Активнаи зона реактора, требования к твэлам и ТВС

АКТИВНАЯ ЗОНА РЕАКТОРА, ТРЕБОВАНИЯ К ТВЭЛАМ И ТВС [c.296]

Наряду с разработкой и освоением рациональной технологии производства ядерного топлива большое значение для развития атомной техники имеют конструкционные материалы, применяемые в производстве специального промышленного и исследовательского оборудования. Помимо обычных требований механической прочности, теплопроводности, жаростойкости, коррозионной, эрозионной стойкости и т. д. к ним предъявляются специфические, определяемые особенностями атомной техники требования радиационной стойкости, необходимой степени поглощения нейтронов в зависимости от производственного назначения материала и пр. С учетом этих требований выбирались и изучались различные марки стали для элементов конструкции атомных реакторов, искусственного графита для элементов систем замедления и отражения нейтронов.в активной зоне реакторов, алюминия для защитных оболочек твэлов, предотвращающих возникновение химической реакции между химически несовместимыми урановыми сердечниками твэлов и теплоносителем (например, водой), бетона для нужд противорадиационной защиты и т. д. Применительно к этим же требованиям отечественной промышленностью освоены в производстве новые конструкционные материалы, ранее получавшиеся лишь в крайне ограниченных количествах на лабораторных установках — тяжелая вода, бериллий, цирконий и его сплавы и др. [c.163]

Создание циркониевых сплавов для изготовления конструктивных элементов активной зоны реакторов атомных энергетических станций (АЭС) основано на легировании циркония элементами, обеспечивающими необходимый комплекс свойств циркониевым сплавам. При этом легирующие элементы должны обладать следующими основными качествами иметь небольшое сечение захвата тепловых нейтронов положительно влиять на коррозионную стойкость изделий в условиях эксплуатации в реакторе обеспечивать требуемые механические свойства и надежность изделий при эксплуатации не образовывать относительно долгоживущих радиоактивных нуклидов с сильным у-излучением. Важнейшим требованием к легированию циркониевых сплавов является обеспечение высокой технологичности, необходимой для изготовления ответственных изделий особо тонкостенных труб для оболочек твэлов (длиной до 4,5 м, диаметром 8...10 мм и толщиной стенки 0,3... 1мм) труб для каналов кипящих реакторов (длиной до 8 м, диаметром 80... 130 мм и толщиной стенки З...6мм) листов и лент (толщиной 0,3...1,5 мм) для дистанционирующих решеток и других деталей. [c.360]

Для обоих вариантов принимали одинаковыми распределение объемного тепловыделения в активной зоне, тепловую мощность реактора, температурный уровень и род газового теплоносителя, а также ядерную концентрацию в активной зоне. При сопоставлении вариантов учитывалось также требование свободного перемещения шаровых твэлов в каналах, необходимое для работы реактора по принципу одноразового прохождения твэлами активной зоны. [c.94]

Наряду с теплотой ядерный реактор выделяет большое число радиоактивных нуклидов, приводящих к интенсивным ионизирующим излучениям активной зоны и оборудования первого контура. Для станции электрической мощностью 1000 МВт равновесная активность составляет 0,27 10 Ки. Однако эксплуатация АЭС показывает, что конструкции твэлов и всего оборудования первого контура обеспечивают надежную локализацию активности. Активация водного теплоносителя обусловлена активацией атомов кислорода и продуктов коррозии или примесей, имеющихся в теплоносителе. В связи с этим необходимо предъявлять особо высокие требования к качеству конденсата и герметичности первого контура. [c.349]

Экспериментальные данные свидетельствуют, что путем легирования штатных оболочечных материалов можно создать сплавы, устойчивые к распуханию в условиях электронного, ионного и реакторного облучения. Поскольку к материалам активной зоны, в частности оболочек твэлов, наряду с высокой размерной стабильностью под облучением предъявляется ряд других требований, определивших выбор аустенитных сталей в качестве основных конструкционных материалов активной зоны быстрых реакторов, в этом направлении наиболее интенсивно ведутся работы по созданию материалов, приемлемых для активной зоны быстрого или первой стенки термоядерного реакторов. [c.178]

Среди требований, предъявляемых к конструкционным материалам оболочек твэлов, активной зоны и корпуса реактора, одно из центральных мест занимает их радиационная стойкость. Под действием облучения в металлах возникают радиационные дефекты, происходит их охрупчивание и газовое распухание. [c.300]

