Нещодавно у себе в блозі я вже розповідав, як і де виробляють найдорожчий метал у світі – Каліфорній-252. Але виробництво цієї супердорогої субстанції – не єдине заняття Науково-дослідного інституту атомних реакторів (НДІАР) у Димитровграді. У науковому центрі з 70-х років діє Відділення паливних технологій, де займаються розвитком екологічно чистих способів одержання гранульованого оксиду урану та переробки вже опроміненого ядерного палива (у тому числі і збройового плутонію).

Крім цього, там же виготовляють і тепловиділяючі зборки (ТВЗ) - пристрої, призначені для отримання теплової енергії в реакторі за рахунок ядерної реакції, що керується. По суті це батарейки для реактора. Про те, як і з чого їх роблять, я хочу розповісти в цій статті. Ми заглянемо в саме нутро гарячої камери з високим рівнем радіації, подивимося, як виглядає ядерне паливо оксид урану, і дізнаємося, скільки може коштувати склопакет у не зовсім звичайному вікні.

Я не буду вдаватися до деталей пристрою і принципу роботи ядерного реактора, але для полегшення розуміння уявіть собі побутовий водонагрівач, в який надходить холодна, а витікає гаряча вода, і нагріває її електрична спіраль (ТЕН). У ядерному реакторі немає електричної спіралі, а є ТВС - довгі шестигранники, що складаються з безлічі тонких металевих трубок - тепловиділяючих елементів (твел), в яких знаходяться таблетки із спресованого оксиду урану.

(джерело фото - sdelanounas.ru)

За рахунок постійного розподілу ядер урану і виділяється велика кількість тепла, яке нагріває воду або інший теплоносій до високої температури. А далі за схемою:

(джерело - lab-37.com)

Зазвичай ТВС є шестигранний пучок тепловиділяючих елементів довжиною 2,5-3,5 м, що приблизно відповідає висоті активної зони реактора. Виготовляють ТВС із нержавіючої сталі або сплаву цирконію (для зменшення поглинання нейтронів). Тепловиділяючі елементи (тонкі трубки) збираються в ТВС для спрощення обліку та переміщення ядерного палива в реакторі. В одній ТВС зазвичай міститься 18-350 тепловиділяючих елементів. В активну зону реактора зазвичай міститься 200-1600 ТВС (залежить від типу реактора).

Ось так виглядає кришка реактора (котла), під якою у вертикальному положенні знаходяться ТВС. Один квадратик – одне складання. Одна збірка - приблизно 36 трубок (для реактора РБМК, який і зображений на фото нижче, інших реакторах - трубок більше, але менше збірок).

(джерело фото - visualrian.ru)

А ось так влаштована трубка твела, з яких складаються ТВС:

Пристрій твела реактора РБМК: 1 - заглушка; 2 - пігулки діоксиду урану; 3 - оболонка з цирконію; 4 - пружина; 5 - втулка; 6 - наконечник.

Твели (трубки) та корпус ТВС:

І все було б чудово, якби чарівні пігулки оксиду урану не розкладалися на інші елементи у процесі ядерної реакції. Коли це відбувається, реактивність реактора слабшає, і ланцюгова реакція сама припиняється. Вона може бути відновлена ​​лише після заміни урану в активній зоні (Твел). Все, що накопичилося у трубках, необхідно вивантажити з реактора та поховати. Або переробити для повторного використання, що більш привабливо, тому що в ядерній промисловості всі прагнуть безвідходного виробництва і регенерації.
Реції. Навіщо витрачати гроші на зберігання ядерних відходів, якщо можна змусити їх, навпаки, заробляти ці гроші?

Ось у цьому відділенні НДІАР і займаються технологіями регенерації відпрацьованого ядерного палива, розділяючи радіоактивний гній на корисні елементи та те, що вже ніколи й ніде не знадобиться.

Для цього найчастіше використовуються хімічні методи поділу. Найпростіший варіант - це переробка в розчинах, проте цей метод дає найбільшу кількість рідких радіоактивних відходів, тому ця технологія була популярна лише на початку ядерної ери. В даний час у НДІАР удосконалюються так звані "сухі" способи, в процесі яких виходить набагато менше вже твердих відходів, які набагато простіше утилізувати, перетворюючи на склоподібну масу.

В основі всіх сучасних технологічних схем переробки відпрацьованого ядерного палива лежать екстракційні процеси, які називають П'юрекс-процесом (від англ. Pu U Recovery EXtraction), який полягає у відновній реекстракції плутонію із суміші урану з його продуктами поділу. Плутоній, виділений при переробці, може бути використаний у вигляді палива у суміші з оксидом урану. Це паливо має назву МОКС (англ. Mixed-Oxide fuel, MOX). Його отриманням також займаються у НДІАР, у Відділі паливних технологій. Це є перспективне паливо.

Всі дослідження та виробничий процес виконуються операторами дистанційно, у закритих камерах та захисних боксах.

Виглядає це приблизно так:

За допомогою таких електромеханічних маніпуляторів оператори керують спеціальним обладнанням в "гарячих" камерах. Від високої радіоактивності оператора відокремлює лише свинцеве скло метрової товщини, що складається з 9-10 окремих пластин, товщиною 10 см.

Вартість тільки одного скла можна порівняти з вартістю квартири в Ульяновську, а вся камера оцінюється майже в 100 млн. рублів. Під дією радіації скла поступово втрачають свою прозорість і вони потребують заміни. Чи зможете на фото розглянути "руку" маніпулятора?

Щоб навчитися віртуозно керувати маніпулятором, потрібні роки тренувань та досвіду. Адже з їх допомогою іноді потрібно виконувати операції з розряду відкручування та закручування маленьких гайок усередині камери.

На столі, в залі гарячих камер, можна побачити зразки ядерного палива в скляних капсулах. Багато гостей лабораторії постійно косяться на цю валізку і бояться підходити ближче. Але це лише муляж, хоч і дуже реалістичний. Саме так виглядає двоокис урану, з якого роблять чарівні паливні пігулки для твелів – блискучий порошок чорного кольору.

У діоксиду урану немає фазових переходів, він менш схильний до тих небажаних фізичних процесів, які відбуваються з металевим ураном при високих температурах активної зони. Діоксид урану не взаємодіє з цирконієм, ніобієм, нержавіючої сталлю та іншими матеріалами, з яких виготовлені ТВС та трубки твелів. Ці властивості дозволяють застосовувати його в ядерних реакторах, отримуючи високі температури та, отже, високий ККД реактора.

Пульт керування маніпулятором трохи іншої модифікації. У цій камері немає стекол, тому спостерігається за допомогою встановлених усередині камер.

Що це?! Людина у "гарячій" камері?! Але...

Нічого страшного, це "чиста" камера. Під час технічне обслуговуваннярівень радіації у ній не перевищує допустимих значень, тому в неї можна працювати навіть без спеціальних засобіврадіозахисту. Зважаючи на все, саме в цій камері і роблять остаточне складання ТВС із вже заряджених урановими пігулками твелів.

За такого не дуже затишного сусідства з відкритим ядерним паливом рівень радіації в лабораторії не перевищує природних значень. Усе це досягається рахунок жорсткої техніки радіаційної безпеки. Люди десятиліттями працюють операторами без шкоди здоров'ю.

