Глава 2. Способы преобразования энергии деления в полезную работу

Рис. 1.1

At! Поэтому главной частью реактора является активная зона, где происходят деления.

КУДА ДЕВАЕТСЯ ДЕФЕКТ МАССЫ?

Дефект массы проявляется при реакции деления в виде энергии, которую можно оценить по уравнению Энштейна: е=∆mc².

Высвобожденная энергия проявляется в виде кинетической энергии движения продуктов деления (в основном осколков). Имея большую массу, осколки быстро тормозятся за счет столкновений с другими ядрами. Следовательно, кинетическая энергия осколков превращается в тепло рядом с местом деления (в пределах нескольких микрон). Около 20% всей высвобожденной энергии уносится ρ-частицами, γ-лучами, нейтрино и нейтронами. Их энергия, в конечном счете, тоже превращается в тепло, но это превращение может происходить в среднем значительно дальше от места деления.

В таблице 1.2 приведено распределение выделяемой энергии по продуктам деления. Видно, что суммарная высвобожденная энергия при одном акте деления равна ~200 МэВ или ~3.2*10^-11 Дж. По абсолютной величине она не выглядит очень большой, но по отношению к массе вещества, вовлеченного в процесс энергопроизводства, энергия деления является очень большой.

 

 

Вид продуктов деления	Выделяемая Энергия МэВ
Осколки деления
Продукты распада:
β
γ
нейтрино
Мгновенные γ
нейтроны
Всего

Чтобы лучше оценить энергию деления, давайте сравним ее с энергией, полу­чаемой от других источников. Для по­лучения тепловой энергии 1МВт*сутки (~0.33 МВт*сут. электрической) тре­буется потратить всего ~1.24 г U⁵.

Эта величина называется удельным расходом. Обозначим ее с. Эквивалент­ное количество угля, считая его теп­лоту сгорания равной 30230 кДж/кг, составило бы 2860 кг/сут. Отношение количества угля к U⁵ для производства одного и того же количества энергии равно 2.3*10⁶/I. Выразим это другим способом. Обратная величина B=1/с дает получаемую энергию на единицу использованной массы топлива (на 1 т. U⁵ и 1 т. угля). Для U⁵ B=0.8 МBт*сут./г- 800000 МBт*сут./т. Для сравнения: для угля В=0.35 МBт*сут./т.

Таким образом, очень большое количество энергии можно получить, если полностью сжигать U⁵, загруженный в реактор. Однако по причинам, которые будут обсуждены позже, этого добиться нельзя, в принципе. Действительное сгорание U⁵, достигаемое в легководных реакторах типа ВВЭР, составляет 25000-35000 МВт*сут./т. В быстрых реакторах оно выше - до 100000-150000 МBт*сут./т, т.е. в быстрых реакторах топливоиспользование лучше.

ПРЕОБРАЗОВАНИЕ ЭНЕРГИИ ДЕЛЕНИЯ

Тепло, получаемое в топливе, должно • постоянно от него отводиться, чтобы

1. избежать чрезмерного перегрева топлива;

2. обеспечить (если это необходимо^[1]) перенос полученного тепла в другое место, где оно может быть легко преобразовано в полезную работу.

 

Для этого надо иметь в реакторе теплоноситель и (если это необходимо^[2]) циркуляционный насос для перекачки теплоносителя по всей системе.

КРИТИЧЕСКАЯ МАССА

Хотя при каждом делении испускаются в среднем 2-3 нейтрона, продолжение цепной реакции не всегда гарантировано. Нейтроны могут бесполезно исчезнуть за счет непроизводительного поглощения в топ­ливе и материалах активной зоны реактора или утечки за ее пределы. Долю потерянных нейтронов можно уменьшить за счет

1. использования слабопоглощающих конструкционных материалов;

2. повышения концентрации делящихся веществ;

3. устройства отражателей нейтронов вокруг активной зоны;

4. увеличения размеров активной зоны.

