВОЙ ТВЭЛ

Область техники, к которой относится полезная модель
Полезная модель относится к атомной энергетике и может быть использована для изготовления шаровых твэлов для малогабаритных ядерных реакторов и реакторов АЭС с жидкометаллическим теплоносителем, таких параметров, которые обеспечат через теплообменники во втором контуре пароводяной цикл с перегревом для паровой турбины или газотурбинный цикл для АЭС «АТОМ-ГТУ».
Уровень техники
2
2
Впервые в мире шаровой твэл из реакторного графита был сделан в СССР для высокотемпературного уран-графитового реактора с газовым теплоносителем (HTGR). В качестве теплоносителя использовался газ СО. Конструкция первого графитового шарового твэла представлена в [1, 2]. В дальнейшем конструкция шарового твэла с оболочкой в виде монолитного графитового шара с винтовой пробкой мало в чем изменялась, кроме как в форме и составе ядерного топлива, а также в упрочняющих покрытиях, как поверхностей таблетки топлива, так и самого графитового шара. Интерес к такому монолитному твэлу пропал из-за высокого гидравлического сопротивления потоку газового теплоносителя (СО или Не) в активной зоне при плотной засыпке шаровых твэлов [1].
В дальнейшем испытания такой конструкции выполнялись в разных государствах, в т.ч. в ФРГ на реакторе AVR [1]. Конструкция твэла представляет собой графитовый шар, в центре которого помещен цилиндрический топливный стержень из таблеток смеси карбида урана и графита или сферических частиц карбида урана, покрытых пиролитическим углеродом, распределенных случайным образом в графитовой матрице. В настоящее время изучается несколько методов изготовления сферических твэлов с различными видами противоосколочных покрытий.
В настоящее время ведутся научно-исследовательские, опытно-эксплуатационные и производственные работы по созданию двух типов дисперсионных твэлов для высокотемпературных реакторов с шаровыми твэлами и твэлами призматической формы с гелиевым охлаждением [1]. В обоих вариантах использовано ядерное топливо в виде сферических частиц размером 0,3-0,8 мм двуокиси карбида или оксикарбида урана или в смеси с торием, покрытых несколькими слоями защитных оболочек, предотвращающих выход радиоактивных продуктов деления из ядерного топлива.
Микротвэлы с пироуглеродным покрытием (РуС) получили название Biso-микротвэлов, а с покрытиями из РуС и промежуточным покрытием из SiC - Triso-микротвэлов. Внутри этих двух групп различают (в каждой из них) высоко- и низкотемпературные изотропные (ВТИ и НТИ соответственно) покрытия. При получении высокотемпературных покрытий РуС осаждают из метана при сравнительно высоких температурах (2073-2373 К); низкотемпературные покрытия получают при сравнительно низких температурах (1473-1673 К) осаждением РуС из пропана, бутана и т.д. В [1] приведена схема получения НТИ и ВТИ Biso- и Triso-покрытий. Микротвэлы Biso и Triso с графитовой матрицей применяются в качестве ядерного топлива в твэлах с графитовой оболочкой для высокотемпературного ядерного реактора.
В [1] показана микроструктура микротвэлов, разработанных для различных высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов, где:
а - плавленый (Th, U)C2 с покрытием монолитным пироуглеродом для реактора HTGR в Пич-Ботоме;
б - плавленый (Th, U)C2 с двухслойным пироуглеродным покрытием типа «BISO» (буферный пористый слой + плотный изотропный слой) для реактора HTGR-PSC;
в и г - (Th, U)C2 с многослойными покрытиями, включающими карбид кремния, для реактора HTGR;
д - спеченный (Th, U)C2 с пироуглеродным покрытием для первой запальной загрузки реактора «Драгон»;
е - спеченный (Th, U)C2 с трехслойным покрытием пироуглерода - карбид кремния - пироуглерод для реактора «Драгон».
В [1] показаны шаровые твэлы THTR. Результаты пятилетней эксплуатации реактора THTR с шаровыми твэлами и ядерным топливом в виде микротвэлов типа Biso или Triso с матрицей из порошкообразного графита были положительными, отмечен небольшой прирост плотности топливной композиции с графитом. У микротвэлов дефектов не обнаружено, удельное выгорание достигло - 100000 МВт*сут/т.
