твэл ядерного реактора

Формула изобретения

1. Твэл ядерного реактора, состоящий из оболочки с торцевыми заглушками, сердечника в виде частиц ядерного топлива, распределенных в контактном материале, отличающийся тем, что внутри оболочки соосно с ней на всю длину активной части твэла размещен вытеснитель, выполненный в виде стержня из конструкционного материала, применяемого в активных зонах ядерных реакторов, и имеющий площадь поперечного сечения в диапазоне от 0,3 до 0,8 от площади внутреннего поперечного сечения твэла, а частицы ядерного топлива выполнены в виде гранул с пористостью от 2 до 30%.

2. Твэл ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что вытеснитель выполнен в виде стержня с круглым или овальным, или прямоугольным, или фигурным поперечным сечением.

3. Твэл ядерного реактора по п.1 или 2, отличающийся тем, что вытеснитель выполнен полым для сбора газообразных осколков деления или для компенсации объемных изменений топливной композиции.

4. Твэл ядерного реактора по п.1, или 2, или 3, отличающийся тем, что вытеснитель выполнен прямым или скрученным с постоянным или переменным шагом относительно продольной оси.

5. Твэл ядерного реактора по любому из пп.1 - 4, отличающийся тем, что внутренняя полость вытеснителя заполнена материалом, воспроизводящим ядерное топливо и/или содержащим выгорающий поглотитель, и/или замедлитель нейтронов.

6. Твэл ядерного реактора по любому из пп.1 - 5, отличающийся тем, что сердечник выполнен из смеси частиц ядерного топлива и частиц из материала, воспроизводящего ядерное топливо, и/или содержащего выгорающий поглотитель, и/или содержащего замедлитель нейтронов, и/или из инертного материала в пропорции к количеству ядерного топлива не менее чем 2:1.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано в производстве твэлов для реакторов на тепловых и быстрых нейтронах.

Известно, что на ранней стадии развития атомной энергетики во всем мире ориентировались на использование замкнутого топливного цикла. Были созданы различные атомные энергетические реакторы на тестовых и быстрых нейтронах с коэффициентами воспроизводства делящихся изотопов 0,5-0,95 и 1,3-1,5 соответственно. В этих реакторах, как правило, применяются твэлы контейнерного типа с сердечником в виде спеченных таблеток из диоксида урана (UO₂).

По экономическим, экологическим и другим причинам замыкание ядерного топливного цикла, то есть использование энергетического (полиизотопного высокофонового) плутония, накапливаемого в сердечниках твэлов энергетических реакторов за счет нейтронного воздействия на изотоп урана-238, получило только ограниченное развитие. В результате в мире накопилось более 1000 т энергетического плутония и его количество продолжает увеличиваться.

При длительном хранении энергетического плутония изотоп плутония Pu-241 превращается в изотоп америция Am-241, в результате теряется его энергетический запас (за 10 лет ~9%, за 20 лет ~14%), возрастает активность и увеличивается естественное тепловыделение [1]. Поэтому необходимость обеспечения безопасности (ядерной, экологической, от терроризма) делает длительное хранение энергетического плутония экономически убыточным.

К энергетическому плутонию прибавилось еще около 100 т оружейного (моноизотопного) плутония, высвобожденного в мире в результате разоружения.

Это побудило искать экономически приемлемые возможности массового использования энергетического и оружейного плутония в действующих энергетических реакторах, основную часть из которых составляют реакторы на тепловых нейтронах с массовой долей делящегося изотопа в ядерном топливе от 2,5 до 6%.

Известно, что для использования плутония в действующих энергетических реакторах применяются твэлы контейнерного типа, состоящие из оболочки с торцевыми заглушками и сердечника в виде спеченных таблеток из гомогенной смеси диоксида урана с диоксидом плутония (МОХ топливо) при приблизительно той же концентрации делящихся изотопов, что и в твэлах с диоксидным урановым топливом [1, 2]. Однако стоимость ТВС с такими твэлами в 4-5 раз выше стоимости ТВС с твэлами, в которых используется урановое топливо. Такое удорожание ТВС вызвано введением процесса по обеспечению гомогенности смеси диоксидов и необходимостью соблюдения требований по радиационной безопасности, предъявляемых при работах с плутонийсодержащими материалами.

В качестве перспективных вариантов для массового использования плутония в действующих энергетических реакторах рассматриваются твэлы контейнерного типа, в которых сердечник в виде спеченных таблеток заменен на сердечник в виде спеченных гранул из МОХ топлива, загруженных в оболочку с виброуплотнением.