Винахід відноситься до галузі атомної енергіїі може бути використане для виготовлення твелів енергетичних реакторів. Технічним завданням цього винаходу є створення конструкції твела, в якій може бути використаний плутоній або високозбагачений уран у вигляді сплавів або діоксидів без розведення їх збідненим або природним ураном або торієм при забезпеченні необхідного завантаження, співвідношення ділимих і відтворювальних нуклідів, збільшення ресурсу у тому числі в аварійних ситуаціях. У твелі частина сердечника з масовою часткою діляться нуклідів від 200 до 100% укладена в одну або кілька герметичних ампул різної геометричної форми, виконаних з однакового або різного з оболонкою конструкційного твела матеріалу. В ампулах є вільний обсяг для компенсації розпухання ядерного палива та збору газоподібних уламків розподілу. У решті сердечника твела розміщено ядерне паливо з масовою часткою ділимих нуклідів від 0,715% та відтворюючих нуклідів від 0,01 до 100%. 5 з.п.ф-ли, 4 іл.

Винахід відноситься до атомної техніки і може бути використане при виготовленні тепловиділяючих елементів (Твел) з ядерним паливом з плутонію або високозбагаченого урану для енергетичних реакторів на теплових нейтронах. У світовій атомній енергетиці працюють реактори на теплових та швидких нейтронах, проте 85% електроенергії всіх АЕС виробляється у легководних реакторах на теплових нейтронах, у більшості з яких застосовуються стрижневі твели контейнерного типу. Такі твели являють собою циліндричну металеву оболонку діаметром 7 - 15 мм з торцевими заглушками, всередині якої поміщений сердечник у вигляді таблеток або віброущільнених гранул з діоксиду урану або суміші діоксидів урану і плутонію, при цьому, як правило, масова частка нуклідів уран-2 плутоній-239 та плутоній-241 становить менше 6% від сумарного вмісту урану та плутонію в ядерному паливі. У твелах є вільний обсяг для компенсації об'ємних змін ядерного палива та збору газоподібних уламків поділу. Для зниження температурного рівня сердечників твелів іноді таблетки роблять отвори, заповнюють вільні обсяги гелієм або легкоплавкими матеріалами, наприклад натрієм, сплавом натрію з калієм, сплавом свинцю з вісмутом та ін /1/. Крім твелів контейнерного типу, в ядерних енергетичних реакторах, і, ще більшою мірою, дослідних реакторах , застосовуються твели дисперсійного типу, що відрізняються тим, що їх сердечник складається з частинок ядерного палива, рівномірно розподілених в інертній матриці. Така структура сердечника твела локалізує в частках ядерного палива і прилеглих до них тонких шарів матриці уламки розподілу, тому в твелах відсутня вільний обсяг для збору газоподібних уламків розподілу /2/. Твели контейнерного типу прості у виготовленні та надійно працюють на стаціонарних рівнях потужності реактора протягом 2-, 3- та рідше 4-річної кампанії при високому коефіцієнті конверсії нового ядерного палива (до 0,5). Енерговироблення таких твелів обмежена об'ємними змінами ядерного палива від накопичуваних осколків поділу, масопереносом ядерного палива з гарячої (до 2000 o C) в холодну зону (близько 300 o C), корозійним впливом агресивних осколків поділу на оболонку, а маневрування оболонці та сердечнику, пов'язаними з відмінністю їх температурних рівнів та коефіцієнтів термічного розширення матеріалів. Крім того, високий температурний рівень сердечника твела, акумульована в ньому теплова енергія та залишкове тепловиділення в аварійних ситуаціях можуть призводити до пропалювання оболонки. Незалежно від причини розгерметизації твзла, випадкова, вичерпання ресурсу твела або аварійна ситуація, що виділилися з ядерного палива уламки поділу потрапляють у теплоносій, при цьому його радіоактивність може перевищити гранично допустимі значення. У дисперсійних твелів при хорошій теплопровідності матриці, що забезпечує надійний тепловий контакт між ядерним паливом і оболонкою, істотно знижений температурний рівень сердечника твела, наприклад, перепад температур у сердечнику з матрицею з алюмінієвого сплаву в твелі реактора ВВЕР-1000 може бути знижений приблизно на півтора порядку з 1500 o C до 100 o C). Це дозволяє успішно експлуатувати твели в маневрених режимах, зробити їх менш безпечними в аварійних ситуаціях, а в разі розгерметизації твела знизити рівень забруднення теплоносія, оскільки він контактуватиме з ядерним паливом тільки в місці дефекту. Крім того, при низьких температурах ядерне паливо менше піддається об'ємним змінам від накопичуваних осколків розподілу і з'являється можливість застосування інших видів ядерного палива, наприклад силіциду урану, сплаву урану з молібденом та ін. Проте менша концентрація в сердечнику дисперсійного твела ядерного пального вимагає збільшення нукліда, що зменшує коефіцієнт конверсії нового ядерного палива. Енерговироблення дисперсійних твелів обмежена допустимим збільшенням діаметра твела або допустимою деформацією матеріалу оболонки. В результаті орієнтації світової атомної енергетики на легководні реактори з твелами контейнерного типу та діоксидним паливом накопичилося кілька сотень тонн плутонію, що має поліізотопний склад з масовими числами 238, 239, 240, 241 та 242. З'явилася проблема зберігання плутонію та його подальший. Найефективніше застосування плутонію як ядерне паливо в реакторах на швидких нейтронах, проте їх кількість у світі обмежена, а програма будівництва нових реакторів затримується на кілька десятиліть. До проблеми використання поліізотопного плутонію додалася проблема якнайшвидшого знищення вивільненого урану і плутонію в результаті роззброєння. Найбільш поширеним рішенням використання плутонію в реакторах на теплових нейтронах є розведення його збідненим або природним ураном, оскільки для реакторів на теплових нейтронах масова частка плутонію має бути близько 5%. Таке паливо отримало назву уран-плутонієве або змішане паливо. Слід зазначити, що у реакторах на теплових нейтронах діляться лише непарні ізотопи плутонію. Ізотоп плутонію-241, концентрація якого в поліізотопному плутонії досягає 14% мас., має період напіврозпаду близько 14 років, утворюючи при цьому америцій 241 з жорстким гамма-випромінюванням, що ускладнює роботу з поліізотопним плутонію при його тривалому зберіганні. Крім того, зазнають втрат енергетичного плутонію (за 10 років близько 9%). На відміну від поліізотопного плутонію, збройовий плутоній, в основному, містить ізотоп-239 і може вважатися моноізотопним. Основною складністю у виготовленні змішаного діоксидного ядерного палива є створення гомогенної суміші діоксидів плутонію та урану, з якої пресують пігулки. Розглядається також можливість і доцільність використання мікросферичного діоксидного змішаного палива або безпосередньо для виготовлення твелів з віброущільненим сердечником, або для виготовлення таблеток. Перевага використання мікросфер перед порошками полягає у зручнішій формі для звернення на всіх стадіях технологічного процесу та істотно меншому пилеутворенні, що забезпечує більш безпечну роботуоператорів. Технологія виготовлення таблеток із порошків, що містять близько 5% діоксиду плутонію, спорядження твелів таблетками або мікросферами зі змішаного діоксидного палива та конструкції твелів аналогічні до уранового палива. Однак є принципова відмінність в організації виробництва з виробництва твелів зі змішаним діоксидним ядерним паливом, особливо при використанні поліізотопного плутонію. Для створення нормальної радіаційної обстановки в виробничих приміщенняхвсе обладнання необхідно розміщувати в надійно герметичних камерах, а весь технологічний процес повинен бути максимально автоматизований, включаючи операції контролю. Все це призводить до подорожчання виготовлення твелів. Найбільш близькою до заявляється конструкції твела є конструкція твела контейнерного типу. Твел складається з циліндричної оболонки і торцевих заглушок, виконаних зі сплаву на основі цирконію, всередині якої розміщений сердечник у вигляді спечених таблеток з уранового діоксидного або змішаного палива з вмістом ділимих ізотопів близько 5% мас. та вільний обсяг для компенсації його розпухання та збору газоподібних уламків поділу. Для покращення передачі тепла від ядерного палива до оболонки внутрішній вільний об'єм заповнений гелієм /1, стор 45/. Недоліком такого твела зі змішаним паливом є подорожчання виготовлення твела в 4-5 разів порівняно з твелом з урановим паливом, пов'язане із забезпеченням гомогенності суміші діоксидів та пресуванням таблеток при дотриманні вимог щодо радіаційної безпеки та правил санітарії. Слід також відзначити, що для приготування суміші з 5% діоксиду плутонію доводиться переробляти в 20 разів більше матеріалів, що містять плутоній. Основним технічним завданням цього винаходу є створення конструкції твела для енергетичних реакторів на теплових нейтронах, в якій можна було б використовувати як ядерне паливо полі- або моноізотопний