Основные материалы, используемые в , включают в себя ядерное топливо, воспроизводящий материал, теплоноситель, замедлитель, конструкционные материалы, поглотители нейтронов для органов регулирования. Теплофизические свойства перечисленных материалов приведены в приложениях.
Как уже отмечалось, исходным ядерным топливом, имеющимся в природе, является уран. Он используется в различных модификациях: природный — с содержанием 235U около 0,71%, обогащенный делящимся изотопом (обогащение от нескольких до десятков процентов), металлический уран, уран в различных соединениях (обычно керамическое топливо).
Основные требования, предъявляемые к ядерному топливу, заключаются в следующем: совместимость с реакторными материалами (прежде всего с материалом оболочки и теплоносителем в случае разгерметизации оболочки), возможность достижения большой глубины выгорания без заметных изменений физических свойств.
В первых опытных реакторах использовался металлический уран как с природной смесью, так и обогащенный делящимся изотопом. Его недостаток — ограниченность по температуре и глубине выгорания. Металлический уран при температуре 667 С изменяет свою кристаллическую структуру, что сопровождается увеличением объема. При облучении нейтронами металлический уран склонен к распуханию и радиационному росту, а при выгорании ядер урана — к газовому распуханию. Все это существенно ограничивает его глубину выгорания. Увеличение размеров уранового металлического сердечника чревато разгерметизацией оболочки и контактом его с теплоносителем. Последнее неизбежно приведет к выходу радиоактивных продуктов деления в контур циркуляции теплоносителя. Кроме того, металлический уран весьма склонен к окислению при контакте с водой и воздухом. Для улучшения свойств металлического урана как ядерного топлива применяется его легирование (молибденом, ниобием, цирконием и др.). Так, сплав с 10% Mo не распухает до температуры 600 С при глубине выгорания до 2%. Достоинство металлического урана — высокая теплопроводность и его максимальное содержание в единице объема топливного сердечника.
Наибольшее распространение в качестве ядерного топлива получил диоксид урана UO2. Он совместим со многими конструкционными материалами и теплоносителями вплоть до высоких температур. Вследствие более пористой структуры по сравнению с металлическим ураном диоксид урана допускает более высокое выгорание без заметного распухания. Основной его недостаток как ядерного топлива — низкая теплопроводность, что приводит к большим градиентам температур в топливном сердечнике.
В перспективе возможно использование карбидов урана (UC и UC2). Они отличаются более высокой плотностью по сравнению с U02 и существенно более высокой теплопроводностью. Их недостаток — сравнительно высокая химическая активность со многими реакторными материалами. Карбиды урана уже нашли применение в опытных ЯЭУ с ВТГР, в которых используется так называемое матричное топливо. Матрицей служит графит с диспергированными в нем мелкими (десятки или сотни микрометров) частичками из карбида урана.
В будущем возможно использование и других соединений урана, например нитридов, силицидов. Они, так же как и карбиды, обладают повышенной плотностью и теплопроводностью, но более совместимы с реакторными материалами.
При использовании уранового топлива идет накопление вторичного топлива, источником для которого является 238U. Как уже отмечалось, при поглощении нейтронов 238U в результате ряда ядерных превращений переходит в 239Pu, который в природе не встречается.
Из облученного урана плутоний извлекается в чистом виде путем химической переработки, после чего его можно использовать в качестве исходного топлива. Его использование особенно перспективно (с точки зрения достижения максимально возможного КВ) в реакторах на быстрых нейтронах, где 239Pu загружают в активную зону, что определяет ее критичность, а воспроизводящий материал (природный или обедненный уран) размещают в зоне воспроизводства. Широкое применение плутония в качестве ядерного топлива предполагается в виде диоксида PuO2 и других соединений, подобных урановым. При этом их свойства близки к свойствам урановых соединений.
Основные требования, предъявляемые к теплоносителю
Основные требования — обеспечение достаточно эффективного теплоотвода при умеренной затрате мощности на перекачку, совместимость теплоносителя с конструкционными материалами и ядерным топливом, слабое поглощение нейтронов, а в реакторах на быстрых нейтронах — низкая замедляющая способность, термическая и радиационная стойкость, малая активация, доступность и умеренная стоимость. Чтобы удовлетворить перечисленным требованиям, выбор того или иного теплоносителя ведут с учетом свойств конструкционных материалов, а также типа ЯР. Так, в реакторах на тепловых нейтронах широко используются обычная вода и газы, а в реакторах на быстрых нейтронах — расплавленный натрий.
