Основные принципы проектирования твэлов

Разработка конструкции твэлов сводится к отысканию оптимальных решений, позволяющих обеспечить сочетание высоких экономических показателей всего топливного цикла с максимальной безопасностью и надежностью реактора в эксплуатации.

Разработка конструкции должна вестись в направлении выбора наилучших видов топлива, создания новых или усовершенствованных конструкционных материалов с высокой радиационной стойкостью и определения оптимальных конструкторских решений, обеспечивающих достижение высокой энерговыработки. При этом большое значение надо придавать технологическим возможностям изготовления твэлов, поскольку важным критерием в оценке совершенства конструкции твэла является ее технологичность. Последнее обстоятельство становится особенно важным при использовании в твэлах уран-плутониевого топлива, требующего обязательного применения высокопроизводительных дистанционных и автоматизированных технологических процессов.

Отыскание оптимальных конструкторских решений связано с решением следующих основных задач:

1. Выбор оптимальной формы и определение геометрических размеров твэла.
2. Разработка оптимального способа дистанционирования, обеспечивающего надежную работу твэла, несложную упаковку их в ТВС и приемлемые гидравлические характеристики активной зоны.
3. Установление оптимальной пористости внутри твэла, необходимой для компенсации объемных изменений топливного сердечника при глубоких выгораниях. Рациональное распределение этой пористости, обеспечивающее максимальную разгрузку оболочки от механического воздействия со стороны топливного сердечника.
4. Определение оптимальных режимов эксплуатации и ресурса работы твэла, обеспечивающих сочетание высокой эксплуатационной надежности и безопасности реакторной установки с приемлемыми экономическими характеристиками всего топливного цикла.

Форма твэла должна обеспечить достаточную емкость по топливному материалу при максимально возможном развитии поверхности теплообмена.

При выборе формы твэла, как правило, рассматривают четыре основных критерия, по которым оценивается приемлемость той или иной формы: допустимая энерговыработка, допустимая плотность энерговыделения, возможность обеспечения приемлемого с точки зрения физики и теплогидравлики соотношения между долей топлива в активной зоне и долей теплоносителя, технологичность. Причем существенное, а часто решающее значение для энергетических реакторов на быстрых нейтронах имеет значение допустимой энерговыработки.

Форма твэлов, обеспечивающая минимум температурного перепада в сердечнике и минимальные термические напряжения, позволяет добиться максимальной плотности энерговыделения. Если учитывать только это обстоятельство, то при прочих равных условиях пластинчатая и трубчатая с двухсторонним охлаждением формы твэлов смогут обеспечить съем более высоких удельных мощностей, чем стержневая цилиндрическая форма. Однако пластинчатая форма твэла практически не пригодна для твэлов, проектируемых на глубокое выгорание топлива, так как наличие внутреннего давления ГПД и противодействие напряжениям, возникающим от взаимодействия топливного сердечника с оболочкой твэла, требуют в твэлах такой формы иметь оболочки со значительно большими толщинами стенок, чем для твэлов стержневой цилиндрической формы. Это обстоятельство существенно сказывается на КВ. Кроме того, пластинчатые твэлы механически мало устойчивы, и вероятность выхода их из строя вследствие термических, вибрационных и других механических нагрузок выше, чем для цилиндрических стержневых твэлов. Изготовление большого числа тонких пластинчатых твэлов в технологическом отношении также сложнее, чем изготовление твэлов цилиндрической формы.

Технология изготовления многослойных трубчатых твэлов с двухсторонним охлаждением также затруднительна, при этом известную сложность представляет надежная заделка концов трубок. При использовании твэлов такой формы усложняется упаковка твэлов в ТВС, условия теплопередачи и гидравлики активной зоны. Из-за указанных недостатков твэлы пластинчатой формы и твэлы в виде многослойных труб с двухсторонним охлаждением для энергетических реакторов на быстрых нейтронах не применяются.

Из-за сравнительно простой технологии изготовления, достаточной емкости по топливному материалу и возможности реализовать требуемую поверхность теплосъема за счет уменьшения диаметра твэлы стержневой цилиндрической формы нашли доминирующее распространение и в настоящее время применяются во всех действующих в мире энергетических реакторах на быстрых нейтронах. Их использование намечено и во всех строящихся и проектируемых АЭС с реакторами на быстрых — нейтронах. Однако следует отметить, что применение стержневых твэлов диаметром менее 5 мм мало оправдано вследствие сложности процесса их изготовления и повышенного расхода труб.

Обеспечение надежных эксплуатационных характеристик твэлов связано с решением еще одной важной задачи — отыскания оптимального конструкторского решения, позволяющего обеспечить надежное дистанционирование твэлов на протяжении всей кампании. Дело в том, что в современных энергетических реакторах на быстрых нейтронах малая пористость по теплоносителю (25-30 %) сочетается с высокими тепловыми нагрузками и значительным подогревом теплоносителя в активной зоне (около 200-250 °С). Поэтому даже сравнительно небольшое сближение твэлов в ТВС может привести к недопустимому перегреву оболочки, а касание твэлов между собой — к их расплавлению или прожогу оболочки. В связи с этим при создании активных зон реакторов на быстрых нейтронах особое внимание уделяется разработке надежного дистанционирования твэлов.