плутоній або уран з масовою часткою ділимих нуклідів до 100%. На відміну від відомої конструкції твела контейнерного типу, сердечник якого складається з гомогенної суміші діоксидів урану і плутонію, рішення поставленої технічної задачі досягається укладенням частини сердечника твела з масовою часткою ділимих нуклідів від 20 до 100% в одну або кілька герметичних ампул з однакового чи різного з оболонкою твела конструкційного матеріалу. В ампулах є вільний обсяг для компенсації розпухання ядерного палива сердечника ампули та збору газоподібних уламків розподілу. У решті сердечника твела розміщено ядерне паливо з масовою часткою ділимих нуклідів до 0,715% та відтворюючих нуклідів від 0,01 до 100%. Для забезпечення тепловідведення від ампул та ядерного палива сердечника твела порожнечі, утворені ампулами та ядерним паливом усередині оболонки твела, заповнені контактним матеріалом. Технічний результат, що досягається заявляється винаходом, полягає в тому, що, крім скорочення трудомісткості та обсягу перероблюваних плутонійсодержащих матеріалів, введення в сердечник твела ампул, всередині яких зосереджено більше 70% уламків поділу, і контактного матеріалу, що знижує температурний рівень сердечника твела твела в маневрених режимах роботи реактора, створює додатково два ступені захисту для основного джерела радіоактивності при розгерметизації твела, що робить менш небезпечним твел в аварійних ситуаціях. Пропонована конструкція твела дозволяє підвищити його енерговироблення, оскільки швидкість і величина об'ємних змін частини осердя твела з відтворюючими нуклідами будуть істотно зменшені в порівнянні з осердям твела старої конструкції зі змішаного палива, так як об'ємні зміни сердечників ампул, в яких накопичується основна частина осколків поділу, в ампулах, до того ж сердечник твела має значно меншу робочу температуру. Пропоноване технічне рішення дає можливість варіювання конструкціями та матеріалами ампул, матеріалами та формою ядерного палива сердечників ампул і твела, співвідношенням кількості ділимих та відтворювальних нуклідів, застосуванням у сердечниках ампул і твела однакових або різних контактних матеріалів, застосуванням, при необхідності, у сердечниках і в конструкційному матеріалі ампул поглиначів, що вигоряють, застосуванням в ампулах гетерів. У паливних сердечниках ампул найдоцільніше застосовувати ядерне паливо у вигляді частинок довільної (крупка) або повторюваної (гранули) форми з діоксиду плутонію або у вигляді дроту, стрічок або гранул із сплавів плутонію з галієм при використанні моноізотопного плутонію, а в сердечнику тел або сплави урану або торію, наприклад, діоксиди, силіциди, нітриди, сплав урану з 9% молібдену та ін., при цьому геометрична форма та розміри ядерного палива в сердечниках ампул і сердечнику твела можуть бути однаковими, наприклад, крупка-крупка, гранули- гранули або різними, наприклад, крупка-гранули, гранули-блочки тощо. Конструктивно ампули можуть бути виконані у вигляді куль, дисків, кілець, багатогранних або фігурних пластин, прямих, скручених щодо поздовжньої осі або навитих у вигляді різних спіралей стрічок або стрижнів з круглим, овальним, трикутним, квадратним, прямокутним, багатогранним, три- або багатопелюстковим або іншим поперечним перерізом, у тому числі з ребрами для самодистанціювання в сердечнику твела. Паливний осердя ампул по довжині може відповідати або бути кратним довжині осердя твела. Компенсаційний обсяг ампул може повністю перебувати в сердечнику твела або частково винесений за його межі з тією ж чи зміненою геометрією ампули. Крім того, у компенсаційному обсязі може бути розміщений гетер. При необхідності нерівномірного завантаження ізотопів, що діляться, по довжині сердечника твела її можна забезпечити кількістю і кроком розташування ампул, завантаженням ядерного палива в ампули з довжиною сердечників, кратної довжині сердечника твела, і змінним поперечним перетином, кроком скручування або навивки спіралі при довжині сердечників. сердечника твела. Як контактні матеріали в сердечнику твела і сердечниках ампул можуть бути використані матеріали, що знаходяться за робочих умов твела в твердому, наприклад, магній, сплави алюмінію та ін., або в рідкому (сплав свинцю з вісмутом, натрій та ін.) стані, причому у будь-якому поєднанні станів (рідкий-рідкий, твердий-рідкий, твердий-твердий, рідкий-твердий) і хімічних складів. Матеріал оболонки твела і ампули може бути однаковим, наприклад, сплав цирконію Е-110 - сплав цирконію Е-110, нержавіюча сталь ЕІ-847 - нержавіюча сталь ЕІ-847 або різними, наприклад, сплав цирконію Е-110 - нержавіюча сталь ЕІ , сплав цирконію Е-110 - сплав цирконію Е-125, нержавіюча сталь ЕІ-844БУ-ІД нержавіюча сталь ЕІ-852 та ін. частинок вигоряючого поглинача з частинками ядерного палива твела і ампул, та/або конструкційний матеріал ампул, при цьому по хімічним складомта/або концентрації поглинаючого ізотопу вони однакові або різні. Наприклад, у сердечнику твела окис гадолінію у складі частинок ядерного палива, у сердечнику ампули - окис гадолінію у вигляді частинок у суміші з частинками ядерного палива, у матеріалі ампули - бор у сплаві цирконію. Порівняльний аналіз технічного рішення, що заявляється, з відомим дозволяє встановити відповідність заявляється технічного рішення вимогам, що пред'являються до винаходів. Винахід пояснюється кресленнями. На фіг.1 показаний твел з трьома циліндричними ампулами, що мають сердечники довжиною, що відповідає довжині сердечника твела, контактним матеріалом у сердечнику твела, що знаходиться при робочих умовах твела в твердому стані. На фіг. 2 показаний тел з циліндричними ампулами з сердечниками, що мають довжину, кратну довжині сердечника твела, і контактними матеріалами сердечників ампул і твела, що знаходяться при робочих умовах рідкому стані. На фіг.3 показаний твел з однією ампулою у вигляді скрученої стрічки з довжиною сердечника, що відповідає довжині сердечника твела, з газозбірником, винесеним за межі паливного осердя твела. На фіг. 4 показаний твел з однією ампулою у вигляді профільної стрічки, звитої в циліндричну спіраль, з довжиною сердечника, що відповідає довжині сердечника твела, газозбірник, винесеним за межі сердечника твела. Конструкція твела (див. фіг.1) являє собою оболонку (1), загерметизовану з торців заглушками (2), всередині якої знаходиться сердечник (3), що складається з віброущільненої суміші гранул ядерного палива, що містить нукліди, що відтворюють (4), і гранул вигоряючого поглинача (5), в зазорах між якими розміщений контактний матеріал (6), за робочих умов твела, що знаходиться в твердому стані. У сердечнику твела через 120 o розташовані три циліндричні ампули (7). Між ампулами та оболонкою є зазор не менше 0,1 діаметра ампул, а мінімальний діаметр гранул не менш ніж у 1,2 рази більше зазору. Ампула являє собою циліндричну тонкостінну трубку (8), загерметизовану з торців заглушками (9), всередині якої знаходиться сердечник (10), що складається з віброущільненої суміші пористих гранул ядерного палива, що містить нукліди (11), і геттера (12). Максимальний розмір гранул трохи більше 0,3 внутрішнього діаметра ампули. Компенсаційним обсягом в ампулі (13) є міжгранульна та внутрішньогранульна пористість. Для суміщення початку сердечника твела і ампул на нижній заглушці є шайба (14) з прорізами для ампул, товщина якої дорівнює відстані від торця ампули до початку осердя ампули. Над шаром сердечника твела знаходиться пробка (15) з інертного матеріалу, висота якої більше виступає частини ампули над сердечником твела. Матеріалом оболонки та заглушок твела є сплав цирконію, наприклад, Е-110, а матеріалом ампули та заглушок-нержавіюча сталь, наприклад, сталь ЕІ-844БУ-ІД. В якості ядерного палива сердечника твела, залежно від необхідного співвідношення ділених і відтворювальних нуклідів у твелі, можуть бути використані сплави та з'єднання збідненого або природних урану або торію з молібденом, цирконієм, азотом, кремнієм, алюмінієм та ін., а як ядер сердечника ампул – діоксид плутонію або високозбагаченого урану. Як вигоряє поглинача можуть бути використані окис гадолінію, карбід бору, титанат гадолінію та ін. Як контактний матеріал сердечника твела можуть бути використані магній або сплави алюмінію. Як матеріал геттера-барійвмісні сполуки з цирконієм, алюмінієм, нікелем. Як матеріал пробки - частинки спеченого окису алюмінію (шліфзерно). Конструкція твела (див. фіг.2) являє собою оболонку (1), загерметизовану з торців заглушками (2), всередині якої знаходиться сердечник (3), що складається з ядерного палива, що містить нукліди, що відтворюють (4) і має вигляд циліндричних блочків з шістьма пазами через 60 o утворюючим циліндра, і контактного матеріалу (6), розміщеного в зазорах між блочками і оболонкою твела і що знаходиться при робочих умовах твела в рідкому стані. Рівень контактного