Глубина выгорания и неравномерность энерговыделения в активной зоне. Из-за неравномерности нейтронного потока и несовершенства регулирования в активных зонах ядерных реакторов имеет место значительная неравномерность энерговыделения по высоте и диаметру зоны и по отдельным ТВС и твэлам. Поэтому локальные значения глубины выгорания топлива различаются между собой в несколько раз. Предельные (максимальные) значения а акс, на которые должна быть рассчитана работоспособность твэлов и ТВС, определяются с учетом неравномерности энерговыделения по активной зоне в целом. Отличие Омакс от а в выгружаемом топливе зависит также от размера одновременно выгружаемой партии. Если будет выгружаться одновременно вся активная зона, тогда коэффициент неравномерности выгорания топлива в чей будет максимальным. Но практически перегружается лишь часть активной зоны (например, в реакторах ВВЭР-440 1/3 зоны в год). В реакторах канального типа одновременно перегружается только несколько каналов. В этом случае неравномерность выгорания топлива в выгружаемых ТВС будет минимальной ( 1,1—1,2) и величина Омакс будет определяться в основном неравномерностью выгорания по высоте ТВС. В ТВС мощных реакторов типа PWR или ВВЭР, содержащих большое число твэлов (свыше 200), в отдельных группах твэлов проявляется не только осевая, но и радиальная неравномерность выгорания топлива, связанная с их расположением в сборке. Таким образом, средняя глубина выгорания является расчетной величиной, характеризующей энергетическую эффективность использования топлива в данном реакторе. Она может существенно отличаться от фактического максимального (минимального) значения а. Максимальная глубина выгорания Омакс — это величина, определяющая требования к надежности и работоспособности твэлов и ТВС. [c.102]

Необходимость и значение указанных требований ясны из пояснений к предыдущему параграфу. Однако необходимо помнить, что останавливая ГЦН при работающем реакторе, оператор всегда рискует еще большей аварией, чем повреждение ГЦН, если только для данной мощности нет достаточного запаса по расходу теплоносителя через активную зону и если не сработает аварийная защита реактора по снижению расхода или отключению ГЦН. Этот риск появляется из-за того, что расход при отключении ГЦН снижается очень быстро, и если не снизить немедленно мощность реактора, то наиболее теплонапряженные твэлы могут перегреться и будут повреждены. Поэтому условием аварийного отключения ГЦН является немедленное снижение мощности реактора вплоть до сброса АЗ нажатием кнопки с последующим отключением ГЦН. Та-> [c.406]

Нейтронная мощность реактора не падает мгновенно до нуля (или до мощности нейтронного источника) после достижения Каким-либо параметром аварийной уставки. Во-первых, в отдельных случаях схемой предусматривается некоторая задержка в прохождении аварийного сигнала для исключения ложных срабатываний A3, например, при кратковременных колебаниях напряжения, срабатывании АВР по электрическому питанию, случайных кратковременных колебаниях параметров и т. д. Обычно эта задержка не более нескольких десятых долей секунды. Во-вторых, от момента появления сигнала до приведения в движение исполнительных органов СУЗ также проходит несколько десятых долей секунды, связанных с конечным временем срабатывания релейных схем. В-третьих, скорость движения органов СУЗ конечна, их физический вбс (абсолютная величина отрицательной реактивности) ограничен и зависит от места расположения каждого органа по радиусу и высоте активной зоны. Поэтому скорость ввода отрицательной реактивности, как и скорость снижения нейтронной мощности, зависят от многих факторов. Рост температуры твэлов до предельной, при которой они повреждаются, зависит как от мощности реактора так и от расхода теплоносителя через активную зону. Поэтому анализируются все ситуации, связанные с недостатком расхода при данной мощности, чтобы выявить максимально возможную температуру твэлов в переходных процессах при наиболее тяжелых авариях. Если способы обеспечения сохранности ТВС уже выбраны, то для выбранной схемы система A3 должна обеспечить скорость снижения мощности в соответствии с этим требованием. [c.424]

Такое высококонцентрированное выделение энергии в единице массы, а следовательно, и в единице объема, сопровождаемое мощным радиационным воздействием на топливо и конструкционные материалы потоков нейтронов высокой плотности, обусловливает особые требования к применяемым в реакторах материалам, и обеспечению надежного теплосъема и интенсивного отвода тепловой энергии из активной зоны реактора, от каждого твэла. [c.88]

Накопление радиоактивных продуктов деления в твэлах, чрезвычайно высокая их радиоактивность и связанное с этим весьма долговременное остаточное тепловыделение в активной зоне реактора после его остановки (рис. 4.3) вместе с высокой наведенной радиоактивностью материалов и теплоносителя — все это предъявляет особые требования к проектированию, сооружению и эксплуатации АЭС, ее основного оборудования, а также систем контроля, управления и защиты, систем гарантированного обеспечения ядерной и радиационной безопасности. Эти требования не имеют аналогии в теплоэнергетике, работающей на органическом топливе. Их удовлетворение в основном и вызывает увеличение в 1,5—2,5 раза удельных капитальных вложений в АЭС по сравнению с удельными капитальными вложениями в ТЭС. Такое увеличение связано с усложнением инженерных решений, с оснащением АЭС специальными дорогостоящими устройствами, оборудованием, приборами и специальными материалами, не имеющими применения в обычной энергетике. К специфическим устройствам и совружениям АЭС относятся система аварийного охлаждения и защиты реактора (САОЗ), защита от ионизирующего излучения, бассейны для охлаждения и выдержки отработавшего топлива, выгруженного из реактора, специальные машины для дистанционной загрузки и перегрузки топлива, система специальной вентиляции и фильтрации радиоактивных газов, специальная очистка теплоносителя первого контура от радиоактивных продуктов деления, устройства для дезактивации обору- [c.94]