Сферические твэлы большого диаметра (монолитная оболочка) при плотной засыпке в активной зоне реактора охлаждаются турбулентным потоком, что весьма эффективно для снятия большой мощности с объема активной зоны ядерного реактора вследствие высоких коэффициентов теплоотдачи. Но очень значителен перепад давления теплоносителя по высоте активной зоны [3]. Именно по этой причине, до сих пор шаровые твэлы рассматривались для активных зон ядерного реактора только с газовым теплоносителем.
Анализ открытых разработок шаровых твэлов показал, что все они обладают следующими нерешенными до настоящего момента проблемами:
- во-первых, отсутствуют технические решения, которые снизили бы гидравлическое сопротивление течению теплоносителя через активную зону ядерного реактора, состоящую из плотной засыпки шаровых твэлов;
- во-вторых, не найдены технические решения для снижения температуры в сердцевине таблетки ядерного топлива, кроме как направления в сторону миниатюризации таблетки. Т.е. были разработаны [1] т.н. микротвэлы, в которых диаметр сферы ядерного топлива составил всего около 500-800 мкм (меньше 1 мм). Причем, см. [1], микротвэлы располагались в матрице из порошкообразного графита (или сплавов алюминия) случайным образом (то близко вплотную, то далеко друг от друга), что может приводить к локальному их расплавлению и разрушению в матрице, а отвод тепла из сердцевины таблетки производился за счет теплопроводности по длинной цепочке: от ядерного топлива через Biso - оболочку к порошкообразному графиту матрицы и далее через графитовую оболочку шарового твэла к теплоносителю;
- в-третьих, отсутствуют технические решения для устранения контакта между оболочками капсул с ядерным топливом при плотной засыпке шаровых твэлов в активной зоне реактора, что приводит к большим силовым нагрузкам на капсулу и быстрому механическому износу герметичных оболочек капсул, их растрескиванию, разгерметизации и выбросу продуктов деления в теплоноситель;
3
- в-четвертых, одной из наиболее сложных проблем создания эффективных ядерных энергетических установок является обеспечение высокой надежности твэлов при глубоких выгораниях (при накоплении более 1 г осколков деления на 1 см объема под оболочкой герметичной капсулы), а также при работе реактора в условиях частых изменений его мощности и в условиях аварийных ситуаций;
- в-пятых, в высокотемпературных реакторах с шаровыми твэлами имеется существенная зависимость нейтронно-физических характеристик от распределения температуры по объему активной зоны [3].
Наиболее оптимальными размерами, с точки зрения технологии изготовления и не превышения предельно допустимой температуры топлива, обладает топливная таблетка для стержневого твэла реактора типа ВВЭР-1000, [4]. Температура теплоносителя (воды) на поверхности оболочки твэла не превышает 330°C. Диаметр таблетки 7,55 мм, диаметр отверстия в ней 1,5 мм, наружный диаметр оболочки твэла 9,1 мм, толщина оболочки 0,7 мм, газовый зазор на разбухание топлива 0,1 мм. Температура топлива в сердцевине таблетки при крайне неблагоприятных условиях не превышает 1500°C.
Ближайший аналог для шарового твэла с гидродинамически прозрачной оболочкой отсутствует. В качестве ближайших прототипов взят шаровой твэл [2] с монолитной оболочкой из графита и таблетка ядерного топлива [4] для стержневого твэла.
Раскрытие полезной модели
Задачей полезной модели является создание такой конструкции шарового твэла, которая, с одной стороны, в активной зоне ядерного реактора при плотной засыпке обеспечит малое гидравлическое сопротивление проходящему через нее потоку жидкометаллического теплоносителя, а с другой стороны, позволит увеличить тепловой поток с поверхности таблетки топлива без превышения предельной допустимой температуры в ее сердцевине.
Решение задачи полезной модели выполнено следующей конструкцией шарового твэла с шаровой гидродинамически прозрачной оболочкой (твэл-ШГПО), который схематично показан на фиг. 1.
Твэл-ШГПО состоит из шаровой таблетки 1 ядерного топлива, находящейся в герметичной оболочке 2, сваренной из двух одинаковых полусфер, каждая из которых имеет с внутренней стороны конусный выступ 3, которые плотно прижаты к таблетке 1 через конусные углубления в последней, переходящие соосно в сквозное отверстие. Между торцами конусных выступов 3 сохраняется зазор для распухания ядерного топлива.
Зазор 4 для распухания топлива между таблеткой 1 и оболочкой 2 заполнен теплопроводящим газом, например, гелием. Для заполнения внутренней полости герметичной оболочки теплопроводящим газом используются отверстия 5, которые после заполнения завариваются заглушками 6.