Реакторные испытания твэлов с таблетками и гранулами в одинаковых условиях показали их одинаковую энерговыработку. Гранулы в высокотемпературной части спекались и имели аналогичную с таблетками структуру, характерную для оксидного топлива. В варианте твэла с виброуплотненным сердечником "можно обойтись без многих высокоточных технологических операций массового изготовления идентичных по своим свойствам спеченных таблеток, контрольных операций и снаряжения таблеток в оболочку" [3].

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 [4].

Поскольку в твэлах контейнерного типа с диоксидным топливом в виде таблеток или гранул в центре сердечника твэла при рабочих условиях температура достигает более 2000^oС, происходят термодиффузионные процессы, перестройка структуры диоксидного топлива, миграция плутония и осколков деления по радиусу сердечника и т.д., то независимо от того, в какой матрице, урановой или инертной находится плутоний, распределение его должно быть гомогенным. Кроме того, в твэлах контейнерного типа необходимо строго регламентировать зазоры между таблеткой и оболочкой и иметь компенсационный объем для газообразных осколков деления.

Одним из основных требований при замене в действующих энергетических реакторах уранового топлива на плутониевое является сохранение существующих физических и теплогидравлических характеристик ТВС. Сохранение гидравлических характеристик обеспечивается сохранением внешних очертаний твэла и сохранением конструкции ТВС, а для сохранения физических и теплотехнических характеристик требуется профилирование энерговыделения по радиусу ТВС, а в некоторых случаях и по ее высоте. Как при урановом, так и при плутониевом топливе это достигается разной концентрацией в ядерном топливе делящихся изотопов, при этом в твэлах одной ТВС используется по 2-3 концентрации делящихся изотопов и дополнительно для профилирования энерговыделения или для компенсации избыточной реактивности реактора в ядерное топливо вводится выгорающий поглотитель.

При использовании в качестве ядерного топлива плутония в твэлах контейнерного типа даже необходимо иметь 2-3, а, с учетом разных концентраций выгорающего поглотителя больше, технологических цепочек для работ с высокорадиоактивным материалом. Если использовать одну технологическую цепочку, то при переходе от одного состава ядерного топлива к другому требуется зачистка всего технологического оборудования. Это приводит к большому количеству жидких высокорадиоактивных отходов и дополнительному облучению персонала, при этом за счет материала матрицы значительно увеличивается количество плутонийсодержащего материала, находящегося в работе на стадии изготовления ядерного топлива и его загрузки в твэл.

Известна также конструкция твэла, состоящего из оболочки с торцевыми заглушками, в котором часть ядерного топлива с массовой долей делящихся нуклидов от 20 до 100% заключена в одну или несколько герметичных ампул различной геометрической формы. В качестве материала ампулы может быть использован одинаковый или разный с оболочкой твэла конструкционный материал. В остальной части сердечника твэла размещено ядерное топливо с массовой долей делящихся нуклидов до 0,715% и воспроизводящих нуклидов от 0,01 до 100%. Для обеспечения теплоотвода от ампул и ядерного топлива сердечника твэла пустоты, образованные ампулами и ядерным топливом внутри оболочки твэла, заполнены контактным материалом. 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. При необходимости неравномерную загрузку делящихся нуклидов по длине сердечника твэла можно обеспечить количеством и шагом расположения ампул, загрузкой ядерного топлива в ампулы с длиной сердечников, кратной длине сердечника твэла, переменным поперечным сечением, шагом скручивания или навивки спирали при длине сердечников ампул, соответствующих длине сердечника твэла [5].

Конструкция описанного выше твэла является наиболее близкой к заявляемой конструкции твэла. Недостатком такого твэла является необходимость размещения в твэле нескольких ампул, так как в действующих реакторах применяются твэлы с внутренним диаметром 7-12 мм и для снижения температуры в сердечнике ампул они должны быть максимально приближены к оболочке твэла и иметь диаметр или толщину сердечника от 0,5 до 2 мм. Кроме того, несмотря на то, что в ампулах имеются компенсационные объемы, объемные изменения ядерного топлива, находящегося вне ампул, ограничивают энерговыработку.

Основной технической задачей настоящего изобретения является создание конструкции твэла, в котором были бы устранены недостатки твэла-прототипа и можно было бы использовать ядерное топливо с массовой долей делящихся нуклидов от 20 до 100% без разбавления его на стадии приготовления смеси для изготовления таблеток или гранул или без заключения его в герметичные ампулы, повысив тем самым технологичность твэла, и увеличить энерговыработку твэла.