В реакторах на тепловых нейтронах в активной зоне размещен замедлитель. Нейтроны деления, образующиеся в процессе расщепления ядер делящегося нуклида, обладают высокой энергией (в среднем около 2 МэВ). Вероятность их взаимодействия с реакторными материалами (в том числе и с ядерным топливом) на много порядков меньше, чем тепловых нейтронов, энергия которых составляет сотые доли электрон-вольта. Поэтому в реакторах на тепловых нейтронах благодаря наличию замедлителя загрузка ядерного топлива, обеспечивающая критическую массу, намного меньше, чем в реакторах на быстрых нейтронах.
Основные требования, предъявляемые к замедлителям
Это высокая замедляющая способность и слабое поглощение нейтронов. Первому требованию удовлетворяют в той или иной мере материалы с малым массовым числом, а второму — вода (обычная и тяжелая), графит, бериллий, оксид бериллия. Лучшей замедляющей способностью обладает обычная вода, однако она заметно поглощает нейтроны. Вследствие этого ее коэффициент замедления, равный отношению замедляющей способности к сечению поглощения нейтронов, сравнительно невелик. Наивысший коэффициент замедления имеет тяжелая вода. Несколько уступает тяжелой воде графитовый замедлитель. С нейтронно-физической точки зрения хорошим замедлителем является бериллий. Его использование обеспечивает дополнительную генерацию нейтронов за счет реакций (a, n) и (у, n). Однако из-за высокой стоимости, токсичности, химической активности при контакте с водой в энергетических реакторах бериллий не используется.
Требования, предъявляемые к конструкционным материалам активной зоны.
Материалы, предназначенные для оболочек твэлов, дистанционирующих устройств, корпусов ТВС и технологических каналов ( металлы и их сплавы), должны иметь низкое сечение поглощения нейтронов, необходимую механическую прочность, высокую теплопроводность, обладать высокой радиационной и коррозионной стойкостью, быть совместимыми с ядерным топливом и теплоносителем.
Сравнительно слабо поглощают нейтроны и удовлетворяют перечисленным выше требованиям алюминий, магний, цирконий и их сплавы. Однако их применение ограничено температурным уровнем. С повышением температуры их механическая прочность ухудшается и повышается коррозионная активность. Для алюминиевых сплавов предел по температуре особенно низок и составляет 200—250 С. Сплавы магния сохраняют удовлетворительные свойства в контакте с газовым теплоносителем до температуры, несколько превышающей 400 С. В контакте с водным теплоносителем сплав магния нестоек и поэтому не используется. В водоохлаждаемых реакторах преимущественно применяются циркониевые сплавы, сохраняющие свои характеристики до 400 С. В реакторах с более высокой рабочей температурой теплоносителя используются аустенитпые нержавеющие стали. Наконец, в высокотемпературных реакторах с гелием в качестве теплоносителя основным конструкционным материалом является графит.
Для стержней регулирования применяются материалы, сильно поглощающие нейтроны. К ним относятся изотопы бора, гафния, кадмия и некоторые редкоземельные элементы. Широкое применение получили борсодержащие материалы, например бористая сталь с массовым содержанием бора до 3% или карбид бора в виде спрессованного порошка в оболочке. При поглощении нейтронов изотопом бора идет реакция (n, a) и вся энергия а-частиц рассеивается в стержне в виде тепловой энергии. Гафний и кадмий поглощают нейтроны с образованием у-квантов, энергия которых только частично рассеивается в самом стержне, что определяет меньшее тепловыделение по сравнению с борсодержащими поглотителями.
Корпуса реакторов и другие внутрикорпусные устройства, расположенные вне активной зоны, изготовляются из специальных нержавеющих сталей перлитного и аустенитного классов. Наряду с металлическими корпусами получили применение прочноплотные корпуса из предварительно напряженного железобетона (ПНЖБ).
Основным материалом для биологической защиты вне корпуса реактора служит тяжелый бетон. Нейтронная защита внутри корпуса реактора с интегральной компоновкой оборудования первого контура состоит обычно из стальных борированных листов, болванок и труб, заполненных графитом.