Пример. Оценим соотношение между утечкой и рождением нейтронов для сферической активной зоны. При заданной плотности делящегося материала число рожденных нейтронов пропорционально объему сферы v=4πR²/3, где R - радиус сферы. Число утекающих из сферы нейтронов пропорционально площади поверхности сферы s=4πR². Таким образом, доля утекающих из сферы нейтронов

S/V=3/R,

уменьшается с увеличением размера активной зоны.

Следовательно, должен существовать "критический" размер сферы, при котором цепная реакция стационарна, т.е. соблюден баланс между рождением и исчезновением нейтронов. Этот размер всегда можно пересчитать в массу вещества, сосредоточенного в сфере.

 

At! Минимальное количество делящегося материала, необходимое для поддержания цепной реакции, называется критической массой.

 

Это количество изменяется от ~10кг (в сборке с высокообогащен­ным или чистым U⁵) до ~200кг и более (почти) естественного урана в графитовом реакторе. Сам по себе естественный уран (без хорошего за­медлителя нейтронов) не может достичь критичности из-за относительно

высокой доли нейтронов, не участвующих в реакциях деления.

Для обозначения критичности (т.е. качества реактора, заключа­ющегося в том, затухают ли цепочки делений, остаются на одном и том же уровне или их число увеличивается) вводится так называемый коэффициент размножения, который, как правило, обозначается К. Представляется, что из множества всевозможных определений числа к наиболее подходящим (хотя может быть и не самым точным и лучшим в других отношениях) может быть следующее:

At! Коэффициент размножения - эго среднее число нейтронов, рожденных в одном акте деления, которое идет на продолжение процесса деления в последующих актах.

Если K=1, реакция деления может протекать с одной и той же интенсивностью бесконечно долго. В этом случае говорят, что реактор критичен.

Если K>1, интенсивность реакций деления (мощность) и число нейтронов в реакторе будут возрастать со временем. Говорят, что в этом случае реактор надкритичен.

Если K<1, реакция деления затухает, и реактор может остановиться совсем. В этом случае реактор подкритичен и единственный путь поддержать цепную реакцию - добавлять в реактор посторонние нейтроны, например, ввести в реактор внешний источник нейтронов.

Есть три возможности для изменения к в реакторе:

1. изменять количество делящегося вещества;

2. изменять количество поглощающих веществ;

3. изменять утечку нейтронов из реактора.

Из сказанного следует два важных положения.

1. Для работы реактора необходимо поддерживать в нем достаточное количество делящегося материала (критическую массу), т.е. по мере того, как и⁵ сгорает, необходимо заменять часть топлива в активной зоне реактора.

2. Важно поддержание постоянного адекватного управления цепной реакцией, т.е. возможность получения небольшой надкритичности, чтобы можно было повышать мощность реактора, и возможность глушения реактора, когда это потребуется.

 

At! Следовательно, конструкция реактора должна быть такой, чтобы

1. топлива в нем было несколько больше, чей критическая масса, т.е. должен быть запас реактивности;

2. замену топлива можно было периодически или непрерывно производить без особых трудностей;

3. была возможность вводить/выводить поглощающие или размножающие материалы или изменять утечку.

На ядерных реакторах имеются достаточно сложные системы для контроля и регулирования мощности реактора и остановки его в нормальных и аварийных режимах. В качестве поглощающих материалов для регулирования применяются вещества, сильно поглощающие нейтроны: кадмий, бор, гафний, европий, индий и т.д.

1.3. ОСКОЛКИ ДЕЛЕНИЯ, МГНОВЕННЫЕ И ЗАПАЗДЫВАЩИЕ НЕЙТРОНЫ.

РАДИОАКТИВНОСТЬ, ВОЗНИКАВШАЯ ПРИ ДЕЛЕНИИ

Тяжелое ядро делится на две примерно равные части

1. за счет энергии возбуждения при захвате нейтрона:

2. спонтанно (вероятность сравнительно мала).

Осколки не находятся в основных (стабильных) состояниях и уносят значительную часть энергии возбуждения.

В большинстве случаев эти части (осколки) имеют различные мас­сы. Распределение осколков по массам носит существенно статистичес­кий характер (см. рис. 1.2). Всего известно примерно 30 каналов, по которым происходят деления.