Решение поставленной задачи достигается тем, что в твэле ядерного реактора, состоящего из оболочки с торцевыми заглушками, сердечника с частицами ядерного топлива, имеющих массовую долю делящихся нуклидов от 20 до 100%, и контактным материалом, который при рабочих условиях находится в твердом или жидком состоянии, пропитанного компенсационного объема, внутри оболочки соосно с ней на всю длину активной части твэла размещен вытеснитель из одинакового или различного с оболочкой твэла конструкционного материала, в том числе содержащий выгорающий поглотитель, выполненный в виде стержня, имеющего постоянную или переменную по длине активной части твэла площадь поперечного сечения, составляющую от 30 до 80% площади поперечного сечения, ограниченной внутренним периметром 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.

Между оболочкой и вытеснителем помещена смесь частиц ядерного топлива в пропорциях не менее чем 2: 1 с частицами из материала, воспроизводящего ядерное топливо, или материала, содержащего выгорающий поглотитель и/или замедлитель нейтронов, и/или из инертного материала.

Помещение в твэл вытеснителя позволяет применять ядерное топливо с массовой долей делящихся нуклидов от 20 до 100% без разбавления его на стадии приготовления смеси для изготовления таблеток или гранул или без заключения его в герметичные ампулы, в результате чего исключаются операции по изготовлению и снаряжению ампул, а также их загрузки в оболочку твэла, сокращается трудоемкость работ с плутонийсодержащим материалом, а изменением площади поперечного сечения в твэлах одной ТВС и по длине активной части твэла можно профилировать энерговыделение в ТВС по ее радиусу и высоте, используя частицы ядерного топлива с одинаковым химическим, изотопным и гранулометрическим составом, что сокращает количество разновидностей партий ядерного топлива до одной.

Изготовление вытеснителя из материала, содержащего выгорающий поглотитель, позволяет также осуществлять профилирование энерговыделения в ТВС или компенсировать избыточную реактивность реактора, а применение полого вытеснителя позволяет использовать его емкость при необходимости для размещения материалов, воспроизводящих новое ядерное топливо, или материалов, поглощающих или замедляющих нейтроны, как сборник газообразных осколков деления или компенсационный объем для распухающей топливной композиции (частицы ядерного топлива плюс контактный материал) от накапливаемых в ней осколков деления.

Применение контактного материала и вытеснителя за счет теплопроводности сердечника и его утонения позволяет по сравнению с твэлом-прототипом снизить температуру сердечника в твэлах реакторов на тепловых нейтронах с 1000 - 1200^oC до 400 - 450^oC, а в твэлах реакторов на быстрых нейтронах с ~2000^oC до 700 - 800^oC.

Новый технический результат состоит в том, что снижение температуры сердечника твэла и аккумулированной в сердечнике твэла тепловой энергии позволяет повысить надежность твэлов при маневренных режимах эксплуатации и скачках мощности реактора. Кроме того, снижение температуры сердечника твэла позволяет использовать пористые частицы ядерного топлива, которые за счет пор компенсируют объемные изменения сердечника твэла от накапливаемых в нем осколков деления, и повысить за счет этого энерговыработку твэла или применять смесь таких частиц ядерного топлива в различных пропорциях с частицами, содержащими выгорающие поглотители, замедлители или воспроизводящие новое ядерное топливо материалами, а это в свою очередь дает дополнительную возможность профилирования энерговыделения в ТВС и увеличения энерговыработки твэлов.

В качестве ядерного топлива реакторов при использовании энергетического плутония целесообразно применять диоксид плутония, а оружейный плутоний (или высокообогащенный уран) целесообразно применять в виде частиц интерметаллических соединений с алюминием, изготавливаемых из слитков, полученных путем переплавки без очистки от легирующих оружейный плутоний добавок.

Материалами оболочки и заглушек могут быть сплавы на основе циркония, никеля, хрома, нержавеющие стали.

Материалами вытеснителей могут быть сплавы циркония, хрома, никеля, нержавеющие стали, алунд, пироуглерод и т.д., в том числе содержащие выгорающий поглотитель.

Контактными материалами для твэлов тепловых водо-водяных реакторов могут быть сплавы алюминия, магния, кальция, которые при рабочих условиях находятся в твердом состоянии. Для твэлов реакторов с неводяным теплоносителем в зависимости от температурного уровня сердечника твэла контактными материалами могут быть или те же материалы, или натрий и его сплавы с калием, сплавы свинца с висмутом, которые при рабочих условиях находятся в жидком состоянии.