матеріалу на 3-5 мм вищий за рівень останнього блочка. У пазах блоків розташовані циліндричні ампули (7). Ампула являє собою циліндричну тонкостінну трубку (8), загерметизовану з торців заглушками (9), всередині якої знаходиться сердечник (10), що складається з ядерного палива, що містить нукліди (11), що ділять, у вигляді гранул діаметром не більше 0,3 або дроту діаметром не більше 0,7 внутрішнього діаметра ампули, і контактного матеріалу (16), що знаходиться при робочих умовах твела в рідкому стані. Рівень контактного матеріалу вище за рівень ядерного палива ампули на 2 - 3 мм. Компенсаційним обсягом в ампулі (13) є вільний обсяг, що знаходиться над рівнем контактного матеріалу. Для суміщення початку сердечника твела і ампул на нижній заглушці твела є шайба (14), що повторює профіль блочків, товщина якої дорівнює відстані від торця ампули до початку сердечника ампули. Ампули по довжині твела розташовані так, що в пазах кожного блочка, крім першого, через 60 o чергуються сердечники та компенсаційні обсяги ампул. Це досягається тим, що довжина ампул дорівнює висоті парного числа блочків (на фіг. 1 вона дорівнює двом блочкам), довжина блочків сердечника твела дорівнює довжині сердечника ампул, а в першому блочку в трьох пазах ампул. Для дистанціювання ампул і блочків між собою та оболонкою на зовнішній поверхні ампул є навитий по спіралі дріт (18) діаметром не менше 0,1 діаметра ампули, кінці якої вварені в торці ампул. Для компенсації об'ємних змін осердя твела і збору газоподібних уламків поділу, що виділяються в ньому, над рівнем контактного матеріалу є вільний об'єм (19). Матеріалами оболонки та заглушок твела і ампул можуть бути ті ж, що і для твела, представленого на фіг.1. Матеріалом ядерного палива сердечника твела можуть бути сплави та з'єднання збідненого або природного урану або торію з молібденом, цирконієм, кремнієм, алюмінієм та ін , а матеріалом ядерного палива сердечника ампул - сплав плутонію з галієм або сплав високозбагаченого урану з молі. Контактним матеріалом сердечника твела може бути сплав свинцю з вісмутом, а контактним матеріалом сердечника ампул може бути сплав свинцю з вісмутом або натрій. Конструкція твела (див. фіг.3) являє собою оболонку (1), загерметизовану з торців заглушками (2), всередині якої знаходиться сердечник (3), що складається з віброущільненої суміші гранул ядерного палива (4), що містить відтворювальні нукліди, і поглинача, що вигоряє (5), у зазорах між якими розміщений контактний матеріал (6), за робочих умов, що знаходиться у твердому стані. У центрі сердечника твела розташована ампула (7). Ампула представляє порожнисту стрічку (8), загерметизовану з нижнього кінця заглушкою (9) і скручену щодо поздовжньої осі, всередині якої знаходиться сердечник (10), що складається з віброущільнених гранул ядерного палива, що містить нукліди, що відтворюють (11) з максимальним діаметром гранул не більше 0 ,3 Товщини сердечника, а у верхній частині ампули, за межами сердечника твела, розміщений геттер (12). Для суміщення початку сердечників твела і ампули є шайба (14) з прорізом для ампули, товщина якої дорівнює відстані від торця ампули до початку осердя ампули. Над шаром сердечника твела є пробка (15) з інертного матеріалу, висота якої дорівнює відстані від сердечника твела до газозбірника (20). Компенсаційним обсягом ампули (13) є міжгранульна пористість та газозбірник (20). Паливний сердечник ампули відділений від газозбірника газопроникним пижом (21). Всі матеріали даної конструкції твела аналогічні матеріалам конструкції твела, наведеної на фіг. 1. Однак для цього твела як матеріал оболонки ампули можуть бути використані і сплави алюмінію. Конструкція твела (див. фіг.4) являє собою оболонку (1), загерметизовану з торців заглушками (2), всередині якої знаходиться сердечник (3), що складається з віброущільнених гранул, що містять ядерне паливо з відтворюючими нуклідами (4) і поглинач, що вигорає ( 5), у зазорах між якими розміщений контактний матеріал (6), за робочих умов, що знаходиться у твердому стані. У сердечнику твела розташована ампула (7). Ампула є профільною стрічкою, навитою у вигляді циліндричної спіралі, на зовнішній поверхні якої утворено ребро, що забезпечує зазор між циліндричною частиною ампули і оболонкою не менше 0,15 мм, а мінімальний діаметр гранул сердечника твела в 1,2 рази більше зазору. У нижній частині ампула загерметизована за допомогою заглушки (9). Всередині ампули знаходиться сердечник (10) довжиною, що відповідає довжині сердечника твела, що складається з ядерного палива, що містить нукліди (11). Для суміщення початку сердечників твела і ампули є шайба (14) з прорізом для ампули, товщина якої дорівнює відстані від торця ампули до початку осердя ампули. Над шаром сердечника твела є пробка (15) з інертного матеріалу, висота якої дорівнює відстані від сердечника твела до газозбірника (20). Компенсаційним обсягом ампули (13) є міжгранульна пористість та газозбірник (20). Паливний сердечник ампули відділений від газозбірника газопроникним пижом (21). Всі матеріали твела аналогічні матеріалам конструкції твела, наведеного на фіг. 1, з урахуванням, що і в цій конструкції твела матеріалом оболонки ампули можуть бути алюмінієві сплави. Виготовлення твела, представленого на фіг. 1, випробувано у лабораторних умовах. Оболонка (1) діаметром 9,15 х 7,72 мм, довжиною 950 мм та заглушки були виготовлені з цирконієвого сплаву Е-110. Ампули (7) були виготовлені з капілярних труб (8) діаметром 1,5 х 1,26 мм. Як матеріал ампул і заглушок до них була використана сталь ЕІ-844БУ-ІД. В ампулах знаходився сердечник (10) із віброущільненої суміші гранул із діоксиду урану 98% мас. та сплаву барію з цирконієм 2% мас. Гранули з діоксиду урану мали внутрішню пористість 12-15%. Фракційний склад суміші гранул становив -0,4+0,08 мм. Сумарна внутрішньогранульна та міжгранульна пористість, що є компенсаційним обсягом (13), за розрахунком – 50 – 55%. Довжина сердечника ампул становила 900-5 мм. Для суміщення сердечників ампул (10) та твела (3) була встановлена ​​шайба (14) товщиною 4 мм, виготовлена ​​зі сплаву цирконію Е-110. Як матеріал сердечника твела (3) була використана віброущільнена суміш гранул діоксиду урану (4) 95% мас. та окису гадоліну (5) 5% мас. фракційного складу -0,5 + 0,315 мм, просочена контактним матеріалом (7) - металом алюмінію з 12% мас. кремнію. Довжина сердечника твела становила 900 – 5 мм, а об'ємне заповнення гранулами – 60 – 65%. Над шаром сердечника твела була створена пробка (15) із частинок спеченого окису алюмінію округлої форми (шліфзерно) фракційного складу 0,5 - 0,6 мм, яка також була просочена контактним матеріалом. Ампули в сердечнику твела розташовувалися через 120 o із зазором між ампулами та оболонкою 0,2 мм. Виготовлення ампул проводилося у наступній послідовності. Підрізка труби у розмір, герметизація одного кінця ампули, віброспорядження, заповнення ампули гелієм та герметизація другого кінця ампули, контроль ампули на герметичність і рівномірність розподілу ядерного палива по довжині ампули. Виготовлення твелів включало такі технологічні операції. Підрізка труби в розмір і герметизація одного кінця, установка шайби і ампул, вібросибражування твела контактним матеріалом та зовнішнього вигляду. Результати виготовлення лабораторних зразків твелів показали, що нерівномірність розподілу ядерного палива в ампулах вбирається у 7%, а твелі - 10%. Якість просочення сердечників твелів задовільна зовнішній виглядтвелів відповідає контрольним зразкам. Технологія виготовлення інших наведених варіантів конструкцій твелів аналогічна наведеній вище, тільки у варіантах зі стрічковими твелами проводиться ще профіль трубок і надання спорядженим ампулам необхідної форми. Таким чином, показана реальна можливість створення твелів запропонованої конструкції, а поєднанням обраних складів ядерного палива, конструкційних, контактних та інших матеріалів та конструкцій ампул забезпечення збільшення ресурсу та підвищення надійності роботи твелів у маневрених режимах за конкретних робочих умов реактора. При реалізації твела за заявленим винаходом можуть бути використані й інші, не розглянуті у вказаних прикладах, форми, розміри та геометрії гранул, конструкційні, ядерні, вигоряючі матеріали та гетери та їх розміщення у сердечнику твела. Застосування твелів за заявленим винаходом в енергетичних реакторах більш економічне порівняно з твелами, в яких використовується змішане паливо, і більшою мірою відповідає вимогам екології, санітарії та радіаційної безпеки. Використані джерела информации 1. " Розробка, виробництво та експлуатація тепловиділяючих елементів енергетичних реакторів " , книга 1. Москва, Вища школа, 1995 р. (Прототип на стор.45). 2. А. Г. Самойлов, А. І. Каштанов, В. С. Волков. "Дисперсійні тепловиділяючі елементи ядерних реакторів", том 1. Москва, Видавництво, 1982 р.