На начальных этапах проектирования экспериментальных и опытных реакторов на быстрых нейтронах рассматривались самые различные способы дистанционирования: решетки; проволока, навиваемая на оболочку; использование ребристых оболочек; применение устройств в виде цилиндрических или фигурных колец, припаиваемых к оболочке, и др. Это связано с тем, что вопрос о выборе оптимального способа дистанционирования решается в зависимости от значения пористости в реакторе по теплоносителю. На этапе, когда реакторы на быстрых нейтронах в разных странах находились на стадиях проектных и экспериментальных проработок, составы их активных зон сильно различались. Для реакторов с пористостью по теплоносителю в пределах 40-45 % рассматривался способ дистанционирования твэлов в ТВС при помощи решеток. Этот способ дистанционирования был реализован, в частности, в демонстрационном реакторе PFR (Великобритания). Для реакторов с малой пористостью по теплоносителю (около 30 %) такое решение не является оптимальным. Это объясняется тем, что требуемое количество дистанционирующих решеток по длине твэла увеличивается с уменьшением расстояния между ними. При этом резко возрастает гидравлическое сопротивление активной зоны и повышается доля конструкционных материалов в ней. Конструкции ТВС получаются сложными и нетехнологичными.

К середине шестидесятых годов в странах, занимавших лидирующие в мире позиции в области разработки АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (наша страна, Франция, США), были выработаны принципиальные концепции промышленных . реакторов на быстрых нейтронах, завершены разработки и начато строительство первых демонстрационных и полупромышленных реакторов на быстрых нейтронах (БН-350, БН-600, «Феникс», FFTF). На основании накопленного к этому времени опыта в исследовательских реакторах (БР-5, БОР-бО, EBR-II, «Рапсодия»), проведенного комплекса экспериментальных и расчетных работ и технико-экономических исследований было установлено, что в промышленном реакторе на быстрых нейтронах значение пористости по натриевому теплоносителю в активной зоне должно быть около 30- 35 %. При диаметре оболочек 6,5-7,5 мм такой доле теплоносителя соответствует относительный шаг расположения твэлов в ТВС 1,1-1,15. С учетом допусков на наружный диаметр оболочечных труб и допусков на геометрические размеры шестигранных труб размеры тех или иных дистанционирующих элементов должны быть в пределах 0,6-1,2 мм.

При таких малых расстояниях между твэлами практически приемлемыми являются только два способа дистанционирования твэлов в ТВС: с помощью проволоки, навиваемой на оболочку твэла с определенным шагом, и при помощи оболочек, имеющих спиральные ребра.

Дистанционирование твэлов с помощью провлоки осуществлено в активных зонах отечественных реакторов БР-5, БР-10, БОР-бО, БН-350, БН-600;. «Рапсодия», «Феникс», «Суперфеникс» (Франция); EBR-П, FFTF (США) и др. Для очень малой пористости по теплоносителю, когда расстояние между твэлами менее 1 мм, а скорость натриевого теплоносителя достаточно высокая (более 7-8 м/с), нашими специалистами было рекомендовано использовать для дистанционирования проволоку не круглого сечения, а эллиптического, что позволило увеличить площадь сечения проволоки и тем самым снизить напряжения, возникающие в ней в рабочих условиях от динамического воздействия натриевого теплоносителя. В таблице ниже представлены данные по способам дистанционирования, используемым в действующих экспериментальных и демонстрационных промышленных реакторах на быстрых нейтронах и для сравнения приводятся данные по составу активных зон этих реакторов.

Способы дистанционирования твэлов в активных зонах различных реакторов

На начальной стадии разработки твэлов для отечественных реакторов БН-350, БОР-6О, а также французского экспериментального реактора «Рапсодия» рассматривались и исследовались оба указанных выше способа дистанционирования. При этом рассматривалась возможность использования ребристых труб для дистанционирования как по системе «ребро по оболочке», так и по системе «ребро по ребру». Ребристые трубы использовались до 1985 г. для оболочек твэлов боковой зоны воспроизводства реакторов БН-350 и БН-600. В исследовательских целях ребристые оболочки применялись также и для части твэлов первых загрузок активной зоны реактора БОР-60. Проводились экспериментальные исследования с ребристыми оболочками применительно к твэлам реактора «Рапсодия».

При дистанционировании также используются редукторы. Купить редуктор в Ижевске можно перейдя по ссылке.