Пробег осколков составляет примерно 10"*-10"³см.

At! Поэтому 1) тепло выделяется практически в той точке реак­тора, где происходит деление; 2) очень малая длина пробега позволяет удерживать осколки в очень тонких слоях окружающих материалов.

 

ПОЧЕМУ НЕОБХОДИМО УДЕРЖИВАТЬ ОСКОЛКИ?

Осколки перегружены нейтронами и энергия их связи мала. Поэтому осколки практически мгновенно (~10~¹⁴сек) излучают подавляющую часть нейтронов, а также гамма-кванты. Однако это не единственный возмож­ный путь избавления осколков от нейтронов. Даже испустив нейтроны, осколки все равно ими перегружены и прежде, чем станут стабильными, испытывают последовательно три и больше β^- распадов с испусканием гамма-квантов.

Пример

 

 

At! Отсюда понятно, если осколки деления окажутся где нибудь вне реактора, то они могут натворить много беды. Поэтому топливные таблетки заключают в герметичные оболочки, примерно 0.5 мм толщины которых достаточно.

ЗАПАЗДЫВАЮЩИЕ НЕЙТРОНЫ

В некоторых случаях β^- -распад осколков приводит к высокому воз­буждению дочерних ядер. Это возбуждение может быть снято двумя кон­курирующими процессами: I) испусканием нейтрона и 2) испусканием γ-квантов.

Пример. Распад двух осколков Вг⁸⁷ и J¹³⁷, принадлежащих двум разным половинам "двухгорбой" кривой распределения осколков деления по массам, показанный на рис.1.3.

По приведенной схеме распада видно, как получаются запаздывающие нейтроны двух групп с постоянными времени 55.6 с. и 22 с. Аналогично формируются и остальные группы запаздывающих нейтронов.

В курсах "Физическая теория ядерных реакторов" и "Физика реакторов" объясняется, как и почему обычно выделяют 6 групп запаздывающих нейтронов. Здесь следует только отметить, что из всего количества вторичных нейтронов (ν=2.47 для U⁵), выделяемых в одном акте деления, только ~0.65% - запаздывающие, остальные выделяются мгновенно. Осколки, из которых выделяются запаздывающие нейтроны, называются предшественниками таких нейтронов.

At! Из приведенных схем распада видно почему наличие хранилищ отработавшего топлива при энергетических ядерных реакторах - обяза­тельно: осколочная активность высока и имеет большие периоды. Поэтому необходимо отработавшие ТВС где-то хранить до тех пор, пока они не "высветятся” до приемлемой активности.

Пробеги n, γ-квантов, и β частиц заметно больше, чем пробеги осколков. Именно они, попадая на живую ткань и конструкционные материалы, губительно на них влияют.

At! Поэтому зашита от ионизирующих излучений, состоящая из бетона, воды, стали, свинца и других материалов, является важной частью конструкции ядерных реакторов.

ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ. СЕЧЕНИЯ РЕАКЦИЙ

Деление является одним из возможных, но не единственным из процессов (каналов) взаимодействия нейтронов с ядрами материалов реактора.

Вероятность протекания любой ядерной реакции, т.е. вероятность того, что нейтрон провзаимодействует с ядром какого-либо элемента или изотопа по какому-либо каналу, может быть точно измерена. Она выражается количественно и называется ядерным сечением. Этот термин возник потому, что вероятность протекания любой ядерной реакции про­порциональна эффективной площади, которую занимает ядро данного ма­териала на пути нейтрона, летящего с заданной скоростью, т.е. как некоторый размер мишени, которой является ядро для приближающейся частицы.

 

 

В настоящее время собран обширный банк данных по сечениям практически всех реакций, почти всех изотопов. Сечение ядерной реакции измеряется в единицах, называемых барн =10²⁴ см²- примерная площадь поперечного сечения ядра. Для сравнения, площадь поперечного сечения атома ~10^-16см².

Сечения реакций зависят от энергий налетающих частиц. Есть об­ласти энергий, в которых вероятность протекания реакций резко увели­чивается по сравнению с другими областями. Для некоторых значений энергии вероятность реакции частицы с ядром чрезвычайно высока. Это явление называется резонансом. При тепловых энергиях многие реакции нейтронов с ядрами имеют очень большую вероятность (сечение), обратно пропорциональную скорости нейтрона (закон 1/ν).