ТВЕЛ

(від "тепловиділяючий елемент") - основний елемент ядерного реактора,в к-ром знаходиться , ядерне пальнета генерується тепло за рахунок розподілу ядер.наиб. поширені ТВЕЛи у вигляді тонких (діаметр дек. мм) стрижнів, що тягнуться на всю висоту активної зони реактора. Активна зона містить тисячі однотипних ТВЕЛів, що утворюють правильні ґрати. Між ними прокачується теплоносій, що відводить енергію (рідина або газ). У ТВЕЛах використовується металевий U (легований підвищення стабільності) чи окисли U як керамік, іноді з добавкою Рu. Також застосовують т.з. д і с п о р с і о н н о е т о п л і в о, в якому крупиці палива включаються в матрицю з матеріалу, що не ділиться з високими теплопровідністю і радіаційною стійкістю (див. Радіаційна стійкість матеріалів.Герметична оберігає паливо від контакту з теплоносієм і надає ТВЕЛу необхідну механіч. . Матеріал оболонки (цирконію, нержавіюча сталь та ін.) має низьке захоплення нейтронів т.з. реакторного спектра, має хорошу сумісність з паливом і теплоносієм в робочому інтервалі темп-р, мало змінює механіч. властивості в нейтронному. До всіх матеріалів ТВЕЛів пред'являються високі вимоги до чистоти, насамперед відсутність домішок, що сильно поглинають нейтрони.

Параметри ТВЕЛ енергетич. реакторів: робоча верхня температура (темп-pa оболонки) для реакторів з водяним теплоносієм 300 °С, для реакторів з рідким Na прибл. 600-700 ° С; т.з. лінійна теплонапруженість до 500-600 Вт на 1 см довжини стрижня; вигоряння палива (частка атомів палива, що вигоріли до кінця робочого періоду) в теплових реакторах 3-5%, у швидких реакторах 7-10% (1% вигоряння відповідає виробленню 10 4 МВт. сут теплової енергії на 1 т палива).

ТВЕЛ швидкого реактора: 1 - ділянку активної зони (ядерне паливо); 2, 3 - торцеві екрани (збідненийний уран); 4 - газозбірник; 5 - оболонка (нержавієсталь).

На рис. зображений схематич. розріз ТВЕЛ швидкого реактора (див. Реактор-розмножувач).У ньому крім активної частини, що містить ядерне паливо, є торцеві екрани з збідненого урану для утилізації нейтронів, що залишають активну зону, а також порожнину для збору виходять їх палива осколкових газів для зниження всередину. тиску при глибокому вигорянні.

Після досягнення номінального вигоряння та закінчення кампанії (робочого періоду) ТВЕЛи вивантажуються з реактора та замінюються. Тривалість кампанії обчислюється часом роботи реактора у перерахунку на повну і становить місяці чи роки. Збільшення кампанії і, отже, вигоряння обмежене погіршенням здатності підтримувати ланцюгову реакцію поділу через вигоряння палива і накопичення осколків, що поглинають нейтрони, і небезпеки руйнування ТВЕЛу під дією продовжує. інтенсивного опромінення та високої температури в реакторі. Допускаються соті (або тисячні) частки відсотка виходу ТВЕЛу з ладу.