Основное преимущество ребристых оболочек заключается в том, что ребро как дистанционирующий элемент надежнее, чем проволока. В особенности это преимущество проявляется при очень малых относительных шагах расположения твэлов в пакете, когда диаметр дистанционирующей проволоки мал. Однако если рассматривать работоспособность твэла в целом, то гладкая оболочка имеет следующие преимущества перед ребристой. Напряжения, возникающие в гладкой оболочке от давления газообразных продуктов деления, ниже, чем в ребристой. В ребристой оболочке, находящейся под действием внутреннего давления в месте сопряжения ребра с телом трубы, возникают дополнительные напряжения, обусловленные переходом от одного сечения к другому. При этом коэффициент концентрации напряжений из-за наличия ребер достигает примерно 1,4-1,5 для труб, у которых соотношение между высотой ребра и толщиной стенки оболочки равно 1,2-1,5. Ребра являются концентраторами и для термических напряжений, возникающих в оболочках от теплового потока. Дистанционирование по системе «ребро по ребру» требует очень жестких допусков на изготовление твэлов и сборку ТВС. В противном случае появляется возможность сближения твэлов в точках касания на высоту ребра, что приводит к недопустимым перегревам оболочки. Учитывая тяжелые условия работы оболочек твэлов реакторов на быстрых нейтронах, видим, что указанные соображения явились веским аргументом в пользу гладких оболочек с навитой проволокой.

Значительное накопление продуктов деления в твэлах реакторов на быстрых нейтронах (в 2,5-3 раза больше, чем в реакторах на тепловых нейтронах) приводит к более существенному увеличению объема топливного сердечника и высокому выходу осколочных газов под оболочку твэла. При этом напряжения, возникающие в оболочках вследствие внутреннего давления газов и механического воздействия распухающего сердечника, могут быть причинами существенного изменения геометрических размеров оболочки и приводить к снижению ресурса работы твэла. Разгрузка оболочки от давления газа осуществляется за счет создания в твэле компенсационного объема. Такой объем,. как правило, создается в нижней части твэла. Из-за высокого подогрева теплоносителя в активной зоне такое конструкционное решение является оптимальным. Для компенсации объемного изменения топливного сердечника и снижения напряжений в оболочке от его распухания требуется создание во внутритвэльном объеме определенной пористости, которая определяется свойствами топливных и конструкционных материалов, используемых в твэлах.

Достижение выгорания около 12-15 % тяжелых атомов . в твэлах с сердечником в виде спеченных таблеток из UO2 или UO2-PUO2 требует пористости не менее 20 %. Для твэлов с металлическим сердечником (сплавы на основе урана и плутония) при выгораниях 8-10 % тяжелых атомов требуемое значение пористости должно быть не менее 30- 35 %. На основании накопленного к настоящему времени в нашей стране опыта по облучению в реакторах на быстрых нейтронах твэлов с карбидным и нитридным уран-плутониевым сердечником можно рекомендовать пористость не менее 20 % для достижения в твэлах энерговыработки около (80÷90)*10³ МВт*сут/т U(Pu). При этом максимальная рабочая температура карбидного или нитридного сердечника не должна превышать 1350-1400 °С. Выше этой температуры распухание карбидного и нитридного топлива сильно возрастает, и для компенсации объемных изменений требуется пористость примерно в 1,5-2 раза выше, что снижает экономические характеристики активных зон с таким видом топлива, и оно становится не конкурентоспособным в сравнении с оксидным.

Конструкционно вопрос о распределении пористости в твэлах может решаться различными способами. В твэлах с металлическим сердечником, как правило, необходимая пористость обеспечивается зазором между оболочкой и сердечником, который заполняется натрием. В этом случае твэл должен иметь полость для компенсации вытесняемого из кольцевого зазора натрия и для снижения давления внутри твэла от ГПД, значительный выход которых из топлива реализуется после образования сквозной пористости (трещинообразование) по достижении высоких выгораний. Для твэлов с карбидным или нитридным сердечником, имеющих натриевый подслой, необходимый объем пустот также наиболее легко обеспечивается зазором между оболочкой и топливом. Пористость в карбидных или нитридных твэлах с газовым зазором может быть обеспечена за счет использования таблеток с низкой плотностью или таблеток с высокой плотностью, имеющих центральное отверстие.

Для твэлов с оксидным сердечником, проектируемых на глубокое выгорание (10 % тяжелых атомов и более), в нашей стране выбрано и обосновано расчетно-экспериментальными исследованиями следующее конструкционное решение по распределению пористости внутри твэла. Сердечник твэлов набирается из спеченных таблеток, имеющих центральное отверстие. Пористость спеченных таблеток устанавливается в пределах от 3 до 6 %. Площадь центрального отверстия составляет 8-10 % общей площади топливного сердечника. Сборочный диаметральный зазор определяется допусками на изготовление труб и таблеток и примерно равен 0,1-0,4 мм при диаметре твэлов около 7 мм. Накопленный к настоящему времени массовый опыт по промышленному производству твэлов и по их радиационной стойкости в условиях отечественных реакторов БН-350 и БН-600 показал, что такое распределение пористости является оптимальным как для промышленного производства, так и для достижения высоких эксплуатационных характеристик твэлов с оксидным сердечником. На рис. 10.7 представлена унифицированная конструкция твэла реакторов БН-350 и БН-600.