ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Полезная модель относится к области атомной техники и может быть использована в производстве твэлов ядерных реакторов АЭС малой мощности, преимущественно водо-водяных.
Известен твэл ядерного реактора контейнерного типа, в котором сердечник выполнен в виде спеченных гранул оксидного топлива, загруженных в оболочку твэла с виброуплотнением [А.Г.Самойлов, B.C.Волков, М.И.Солонин "Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов". М.: Энергоатомиздат, 1996 г., с 113, 129-137]. Энерговыработка таких твэлов близка к энерговыработке твэлов с традиционным таблетированным оксидным топливом в одинаковых условиях эксплуатации. Происходит перестройка структуры виброуплотненного сердечника, которая приближается к структуре облученного таблеточного оксидного топлива.
Однако оба типа твэлов не обеспечивают требуемую надежность работы реактора при высоких выгораниях, в переходных режимах и режимах маневрирования мощностью, которые в настоящее время становятся все более необходимыми для работы водо-водяных ядерных энергетических установок, в частности, для плавучих АЭС и атомных ледоколов.
Известно, что в современных реакторах типа ВВЭР, которые в ближайшие 30-50 лет составят основу ядерной энергетики, в случае применения твэлов контейнерного типа, состоящих из оболочки с торцевыми заглушками и сердечника в виде таблеток или гранул из смешанного уран-плутониевого топлива, количество накопившегося плутония не сократится, а лишь уменьшится скорость его накопления. Поэтому с целью сокращения накопившегося плутония интенсивно ведутся работы по замене урановой матрицы в смешанном топливе на инертную, не дающую воспроизводства новых делящихся нуклидов, в твэлах контейнерного типа с сердечником в виде таблеток или гранул.
Однако применение таких твэлов АЭС малой мощности ограничено требованиями безопасности и нераспространения ядерных материалов.
Известен твэл, включающий оболочку с торцевыми заглушками, в котором часть ядерного топлива заключена в одну или несколько герметичных ампул различной геометрической формы [Патент РФ №2124767, МПК G21C 3/62]. В остальной части сердечника твэла размещено дополнительное ядерное топливо и воспроизводящие нуклиды. Пустоты, образованные ампулами и ядерным топливом внутри оболочки твэла, заполнены контактным материалом для обеспечения теплоотвода от ампул и ядерного топлива сердечника. Конструктивно ампулы могут быть выполнены в виде шаров, дисков, колец, многогранных или фигурных пластин, прямых или скрученных относительно продольной оси или навитых в виде различных спиралей или стержней с круглым, овальным, треугольным, многогранным и другим поперечным сечением, в том числе с ребрами для самодистанционирования.
Однако этот твэл имеет сложную конструкцию, а технология его получения мало пригодна для массового производства топлива для АЭС малой мощности. Кроме того, твэл не обеспечивает достижение требуемого энерговыделения при заданной величине обогащения урана.
Наиболее близким к предлагаемому твэлу является твэл [Патент РФ №2170956, МПК G21C 3/20], состоящий из оболочки с торцевыми заглушками, сердечника с частицами ядерного топлива, имеющего массовую долю делящихся нуклидов от 20 до 100%, и контактным материалом, который при рабочих условиях находится в твердом или жидком состоянии, внутри оболочки соосно с ней на всю длину активной части твэла размещен вытеснитель из конструкционного материала, который может содержать выгорающий поглотитель, выполненный в виде стержня. Вытеснитель имеет постоянную или переменную по длине активной части твэла площадь поперечного сечения, составляющую от 30 до 80% площади поперечного сечения, ограниченной внутренней поверхностью оболочки твэла, а между оболочкой и вытеснителем помещены частицы ядерного топлива в виде крупки или гранул с пористостью от 2 до 30% и контактный материал. Вытеснитель выполнен в виде различных геометрических форм с круглым, овальным, ленточным, трех или более многогранным, трех или более лопастным поперечным сечением, прямым или скрученным с постоянным или переменным шагом относительно продольной оси, монолитным или полым для сбора газообразных осколков деления или для компенсации объемных изменений топливной композиции от накапливаемых в ней осколков деления, или заполнен материалом, содержащим воспроизводящее ядерное топливо и/или выгорающий поглотитель, и/или замедлитель нейтронов.
Однако этот твэл имеет сложную конструкцию, а технология его изготовления мало пригодна для массового производства топлива для АЭС малой мощности. Кроме того, конструктивное выполнение твэла не обеспечивает достижение требуемого энерговыделения при заданной величине обогащения урана, которая ограничена для энергетических реакторов величиной 20 мас.%.
Задачей, на решение которой направлена предлагаемая полезная модель, является создание твэла, в котором были бы устранены недостатки твэла-прототипа и для изготовления которого можно было бы использовать ядерное топливо с массовой долей делящихся нуклидов не выше 20 мас.% и обеспечение требуемого максимального выгорания в твэле на уровне 150 МВт/сутки кг урана.
Техническим результатом является повышение ураноемкости при сохранении характеристик надежности при высоких выгораниях топлива в заявляемом твэле.
Для решения поставленной задачи твэл ядерного реактора включает оболочку диаметром от 6,3 до 7,1 мм с торцевыми заглушками, сердечник в виде распределенных в матрице частиц ядерного топлива, выполненных в виде гранул из диоксида урана, пористость которых составляет от 3 до 6%, причем плотность урана в сердечнике задана от 5,5 до 6,5 г/см и компенсатор крестообразной формы со скругленными выступами и впадинами, площадь поперечного сечения которого составляет от 0,1 до 0,3 площади поперечного сечения твэла, размещенный внутри оболочки в зоне активной части твэла с помощью дистанционирующей детали, причем оболочка выполнена из трубы, имеющей толщину стенки от 0,11 до 0,32 мм, частицы ядерного топлива имеют размер от 0,2 до 1,2 мм, а масса урана задана в пределах от 1,58 до 1,95 г на погонный сантиметр сердечника.