Літ.:Оландер Д., Теоретичні основитепловиділяючих елементів ядерних реакторів, М., 1982. О. Д. Козачковський,

Фізична енциклопедія. У 5-ти томах. - М: Радянська енциклопедія. Головний редактор О. М. Прохоров. 1988 .

Дивитися що таке "ТВЕЛ" в інших словниках:

Див. Тепловиділяючий елемент. * * * ТВЕЛ ТВЕЛ, див. Енциклопедичний словник

Твел: Тепловиділяючий елемент паливного пристрою в ядерних реакторах. «ТВЕЛ» російське об'єднання виробник ядерного палива… Вікіпедія

Fuel element - тепловиділяючий елемент. Головний конструкційний елемент активної зони гетерогенного реактора, у вигляді якого завантажується в нього паливо. У твелах відбувається розподіл важких ядер U 235, Pu 239 або U 233, що супроводжується виділенням. Терміни атомної енергетики

Див. Тепловидільний елемент … Великий Енциклопедичний словник

У к-ром знаходиться ядерне паливо, ядерне пальнета генерується тепло за рахунок поділу ядер. наиб. поширені ТВЕЛи у вигляді тонких (діаметр дек. мм) стрижнів, що тягнуться на всю висоту активної зони реактора. Активна зона містить тисячі однотипних ТВЕЛів, що утворюють правильні ґрати. Між ними прокачується теплоносій, що відводить енергію (рідина або газ). У ТВЕЛах використовується металевий U (легований підвищення стабільності) чи окисли U як керамік, іноді з добавкою Рu. Також застосовують т.з. д і с п о р с і о н н о е т о п л і в о, в якому крупиці палива включаються в матрицю з матеріалу, що не ділиться з високими теплопровідністю і радіаційною стійкістю (див. Радіаційна стійкість матеріалів). Герметична оболонка оберігає паливо від контакту з теплоносієм і надає ТВЕЛ необхідну механіч. міцність. Матеріал оболонки (сплави цирконію, нержавіюча сталь та ін.) має низький переріз захоплення нейтронів т.з. реакторного спектра, має хорошу сумісність з паливом і теплоносієм в робочому інтервалі темп-р, мало змінює механіч. властивості у нейтронному полі. До всіх матеріалів ТВЕЛів пред'являються високі вимоги до чистоти, насамперед відсутність домішок, що сильно поглинають нейтрони.

Параметри ТВЕЛ енергетич. реакторів: робоча верхня температура (темп-pa оболонки) для реакторів з водяним теплоносієм 300 °С, для реакторів з рідким Na прибл. 600-700 ° С; т.з. лінійна теплонапруженість до 500-600 Вт на 1 см довжини стрижня; вигоряння палива (частка атомів палива, що вигоріли до кінця робочого періоду) в теплових реакторах 3-5%, у швидких реакторах 7-10% (1% вигоряння відповідає виробленню 10 4 МВт. сут теплової енергії на 1 т палива).

ТВЕЛ швидкого реактора: 1 - Ділянка активної зони (ядерне паливо); 2, 3 - торцеві екрани (збідненийний уран); 4 - газозбірник; 5 - оболонка (нержавієсталь).

На рис. зображений схематич. розріз ТВЕЛ швидкого реактора (див. Реактор-розмножувач).В ньому крім активної частини, що містить ядерне паливо, є торцеві екрани з збідненого урану для утилізації нейтронів, що залишають активну зону, а також порожнину для збору виходять їх палива осколкових газів для зниження внутр. тиску при глибокому вигорянні.

Після досягнення номінального вигоряння та закінчення кампанії (робочого періоду) ТВЕЛи вивантажуються з реактора та замінюються. Тривалість кампанії обчислюється часом роботи реактора у перерахунку на повну потужність і становить місяці чи роки. Збільшення кампанії і, отже, вигоряння обмежене погіршенням здатності підтримувати ланцюгову реакцію поділу через вигоряння палива і накопичення осколків, що поглинають нейтрони, і небезпеки руйнування ТВЕЛу під дією продовжує. інтенсивного опромінення та високої температури в реакторі. Допускаються соті (або тисячні) частки відсотка ймовірності виходу ТВЕЛ з ладу.

Мета лекції:Знайомство з тепловиділяючими елементами та паливними зборками

Запитання до теми:

1 ТВЕЛ та ТВС для ВВЕР

2 ТВЕЛ для РБМК

3 ТВС для реактора на швидких нейтронах, БН600

4 Мікросфери для ТВЕЛів

Основною складовою активної зони ядерного енергетичного реактора є ТВЕЛи, зібрані в тепловиділяючі зборки (ТВС) і містять певну кількість твердого ядерного палива. Зараз, разом із удосконаленням ядерних композицій, покращується конструкція тепловиділяючих елементів, паливних таблеток – за рахунок використання технологій виготовлення, спікання, зварювання, хімічної та механічної обробки. Все це покращує експлуатаційні властивості ядерного палива, підвищує його надійність та безпеку.

Тепловидільний елемент є конструкційним елементом ядерного реактора, в якому розміщується ядерне паливо. ТВЕЛи встановлюються в активну зону ядерного реактора та забезпечують генерацію основної частини теплової енергії та передачу її теплоносію. Більше 90% усієї енергії, що звільняється в реакторі при розподілі ядер, виділяється всередині ТВЕЛів і відводиться обтікаючим ТВЕЛ теплоносієм. ТВЕЛи працюють у дуже важких умовах: щільність теплового потоку від ТВЕЛу до теплоносія досягає 1-2 МВт/кв.м., а температура коливається до 3200 градусів. Найбільш важливими явищами з погляду аналізу поведінки ТВЕЛів при опроміненні є розпухання палива та вихід газових продуктів поділу, зміна внутрішнього тиску тощо.

Тепловиділяючий елемент зазвичай являє собою паливний сердечник з

герметичною оболонкою. Оболонка запобігає витоку продуктів поділу та взаємодії палива з теплоносієм. Матеріал оболонки повинен слабко поглинати нейтрони і мати прийнятні механічні, гідравлічні та теплопровідні характеристики. ТВЕЛи класифікують за природою палива, формою ТВЕЛу, характером контакту паливо-оболонка, типу ядерного реактора.

Форма та геометричні розміри ТВЕЛу залежать від типу реактора, а також технології виготовлення. Найбільш поширеною формою ТВЕЛ є довгий циліндричний паливний стрижень, укладений в металеву оболонку. У деяких реакторах використовуються ТВЕЛи у формі пластин (дослідні реактори), кулі (високотемпературні газографітові реактори) або іншої конфігурації. Деякі варіанти перерізів ТВЕЛів та їхнього взаємного розташування в активній зоні реактора показані на рис.2. Компонування ТВЕЛів у складання здійснюється за допомогою дистанційних деталей. ТВС є структурним елементом активної зони реактора, що дозволяє здійснити завантаження та вивантаження ядерного палива.