Сопоставительный анализ заявляемого технического решения с прототипом показывает, что заявляемая конструкция твэла ядерного реактора отличается от известного решения и соответствует критерию изобретения "новизна".

Изобретение поясняется фиг. 1 - 4.

На фиг. 1 приведен твэл реактора на тепловых нейтронах, состоящий из цилиндрической оболочки 1, нижней 2 и верхней 3 заглушек. Внутри оболочки размещен вытеснитель 4, выполненный в виде полого герметичного стержня трехлопастного поперечного сечения, скрученного относительно продольной оси с постоянным шагом. В качестве дистанционирующей детали 5 используется проволока, навитая на вытеснитель с постоянным шагом в противоположном направлении скручивания вытеснителя. В образовавшемся между оболочкой и вытеснителем пространстве находится смесь частиц ядерного топлива 6 и частиц выгорающего поглотителя 7. Совмещение нижней границы активной части твэла с началом профильной части вытеснителя обеспечивается шайбой 8. Верхняя часть вытеснителя расположена в пробке 9, выполненной из частиц инертного материала. Пустоты между находящимися внутри оболочки частицами и деталями заполнены контактным материалом 10.

Вытеснитель, дистанционирующая проволока и шайба могут быть изготовлены из того же материала, что и оболочки и заглушки твэла, например, из сплавов циркония, нержавеющих сталей.

Ядерное топливо - это крупка или гранулы диоксида плутония или урана, интерметаллиды плутония или урана с алюминием с пористостью от 2 до 5%.

Материал выгорающего поглотителя - это, например, оксид гадолиния, оксид эрбия.

Контактный материал - это сплавы магния или сплавы на основе алюминия, которые при рабочих условиях будут находиться в твердом состоянии.

Неустойчивый к наружному давлению вытеснитель позволяет компенсировать объемные изменения топливной композиции от накапливаемых осколков деления в широких пределах, за счет этого может быть увеличена энерговыработка твэла.

На фиг. 2 приведен твэл реактора на тепловых нейтронах, состоящий из цилиндрической оболочки 1, нижней 2 и верхней 3 заглушек. Внутри оболочки размещен монолитный цилиндрический вытеснитель 4, имеющий по высоте разные площади поперечного сечения. Дистанционирующие детали 5 - штифты, установленные в отверстия в теле вытеснителя по спиральной линии с постоянным шагом через 120^o. В пространстве между оболочкой и вытеснителем находятся частицы ядерного топлива 6; выше активной части расположена пробка 9 из частиц инертного материала. Пустоты между гранулами, оболочкой и вытеснителем заполнены контактным материалом 10.

Вытеснитель и дистанционирующие штифты могут быть изготовлены из того же материала, что и оболочки, и заглушки твэла. Это сплавы циркония, нержавеющие стали, а при необходимости может быть использован материал, содержащий выгорающие поглотители, например, сплав на основе циркония с бором или бористая нержавеющая сталь.

Ядерное топливо - это гранулы диоксида плутония или урана с пористостью 20-30%.

Материал пробки - это оксид алюминия или оксид циркония.

Контактный материал - сплавы магния или сплавы алюминия.

Пористость частиц ядерного топлива позволяет снизить объемные изменения топливной композиции; за счет этого может быть увеличена энерговыработка твэла.

На фиг. 3 приведен твэл реактора на тепловых нейтронах, состоящий из профильной четырехлопастной оболочки 1, скрученной относительно продольной оси с постоянным шагом, нижней 2 и верхней 3 заглушек. Внутри оболочки размещен цилиндрический вытеснитель 4. Вытеснитель выполнен в виде полого герметичного стержня, внутренний объем которого может быть использован под наполнители 11, содержащие поглотители, замедлители нейтронов, или материалы, воспроизводящие новое ядерное топливо.

В пространстве между оболочкой и вытеснителем размещены частицы ядерного топлива 6; выше активной части - пробка 9 из частиц инертного материала. Пустоты между гранулами, оболочкой и вытеснителем заполнены контактным материалом 10.

В качестве материала оболочки твэла и заглушек могут быть использованы нержавеющие стали, сплавы никеля, сплавы хрома, а в качестве материала вытеснителя - нержавеющие стали, сплавы циркония.

Ядерное топливо - это гранулы диоксида плутония или урана с пористостью 20 - 30%.

Материал пробки - гранулы или крупка диоксида циркония или алюминия.

Контактный материал - сплавы магния или алюминия.