Особо следует подчеркнуть высокие требования к надежностн инженерного обеспечения ядерной и радиационной безопасности при эксплуатации АЭС на случай как гипотетической аварии, вызванной внезапным разрывом трубопровода первого контура, так и аварий с потерей электропитания приводов насосов и пр. Внезапное прекращение циркуляции теплоносителя и отвода тепла из активной зоны реактора при весьма значительном остаточном тепловыделении, особенно в первые 7—15 с (рис. 4.3), грозит недопустимым повышением температуры твэлов, нарушением герметичности их оболочек, выходом радиоактивных продуктов деления в контур циркуляции теплоносителя. Дальнейшее отсутствие отвода тепла может привести к вскипанию теплоносителя с выбросом радиоактивных веществ в помещении АЭС и, возможно, в окружающую среду. Меры по отводу остаточного тепловыделения из реактора должны быть достаточными, чтобы исключить расплавление топлива и предотвратить возможные тяжелые последствия (АЭС в этом случае надолго выводится из строя). [c.95]

Таким образом, высокотемпературные реакторы с шаровыми твэлами, выполненные по принципу одноразового прохождения активной зоны, наиболее полно удовлетворяют требованию достил<ения высокой температуры гелия на выходе из реактора. Возможности измельчения твэлов и перехода к непосредственному охлаждению гелием микротопливных частиц привели к идее создания газоохлаждаемого реактора-размножителя на быстрых нейтронах (БГР) с полыми коническими кассетами с засыпкой в них микротопливных частиц и продольно-поперечным охлаждением [10]. [c.7]

Таким образом, торцевая зона воспроизводства находится в реакторе такое же время, как и ТВС активной зоны, и перегружается вместе с ней. Радиальная зона воспроизводства находится в реакторе более продолжительное время (более 1 года) до оптимального накопления в твэлах плутония. Применяется перестановка этих ТВС из внешнего ряда во внутренний для увеличения КВ. В зонах воспроизводства (торцовой и радиальной) происходит не только накопление делящихся нуклидов, но и частичное их деление, сопровождающееся значительным тепловыделением, что требует для отвода тепла соответствующей прокачки теплоносителя. Тепловыделение в зоне воспроизводства составляет примерно 15 % общей тепловой мощности. Накопление плутония в твэлах зоны воспроизводства может быть значительным (до 50 кг/т), такое содержание плутония эквивалентно урану 5 %-ного обогащения. Экранный твэл с таким содержанием делящихся нуклидов будет достаточно энергонапряженным и, по существу, должен удовлетворять тем -же требованиям, какие предъявляются к твэлам активной зоны. [c.145]

Совокупность изменений структуры материала, вносимых облучением, называют радиационным повреждением. Отрицательное следствие радиационных повреждений — охрупчивание, а также радиационное распухание и радиационная ползучесть, вызывающие изменение формы и размеров. Поэтому одно из основных требований, предъявляемых к облучаемым материалам, — их высокая радиационная стойкость (см. п. 8.1.2). Главные конструкционные материалы энергетических ядерных реакторов — стали перлитного класса (корпуса во-до-водяпых реакторов на тепловых нейтронах) и хромоникелевые стали аустенитного класса (детали активной зоны и внутрикорпусных устройств в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах, оболочки твэлов и корпуса быстрых реакторов). [c.341]

Активность теплоносителя меняется как в результате активации веществ, проходящих через активную зону (наведенная активность), так и в результате попадания в него продуктов деления. Последнее возможно при нарушении герметичности твэлов и в результате диффузии /1ерез микропоры оболочки. Эта активность является показателем степени негерметичности. Поскольку эта величина может изменяться очень быстро и достигнуть значения выше разрешенного по условиям радиационной безопасности, она должна контролироваться непрерывно. Однако в реакторах, где используются кольцевые твэлы с внутренним проходом теплоносителя, попадание осколков деления в контур физически исключено, поэтому указанное требование к таким реакторам ке относится. [c.373]

Специфические особенности метода пропитки делают целесообразным его применение при создании твэлов с небольшой концентрацией урана в графите и при повышенных требованиях к чистоте и качеству графитовой матрицы. В частности, методом пропитки были изготовлены графитовые урансодержащие твэлы для активной зоны советского реактора ИГР, характеристики которого были приведены выше. [c.239]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...