За характером палива та оболонки розрізняють: ТВЕЛи, в яких паливо та оболонка металеві, ТВЕЛи, що складаються з керамічного палива та металевої оболонки та повністю керамічні ТВЕЛи, покриті плівками з піровуглецю, включені в графітову матрицю. Тільки за характером палива розрізняють ТВЕЛи: металеві ТВЕЛи, в яких металеве паливо слабо леговане, керамічні ТВЕЛи з керамічним паливом без розбавляючих добавок, дисперсійні ТВЕЛи, в яких паливо є сильно розбавленим сплавом або повністю керамічним з низьким вмістом палива на одиницю. За формою ТВЕЛу розрізняють пластинчасті; суцільні циліндричні, дротяні, пруткові, таблеткові, однокільцеві та багатокільцеві, трубчасті; кульові; пластинчасті; моноблочні перфоровані. За способом реалізації контакту «паливо-оболонка» розрізняють: ТВЕЛи з механічним контактом; ТВЕЛи з металургійним контактом; ТВЕЛи із проміжним шаром. Для збільшення теплопередаючої поверхні можуть бути використані різні види ребра: поздовжнє; поперечне; поздовжнє з прямими ребрами та спіральними перегородками; спіральне; шевронне.

Тепловиділяючі елементи - це зазвичай таблетки спеченого оксиду урану в трубках з алюмінію, цирконію або нержавіючої сталі; таблетки сплавів урану з цирконієм, молібденом та алюмінієм, покриті цирконієм або алюмінієм (у разі алюмінієвого сплаву); таблетки графіту з диспергованим карбідом урану, покриті непроникним графітом.

Варіанти перерізу ТВЕЛів та їх дистанціювання.

Для водо-водяних реакторів найкращі таблетки оксиду урану в трубках із нержавіючої сталі. Діоксид урану не вступає у реакцію з водою, відрізняється високою радіаційною стійкістю та характеризується високою температурою плавлення. Для високотемпературних газоохолоджуваних реакторів підходять графітові паливні елементи, але в них є серйозний недолік - за рахунок дифузії або дефектів у графіті через їх оболонку можуть проникати газоподібні продукти поділу. Органічні теплоносії несумісні з цирконієвими твелами і тому вимагають застосування алюмінієвих сплавів. Перспективи реакторів з органічними теплоносіями залежать від того, чи будуть створені алюмінієві сплави або вироби порошкової металургії, які мали б міцність (при робочих температурах) і теплопровідність, необхідних для застосування ребер, що підвищують перенесення тепла до теплоносія. Оскільки теплообмін між паливом та органічним теплоносієм за рахунок теплопровідності малий, бажано використовувати поверхневе кипіння для збільшення теплопередачі. З поверхневим кипінням будуть пов'язані нові проблеми, але вони мають бути вирішені, якщо використання органічних теплоносіїв виявиться вигідним.

Крім порошків та гранул, останнім часом з'явилося нове мікросферичне.

гранульоване керамічне паливо (діаметр гранул – кілька мікронів), яке

застосовується для виробництва великого класу дисперсних ТВЕЛів з металокерамічною композицією, ТВЕЛів на основі графітової матриці, мікроТВЕЛів з різними типамипокриттів, що використовуються у високотемпературних газоохолоджуваних атомних реакторах, а також віброущільнених стрижневих ТВЕЛ. Подібне паливо, мабуть, буде застосовуватись у газотурбінному модульному реакторі.

У тепловому реакторі ТВЕЛи утворюють решітку, вільний простір якої

заповнюється сповільнювачем.

За характером палива та оболонки розрізняють ТВЕЛи, у яких паливо та оболонка металеві; ТВЕЛи, що складаються з керамічного палива та металевої оболонки; повністю керамічні ТВЕЛи, покриті плівками з піровуглецю, включені в графітову матрицю. Тільки характером палива розрізняють металеві ТВЭЛы, у яких металеве паливо слабо леговане; керамічні ТВЕЛи з керамічним паливом без добавок, що розбавляють; дисперсійні ТВЕЛи, у яких паливо є сильно розбавленим сплавом або повністю керамічним з низьким вмістом палива на одиницю об'єму. За формою ТВЕЛи бувають: пластинчасті; складні циліндричні (блочкові; стрижневі; дротяні, пруткові, таблеткові; однокільцеві та багатокільцеві; трубчасті); кульові; моноблочні; ТВЕЛ інших форм. За способом реалізації контакту «паливо-оболонка» розрізняють ТВЕЛ з механічним контактом; ТВЕЛи з металургійним контактом; ТВЕЛи з проміжним шаром

Тепловиділяючі елементи гетерогенних реакторів забезпечують збереження ядерного пального і осколків, що утворюються, в невеликому замкнутому просторі. ТВЕЛи являють собою зазвичай литі Th, U, Pu, їх сплави або пресовану суміш - кераміку або металокераміку - речовини, що ділиться у вигляді оксиду, карбіду і т.п. з матрицею з металів, оксидів тощо. Матриця забезпечує необхідне розведення ізотопів, що діляться, до допустимих, з точки зору питомих теплових навантажень, концентрацій. Гетерогенне ядерне пальне покрите зовні герметичною оболонкою із алюмінію, цирконію або нержавіючої сталі. Комплекти ТВЕЛів у вигляді пластин, трубок, циліндрів, стрижнів часто об'єднуються в складання, що вміщуються в робочі осередки ядерних реакторів.

ТВЕЛ та ТВС для ВВЕР

У реакторі типу ВВЕР як ядерне паливо використовується спечений діоксид урану з початковим збагаченням ураном-235 у стаціонарному режимі в діапазоні від 2.4 до 4.4 % (мас). Повне завантаження реактора паливом – 75 тонн.

Шестигранні тепловиділяючі зборки (ТВС), містять тепловиділяючі елементи (ТВЕЛи) стрижневого типу із сердечником з діоксиду урану у вигляді таблеток, що знаходяться в оболонці з цирконієвого сплаву. Усередині цирконієвої оболонки ТВЕЛу (внутрішній діаметр 9,1 мм, товщина стінки 0,65 мм, матеріал оболонки – сплав Zr+1%Nb) розташовуються таблетки палива діаметром 7,53 мм із двоокису урану. Маса завантаження UO2 в одному ТВЕЛі 1565. Гарантований термін роботи – 4 роки. ТВС ВВЕР-1000 є пучок ТВЕЛів, розміщених по трикутній решітці з кроком 12,76 мм (пучок укладено в чохол з цирконієвого сплаву). Деякі характеристики ТВС наведено у табл.2. У свою чергу, ТВС також зібрані у трикутні ґрати з кроком 147 мм (ВВЕР-440) та 241 мм (ВВЕР-1000).

Табл. 2. Характеристики ТВЕЛів ВВЕР-1000

Висота ТВС із пучком регулюючих стрижнів становить 4665 мм. ТВС містить 317 твелів, 12 напрямних каналів для стрижнів регулювання, один канал для датчика виміру енерговиділення і порожню центральну трубку. У центрі шестигранної головки ТВС знаходиться циліндрична втулка, в якій кріпляться 12 напрямних каналів для поглинаючих елементів та канал для датчика вимірювання енерговиділень. Маса палива у касеті 455,5 кг. Втулка з'єднується з шістьма кутами головки ТВС ребрами, в яких розташовуються пружні штирі, що служать для затискання складання в реакторі, компенсації температурних розширень та технологічних допусків. По краях головки розташовані вікна для виходу теплоносія з ТВС. На відміну від світових аналогів конструкцій ТВС, що базуються на прямокутній формі, ТВС ВВЕР-1000 має гексагональний переріз та поле розподілу твелів. Така схема розсіювання твелів забезпечує високу рівномірність потоку теплоносія та більш сприятливе

водно-уранове співвідношення в активній зоні. Гексагональна форма гарантує збереження ТВС при транспортно-технологічних операціях у виробництві та на АЕС.