В качестве наполнителей вытеснителя при необходимости могут быть использованы: как поглотитель - оксид гадолиния, оксид эрбия, как замедлитель - оксид бериллия, гидрид циркония, как материал, воспроизводящий новое ядерное топливо, - оксиды или сплавы урана или тория.

Пористость частиц ядерного топлива позволяет снизить объемные изменения топливной композиции, а профильная форма оболочки - допускать значительные объемные изменения топливной композиции без разрушения оболочки. Это позволяет повысить энерговыработку твэла.

На фиг. 4 показан твэл ядерного реактора на быстрых нейтронах, состоящий из цилиндрической оболочки 1, верхней 2 и нижней 3 заглушек. Внутри оболочки размещен цилиндрический полый вытеснитель 4 с загерметизированным торцом в нижней части и открытым торцом в верхней части твэла. Вытеснитель центрируется в оболочке твэла с помощью дистанционирующей детали 5 в виде трехлучевых вставок. Объем между оболочкой и вытеснителем заполнен частицами ядерного топлива 6 в виде гранул с пористостью 20-30% и контактным материалом 10, находящимся при рабочих условиях в жидком состоянии. Вытеснитель своим открытым торцом находится выше уровня контактного материала.

Для вытеснителя и дистанционирующих деталей могут быть использованы те же материалы, что и для оболочек и заглушек твэлов, например нержавеющие стали, сплавы хрома.

Ядерное топливо - диоксид урана или плутония.

Контактный материал зависит от материала теплоносителя реактора - натрий или его сплав с калием, или сплав свинца с висмутом.

Пористость частиц ядерного топлива снижает объемные изменения топливной композиции, а внутренняя полость вытеснителя является газосборником для газообразных осколков деления и резервной емкостью для избытка контактного материала при вытеснении его распухающими гранулами.

Пример конкретного выполнения.

Твэл, представленный на фиг. 1, изготовлен в лабораторных условиях. Оболочка 1 диаметром 9,15х7,72 мм длиной 950 мм, заглушки 2, 3, вытеснитель 4 с толщиной стенки 0,15 мм, дистанционирующая проволока 5 и шайба 8 были изготовлены из циркониевого сплава Э-110. Сердечник состоял из смеси частиц ядерного топлива 6, крупки диоксида урана и частиц крупки спеченного оксида алюминия 7 в пропорции 4:1. В нижней части оболочки твэла находится шайба 8, фиксирующая нижнюю границу сердечника твэла на уровне начала профильной части вытеснителя. Выше сердечника находится пробка 9 из крупки спеченного оксида алюминия. Свободное пространство заполнено контактным материалом 10 - сплавом алюминия с 12% кремния. Длина сердечника 900 мм.

Изготовление вытеснителя проводилось в следующей последовательности: осадка концов трубы, профилирование, подрезка в размер, герметизация торцов, контроль герметичности, геометрических размеров и внешнего вида. Изготовление твэлов включало следующие технологические операции: подрезка трубы в размер, герметизация одного конца и контроль герметичности, установка шайбы и вытеснителя в оболочку твэлов, виброснаряжение смесью гранул, подсыпка пробки, пропитка сердечника и пробки 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.

Такой твэл сохранит свои наружные геометрические размеры при энерговыработке, в 2-3 раза большей, достигнутой в ВВЭР-1000.

Технология изготовления других конструкций твэлов аналогична приведенной выше и отличается только технологией изготовления различных вытеснителей.

При реализации твэла по заявленному изобретению могут быть использованы различные формы, размеры и геометрия вытеснителей и дистанционирующих деталей, различные конструкционные, ядерные, выгорающие и контактные материалы.

Использование твэлов по заявленному изобретению в энергетических реакторах более экономично по сравнению с твэлами, в которых используется смешанное топливо, обеспечивает увеличение энерговыработки и в большей степени удовлетворяет требованиям по экологии и радиационной безопасности.

Источники информации

1. "Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов". Книга 1. М. : Энергоатомиздат, 1995 г, с 45, 107-117.

2. "Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов". Книга 2. М.: Энергоатомиздат, 1995 г, с 19-39, 42-52.

3. А. Г. Самойлов, B.C. Волков, М.И. Солонин "Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов". М.: Энергоатомиздат, 1996 г, с 113, 129-137.

4. J. Porta, С. Aillaud, S. Baldi "Journal of Nuclear Materials", 274 (1999), p. 174-180.

5. Патент РФ N 2124767 G 21 C 3/62, 3/64, 3/20 - прототип.