При этом обеспечивается требуемое энерговыделение при заданных показателях надежности твэла в активных зонах АЭС малой мощности. Этот результат достигается найденным оптимальным сочетанием основных конструктивных параметров твэла, которые приведены ниже.
Предлагаемая конструкция позволяет при использовании известных материалов матриц за счет оптимального сочетания размеров оболочки и компенсатора и плотности урана обеспечить температуру сердечника не выше 600°С. Снижение температуры сердечника твэла позволяет использовать частицы ядерного топлива с фиксированной пористостью, что совместно с изменением объема компенсатора снижает объемные изменения сердечника твэла при накоплении в нем осколков деления.
Для изготовления оболочки и заглушек используются сплавы на основе никеля и хрома. Также могут быть использованы сплавы на основе циркония или нержавеющие стали. Для получения матрицы могут быть использованы сплавы алюминия, магния или кальция, которые при рабочих условиях находятся в твердом состоянии. Для изготовления компенсатора используются сплавы на основе циркония или нержавеющие стали.
Полезная модель поясняется чертежами фиг.1 и фиг.2.
На фиг.1 приведен продольный, а на фиг.2 поперечный разрезы заявляемого твэла.
3
Твэл состоит из цилиндрической оболочки 1, нижней 2 и верхней 3 заглушек, внутри оболочки размещен компенсатор 4, выполненный в виде полого герметичного стержня. Дистанционирование и фиксация положения компенсатора 4 относительно оболочки 1 осуществляется с помощью проволоки 5 спиральной формы, которая навита на компенсатор 4 по спирали. В пространстве между оболочкой 1 и компенсатором 4 находится сердечник, который представляет собой гранулы ядерного топлива 6, распределенные в матрице 7. Ядерное топливо представляет собой гранулы диоксида урана 6 размером от 0,2 до 1,2 мм и с пористостью от 3 до 6% объема. Такие размеры и пористость гранул позволяют снизить объемные изменения топливной композиции при высоких значениях энерговыработки твэла, а также получить усредненную плотность урана в сердечнике в диапазоне от 5,5 до 6,5 г/см. Компенсатор 4 позволяет минимизировать влияние объемных изменений топливной композиции от накапливаемых осколков деления в широких пределах и компенсировать объемные изменения твэла при высоких значениях его энерговыработки.
На фиг.2 приведен поперечный разрез твэла, состоящего из цилиндрической оболочки 1, внутри которой соосно с ней размещен полый крестообразный в поперечном сечении компенсатор 4. Компенсатор фиксируется в оболочке с помощью дистанционирующей детали, выполненной в виде проволоки спиральной формы 5. Между оболочкой 1 и компенсатором 4 находится сердечник ядерного топлива. Матрица 7 может быть выполнена из сплавов магния или сплавов алюминия.
Ниже описан пример конкретного исполнения твэла, представленного на фиг.1 и на фиг.2, с указанием основных размеров и используемых материалов.
Пример.
Оболочка 1 выполнена из хромоникелевого сплава 42ХНМ с наружным диаметром 6,9 мм и толщиной стенки 0,25 мм. Заглушки 2 и 3 изготовлены также из хромоникелевого сплава 42ХНМ. Компенсатор 4 выполнен в виде герметизированной по торцам трубки с поперечным сечением крестообразной формы с описанным диаметром 3,1 мм и площадью поперечного сечения 4,5 мм. Компенсатор 4 дистанционируется в оболочке с помощью проволоки 5 диаметром 0,45 мм, которая выполнена в виде двойной спирали, намотанной на компенсатор. Компенсатор и проволока изготовлены из циркониевого сплава Э110. Отношение площади поперечного сечения компенсатора к площади поперечного сечения твэла составляет примерно 0,12. Сердечник выполнен из гранул 6 диоксида урана с обогащением 19,7% размером от 0,2 до 1,2 мм, которые имеют пористость 5%. Гранулы 6 распределены в матрице 7 из силумина - сплав алюминия, кремния и никеля, например из сплава Аl+(11,4-12,2)% Si+(1,9-2,2)% Ni. Длина активной части твэла составляет 1200 мм, масса урана составляет 1,95 г на погонный сантиметр сердечника.
Изготовление твэлов включает следующие технологические операции: подрезка трубы в размер, герметизация одного конца и контроль герметичности, установка компенсатора в оболочку, виброснаряжение гранулами диоксида урана, пропитка сердечника расплавленным алюминиевым сплавом, герметизация второго конца, опрессовка гелием и проверка герметичности, контроль равномерности распределения ядерного топлива по высоте, контроль качества пропитки сердечника твэла контактным материалом, контроль геометрических размеров и внешнего вида.
Твэл заявляемой конструкции может быть использован для ядерных реакторов на тепловых нейтронах, например, для реакторов малой мощности плавучих атомных станций. Его использование позволяет решить ряд технологических и технико-экономических задач при разработке таких реакторов. Так, использование заявленного твэла в энергетических реакторах малой мощности более экономично и безопасно по сравнению с твэлами, в которых используется таблеточное оксидное топливо, оно также позволяет увеличить энерговыработку и в большей степени соответствует требованиям по экологии и радиационной безопасности.
Эти преимущества твэла достигаются использованием заявляемого сочетания существенных признаков, которые дают возможность при заданных ограничениях (не более 20 мас.% урана-235) обеспечить требуемое энерговыделение, надежность и ресурсные характеристики работы активной зоны. Кроме того, твэл данной конструкции может быть изготовлен по известной технологии с минимальными изменениями ее параметров.