Конусные выступы 3 с внутренней стороны оболочки 2 соосно переходят в две основные теплоотводящие стойки 7, на торцах которых сваркой укреплена ШГПО 8. ШГПО 8 состоит из двух сваренных по окружности между собой полусфер. На поверхности оболочки 2 имеются дополнительные теплоотводящие стойки 9, которые также соединены сваркой с ШГПО 8. Для подачи и отвода потока теплоносителя к поверхности оболочки 2 с ядерным топливом в ШГПО 8 имеется сеть отверстий 10. Размер зазора между наружной поверхностью оболочки 2 и внутренней поверхностью ШГПО 8, а также количество, размер и размещение на поверхности ШГПО 8 отверстий 10 обеспечивают гидродинамическую прозрачность движению потока теплоносителя через ШГПО 8.
Выделяемое в объеме таблетки 1 ядерного топлива тепло передается за счет теплопроводности из сердцевины таблетки 1 к оболочке 2 через конусные выступы 3 и основные теплоотводящие стойки 7, а также с поверхности таблетки 1 через зазор 4, заполненный гелием. Большая часть тепла из сердцевины таблетки передается через основные теплоотводящие стойки 7 к ШГПО 8, что позволяет уменьшить перепад температуры ядерного топлива между сердцевиной и поверхностью таблетки. Поток теплоносителя отбирает тепло со всех греющих поверхностей: с оболочки 2, со стоек 7 и 9, с ШГПО 8. Отношение площади теплоотдающих поверхностей к площади наружной поверхности оболочки 2 с топливом 1 может достигать 6:1, т.е. площадь теплоотдачи может быть увеличена до 6 раз по сравнению со сплошным (монолитным) шаровым твэлом или со стержневым твэлом на единицу объема ядерного топлива.
Геометрические параметры сети отверстий 10, их размеры и форма на поверхности ШГПО 8 рассчитываются исходя из условий механической прочности ШГПО при плотной засыпке для конкретной активной зоны реактора, а также исходя из требуемой гидродинамической прозрачности потоку теплоносителя через активную зону для конкретного ядерного реактора при плотной засыпке твэлов-ШГПО.
Геометрические размеры твэла-ШГПО, размеры основных теплоотводящих стоек 7, а также количество дополнительных теплоотводящих стоек 9 и их расположение относительно осей топливной таблетки определяются оптимизационным расчетом для конкретной активной зоны ядерного реактора.
Конструкция твэла исключает термоциклические напряжения в ШГПО в точках ее соприкосновения с оболочками соседних твэлов-ШГПО. Твэл-ШГПО также достаточно устойчив к скорости нарастания градиента температуры по его диаметру, что позволит работать активной зоне в режимах переменной мощности (режиме слежения за нагрузкой).
Конструкция твэла-ШГПО исключает контакт между оболочками 2, содержащими таблетки ядерного топлива, а, следовательно, исключается их износ в процессе эксплуатации, уменьшается вероятность разгерметизации оболочек 2 и выброс радиоактивности в теплоноситель.
Конструкция твэла-ШГПО позволяет работать активной зоне ядерного реактора в любых пространственных положениях и выдерживать динамические нагрузки с любого направления не менее 2g при плотной его засыпке в тепловыделяющие призматической формы кассеты, образующие объем активной зоны ядерного реактора.
Промышленная применимость
Шаровой твэл-ШГПО позволяет создавать активную зону мощных малогабаритных ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем в двухконтурном исполнении с паротурбинным или газотурбинным термодинамическим циклом для АЭС «АТОМ-ГТУ» с к.п.д. около 60%. Блочное исполнение активной зоны позволит доставлять ее компоненты непосредственно на площадку строительства, в том числе, ядерное топливо в не разрушаемых контейнерах, воздушным транспортом с десантированием. Активная зона с шаровыми твэлами позволяет работать ядерному реактору в режиме переменных нагрузок, т.е. в режиме слежения за нагрузкой.
Литература
1. Сферические и другие твэлы - Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. URL http://leg.co.ua/arhiv/generaciya/teplovydelyayuschie-elementy-yademyh-reaktorov-16.html.
2. Патент №2124767 RU.
3. Полезная модель SU №1831170 от 13.05.1991. Способ исследования физических характеристик активной зоны высокотемпературного ядерного реактора с шаровыми тепловыделяющими элементами на критической сборке. ИАЭ им Курчатова. Опубл. 20.08.95 Бюл. №23, МПК 6G21C 17/00, 1/00.
4. Патент №2131626 RU.