Условно нейтроны по энергиям принято разделять так:

0-0.3 эВ, Средняя 0.025э тепловые нейтроны;

0.3 эВ – 100 кэВ промежуточные нейтроны;

100 кэВ и больше быстрые нейтроны.

 

 

Хотя просто и удобно считать сечения площадями мишеней для налетающих частиц, это ни в коем случае не следует понимать буквально. Сечения ядер имеют широкий диапазон значений - от малых долей до сотен тысяч барн-и эти значения почти всегда сильно отличаются от геометрических сечений. Одно и то же ядро имеет разные сечения для различных ядерных реакций.

Сечения принято обозначать так: ϭ_*, где звездочка обозначает какую-либо ядерную реакцию (а - поглощение, f - деление, о - радиа­ционный захват, а - упругое рассеяние и т.д.).

В табл. 1.3 приведены данные по средним сечениям делящихся нуклидов для тепловой энергии, которыми в дальнейшем будем пользо­ваться.

 

Нуклид	барн ϭa	барн ϭf	α = ϭс /ϭf	ν
U235			0.174	2.47
Pu239			0.385	3.02
U233			0.101	2.62
Прир.ур.	7.68	4.18	0.837

At! Из таблицы видно, почему очень трудно сделать ядерный реа­ктор на природной уране - почти по­ловина нейтронов идет не на деле­ние U⁵, а на радиационный захват на U⁸.

На рис. 1.4 приведен пример зави­симости ϭ_a (I) и ϭ_f (2) для U⁵.

Видно, что радиационный захват на этом изотопе урана составляет незначительную часть во всем диапазоне энергий.

At! Именно поэтому обогащение урана по U²³⁵ дает 'возможность строить я дерную энергетику с энергетическими ядерными реакторами не только на тепловых, но и на быстрых нейтронах. В последнем случае имеется заметное число делений и U²³⁸ нейтронами c энергией >1МэВ.

СПЕКТР НЕЙТРОНОВ ДЕЛЕНИЯ. СПЕКТР НЕЙТРОНОВ В РЕАКТОРЕ

Нейтроны, получаемые в процессе деления, имеют сравнительно высокую энергию. На рис. 1.5 приведен спектр нейтронов деления. Видно, что максимум спектра находится около ~0.8 МэВ. Средняя энергия нейтронов деления составляет ~2 МэВ.

 

 

 

Спектр нейтронов в реакторе образуется из спектра нейтронов деления так: быстрые нейтроны, рожденные в топливе, сталкиваются с ядрами других веществ (воды, графита, стали и т.п.) и постепенно теряют энергию до тех пор, пока не поглотятся с делением или без него или не утекут из реактора. В стационарном состоянии устанавли­вается баланс нейтронов с различными энергиями, т.е. доли нейтронов, приходящиеся на различные интервалы энергий, остаются неизменными во времени.

At! Распределение этих долей по энергиям есть спектр нейтронов в реакторе, который, конечно же, отличается от спектра нейтронов деления. Вопрос. В какую сторону по энергиям?

Если доля нейтронов в реакторе, находящихся в скоростном (теп­ловом) равновесии с окружающей средой при данной температуре, доста­точно велика (подавляюща), то говорят, что это реактор на тепловых нейтронах. Обычно тепловой нейтрон имеет среднюю скорость ~2200м/с.

At! Таким образом, чтобы сделать реактор на тепловых нейтронах необходим: (кроме топлива с U⁵) еще и замедлитель нейтронов - какое-нибудь хорошо замедляющее нейтроны (с малым массовым числом) вещество - вода, обычная и тяжелая, графит, бериллий и т.д.