З часу пуску в експлуатацію АЕС із ВВЕР конструкції ТВС зазнали значних змін. На початковому етапі проектування та експлуатації ТВС були із захисною оболонкою, тобто чохловими, потім з'явилися збірки з перфорованим чохлом. В даний час на всіх проектованих і АЕС, що будуються, з реакторами типу ВВЕР-1000 перевага віддана безчохловим ТВС. Безчохлові ТВС покращують перемішування теплоносія в активній зоні; зменшують зазор між сусідніми

ТВС, що дозволяє розмістити в тому самому обсязі корпусу більшу кількість ТВС, і тим самим збільшити потужність реактора; знижують нерівномірність енерговиділення за рахунок щільного пакування ТВЕЛів; зменшують гідравлічний опір ТВС; підвищують надійність охолодження в аварійних режимах, пов'язаних з течією теплоносія за рахунок поперечного розтікання води із системи аварійного охолодження; збільшують кількість регульованих стрижнів на одну ТВС з метою підвищення властивостей міцності силового каркаса складання і зниження кількості приводів системи управління захистом; знижують кількість дорогого матеріалу (цирконію), що застосовується у ТВС.

ТВЕЛ для РБМК

Як паливо в реакторах РБМК використовується двоокис урану 235U. Для зменшення розмірів реактора вміст 235U у паливі попередньо підвищується до 2,0 або 2,4% на збагачувальних комбінатах. Завантаження реактора ураном – 200 тонн. Середнє вигоряння палива 22,3 МВтсут/кг.

ТВЕЛ являє собою цирконієву трубку висотою 3,5 м і товщиною стінки 0,9 мм із укладеними в неї таблетками двоокису урану заввишки 15 мм. Дві з'єднані послідовно тепловиділяючі зборки, що містять по 18 ТВЕЛ кожна, утворюють паливну касету, довжина якої становить 7 м. Паливна касета встановлюється в технологічний канал. Кількість технологічних каналів у реакторі -1661. Вода подається в канали знизу, омиває ТВЕЛи і нагрівається, причому частина її при цьому перетворюється на пару. Пародяна суміш, що утворюється, відводиться з верхньої частини каналу.

Управління реактором здійснюється рівномірно розподіленими по реактору

стрижнями, що містять поглинаючий нейтрони елемент – бор. Стрижні переміщуються

індивідуальними сервоприводами у спеціальних каналах, конструкція яких аналогічна технологічним. Стрижні мають власний водяний контур охолодження з температурою 40 - 70°С.

ТВС для реактора на швидких нейтронах, БН600

БН-600 - реактор на швидких нейтронах із натрієвим теплоносієм. Електрична

потужність 600 МВт. Проектна активна зона, що складалася з тепловиділяючих зборок з

збагаченням по 235U 21% і 33%, експлуатувалася з 1980 по 1986. Максимальне вигоряння палива, яке вдалося досягти, склало 7% важких атомів, тобто. Протягом наступних двох років було здійснено перехід на активну зону з трьома варіантами збагачення (17%, 21% та 26% по 235U) для зниження питомих теплових навантажень на ТВЕЛ. Максимальне вигоряння палива було підвищено до 8,3% т.а. Наступна модернізація була здійснена протягом 1991–1993. Основу її склало застосування найбільш радіаційностійких та добре освоєних промисловістю конструкційних матеріалів. Після цього вдалося досягти вигоряння палива 10% т.а.

Активна зона та зона відтворення збираються із шестигранних ТВС касетного типу з розмірами «під ключ» 96 мм. Тепловиділяюча збірка складається з ТВЕЛів, кожуха, головки для захоплення ТВС при перевантаженнях і хвостовика, за допомогою якого ТВС встановлюється в гніздо напірного колектора і підтримується вертикально. ТВЕЛи з'єднані між собою елементами кріплення та огороджені чохлом, що зв'язує в єдине ціле всі частини ТВС. ТВЕЛи заповнені по довжині активної зони втулками з збагаченого окису урану (або суміші окису урану) та окису плутонію, а вище і нижче активної зони розташовані торцеві екрани з брикетів окису «відвального» урану. ТВЕЛ зони відтворення теж заповнені брикетами з «відвального» урану. Газові порожнини над рівнем натрію у реакторі заповнені аргоном.

Мікросфери для ТВЕЛів

Нині мікросферичні гранульовані матеріали знаходять широке застосування у різних галузях промисловості. Великий інтерес представляє використання мікросферичних керамічних матеріалів як паливна складова різних типів тепловиділяючих елементів. Останнім часом гранульоване керамічне ядерне паливо застосовується для виробництва великого класу дисперсних ТВЕЛів з металокерамічною композицією, ТВЕЛів на основі графітової матриці, мікроТВЕЛів з різними типами покриттів, що використовуються у високотемпературних газоохолоджуваних реакторах, а також віброущільнених ТВ. Основні переваги використання гранульованого мікросферичного палива:

а) можливість створення автоматизованого дистанційно-керованого технологічного процесу приготування палива, що рециркулюється, з актиноїдів;

б) відсутність пилетворних операцій порівняно з традиційно використовуваною

порошковою технологією;

в) зручніша, ніж порошки форма матеріалу на всіх стадіях технологічного процесу, що максимально скорочує тривалість віброущільнення;

г) мікросфери можуть бути виготовлені від декількох мікрон до 2 ... 3мм з ретельним

контролем їх у стадії отримання гелю;

д) дефектні некондиційні мікросферичні частинки можуть бути повернені на початок процесу;

е) мікросфери змішаних оксидів актиноїдів можуть бути спечені до високої щільності (більше 95% теоретичної щільності) при температурі на 200°С нижче, ніж температура спікання таблеток;

ж) можливість отримання та контролю мікросфер з пористістю від 10 до 30 % за високої механічної міцності, що створює додаткові технологічні переваги.

Перші технологічні схемибули засновані на методах порошкової металургії. Відмінною особливістю цих методів отримання мікросферичного керамічного палива є використання як вихідний матеріал порошку ядерного палива,

склад якого відповідає кінцевому продукту. В останнє десятиліття інтенсивно

розробляються методи виробництва мікросферичного палива, де як вихідні продукти застосовуються водні розчини солей діляться і відтворювальних матеріалів. Одним із "водних" методів отримання мікросферичного керамічного палива є золь-гель процес.

Золь-гель процес має кілька варіантів гелеутворення актиноїдів:

1) Осадження гелів - процес заснований на утворенні гелю актиноїдів у робочому розчині, в якому рівномірно розподілені компоненти, що твердіють у лужному середовищі. Метод також характеризується масопереносом.

2) Зовнішнє гелеутворення – характеризується перенесенням маси через межу поділу фаз (сфероутворююче лужне середовище – аміачний розчин газ, що містить осаджувальні компоненти). Розрізняється пряме зовнішнє гелеутворення та зворотне зовнішнє гелеутворення.

3) Внутрішнє гелеутворення - засноване на тому, що робочий розчин містить гелюючі добавки (донори аміаку), які при підвищеній температурі розкладаються у сфероутворюючому середовищі. Характерною рисою процесу є відсутність масопереносу через межу поділу фаз.

У процесі зовнішнього та внутрішнього гелування як дисперсійне середовище використовуються органічні рідини нерозчинні або слаборозчинні у воді.

Порошкові методи виготовлення паливних кернів, поряд із процесом золь-гель, отримали досить широко розвиток технології паливних елементів високотемпературних гелієвих реакторів. Найбільшого поширення набув спосіб виготовлення виробів із пластифікованих мас. Різновидом цього способу є метод механічної сфероїдизації мірних паливних заготовок, який і обраний як основа для розробки технології паливних мікросфер. Метод полягає в обкатуванні паливних заготовок із пластифікованих мас до скоєних мікросфер.