Материалы и водно-химический режим реакторов СКД

В основу выбора материалов для новых реакторных установок с водой СКД положено стремление максимально использовать опыт, который приобретен при строительстве и эксплуатации современных водоохлаждасмых реакторов докритичсского давления, а также действующих на органическом топливе промышленных паровых котлов сверхкритических параметров [30]. Вместе с тем для уточнения принятых на начальной стадии проектирования решений запланированы или уже ведутся на соответствующих экспериментальных стендах научно-исследовательские работы, которые позволят более обоснованно учесть особенности коррозионных процессов в воде СКД и радиационную стойкость конструкционных материалов ядерного реактора.

Сердечники твэлов.

В качестве топливных материалов для твэлов ВВЭР, в том числе с водой СКД, могут рассматриваться материалы, содержащие делящиеся нуклиды (это собственно ядернос топливо — ³³U, ^2Ъи, ²³⁹Ри) и неделящиеся нуклиды, которые используются для воспроизводства ядерного топлива (²³²Th, ²³⁸U). В настоящее время наиболее распространенной химической формой топливных материалов являются оксиды указанных элементов UOi, РиСЬ и ThCb, представляющие собой керамические соединения с высокой температурой плавления. Основные свойства этих, а также и некоторых других топливных материалов приведены в табл. 2.7.

Для изготовления сердечников твэлов чаще всего используется диоксид UO2 с небольшим (обычно до 5%) обогащением природного урана делящимся изотопом ^2Ъи. Возможен также вариант со смешанным (МОХ) топливом, состоящим из керамик 1Ю₂ и Ри0₂. Классическим является стержневой тепловыделяющий элемент контейнерного типа. В тонкостенную цилиндрическую оболочку (контейнер) загружают таблетки керамического топлива, в верхней части твэла оставляют свободный от таблеток компенсационный объем для сбора газообразных продуктов деления. Основной недостаток таких твэлов связан с низкой теплопроводностью керамики, а также с термическим сопротивлением остающегося при сборке газового зазора между таблетками и оболочкой. В результате при характерных для обычных ВВЭР тепловых нагрузках и пара;

метрах теплоносителя температура на оси твэлов достигает 1500 °C и более. В реакторных установках с водой СКД, где температура теплоносителя на выходе из активной зоны составляет 500 — 625 °C, температура в центре топливных таблеток может превысить принятый по ряду соображений предел для 1Ю₂ 1850 °C [32]. Поэтому в качестве возможных конкурентов керамического ядерного топлива (U, Pu)0₂ рассматриваются и другие виды топливных композиций, в частности соединения урана с азотом или углеродом [32], дисперсионные металлокерамики (керметы) [4], гидридное топливо U-ZrH [33].

Таблица 2.7.

Основные свойства ядерных топливных материалов |31]

По сравнению с 1Ю₂ мононитрид урана UN и карбиды урана UC, UC₂ имеют коэффициент теплопроводности, который при рабочих температурах твэлов в несколько раз превышает коэффициент теплопроводности диоксида урана (см. табл. 2.7). Подробный анализ основных характеристик нитридного и карбидного ядерного топлива, проведенный авторами [32], показал перспективность использования этих материалов в твэлах реакторов SCWR CANDU.

В концепции водографитового реактора ВГЭРС [4] предлагается использовать в топливных каналах реактора керметные твэлы, которые успешно эксплуатировались в паропсрсгрсватсльных каналах Белоярской АЭС. Сердечник таких твэлов (рис. 2.21) имеет гетерогенную структуру, состоящую из металлической матрицы, в которой дисперсно распределены гранулы 1КХ Хороший тепловой контакт топливного сердечника с оболочкой обеспечивается находящейся между ними металлической прослойкой. Повышенная теплопроводность керметных твэлов (А. > 10Вт/(мК)) позволяет существенно снизить температуру топлива.

Рис. 2.21. Твэл с керамико-металлическим топливом: I — оболочка твэла; 2 — прослойка металлической матрицы; 3 — металлическая матрица с гранулами U0_2.

Наличие водорода в гидридном ядерном топливе приводит к улучшению характеристик замедления и смягчению спектра нейтронов, что особенно важно в случае тепловых реакторов СКД, в которых плотность воды сильно уменьшается на участках, расположенных ближе к выходу из активной зоны. Расчеты нейтроннофизических и теплогидравлических параметров модели ТВС реактора HPLWR с твэлами из U0₂ и U-ZrH, выполненные в работе [33], показали более равномерное распределение тепловыделения по высоте активной зоны с гидридным топливом, а также значительное снижение температурных градиентов в твэлах за счет высокого коэффициента теплопроводности композиции U-ZrH.