 

Компонент	Применение	Материал
Топливо	Для осуществления реакции деления и выработки энергии.	U233, U235, Pu239
Замедлитель	Для замедления быстрых нейтронов деления до тепловых энергий.	H2O, D2O, графит, Be
Отражатель	Для уменьшения утечки нейтронов, для защиты конструкций и персонала от ионизирующих излучений.	То же что и в замедлителе.
Теплоноситель	Для отвода тепла из активной зоны реактора.	H2O, В2O, воздух, He, Na, висмут, свинец, CO2
Управляющие стержни	Для управления критичностью и мощностью.	Cd, B, Hf, Gd, Eu, In
Конструкционные материалы	Для оболочек топлива, для сооружения активной зоны.	Нерж. сталь, Zr, Al и т.п.
Защита	Для защиты конструкций и персонала от ионизирующих излучений	Погл. материалы, бетон, H2O, свинец

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Итог изложенному в этой главе можно подвести в виде следующей таблицы.

КОМПОНЕНТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И МАТЕРИАЛЫ

ГЛАВА 2. СПОСОБЫ ПРЕОБРАЗОВАНИЯ ЭНЕРГИИ ДЕЛЕНИЯ В ПОЛЕЗНУЮ РАБОТУ

2.1. КОЭФФИЦИЕНТ ПОЛЕЗНОГО ДЕЙСТВИЯ

При преобразовании энергии часть ее теряется. Если в некоторой машине или аппарате осуществляется процесс преобразования и/или пе­редачи энергии, то эффективность этого процесса обычно характеризуют коэффициентом полезного действия (КПД). Схема такого устройства имеет вид, избраненный на рис. 2.1.

 

 

КПД определяется как отношение полезной работы к подведенной энергии η=E_пол/E_под. Из закона сохранения энергии E_под = E_пол + E_пот, тогда

 

Из курса термодинамики известно, что для непрерывного получения работы из теплоты необходимо иметь рабочее тело, которое осуществля­ло бы последовательность круговых процессов, т.е. таких процессов, при которых оно периодически возвращалось бы в исходное состояние. В каждом цикле кругового процесса рабочее тело получает некоторое ко­личество теплоты Q, от первичного источника энергии (в нашем случае от ядерного топлива) при достаточно высокой температуре и отдает меньшее количество теплоты Q₂ окружающей среде (воде, воздуху).

Так как рабочее тело после цикла возвращается в исходное состояние и не меняет свою внутреннюю энергию, то, в соответствии с законом сохранения энергии, разность теплот превращается в работу

L = Q₁ - Q₂.

Возможность и эффективность преобразования теплоты в другие виды энергии (механическую, электрическую), в первую очередь, опре­деляется температурой, при которой теплота Q₁ может быть передана рабочему телу. Температура, при которой отдается теплота Q₂, также существенна.

Однако поскольку теплота отдается окружающей среде, то реально эта температура изменяется в нешироких пределах, определяе­мых колебаниями температуры окружающей среды.

Эффективность преобразования теплота в работу оценивают термическим КПД: η=L/Q₂=1-Q₂/Q₁. Из курса термодинамики известно, что, если задана абсолютная температура T₁ подвода теплоты Q₁ и температура T₂ отвода теплоты Q₂, то максимально возможный КПД

η_{t, max}=1-T₂/T₁

Такой КПД теоретически может быть получен в так называемом цикле Карно, который на практике не реализуется. Все реальные циклы, у которых наивысшая температура подвода теплоты T₁, а наинизшая температура отвода теплоты T₂, могут иметь термический КПД

η_t≤1-T₂/T₁

At! Таким образом, конструкция ящерного реактора должна быть такой, чтобы температура топлива и соответственно теплоносителя была максимально возможной. В этом случае эффективность реактора как тепловой машины будет максимальной.

2.2.ПРЕОБРАЗОВАНИЕ ТЕПЛОТЫ В ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ ЧЕРЕЗ МЕХАНИЧЕСКУЮ РАБОТУ

На всех АС тепловая энергия, получаемая в ядерном топливе, пре­вращается в механическую при расширении пара в турбине, которая в свою очередь вращает электрогенератор, вырабатывающий электричество. Паросиловая установка, упрощенный вид которой схематически изображен на рис. 2.2, включает 1 - источник тепла, 2- паровую турбину. 3 - конденсатор, 4 - насос.

Паросиловые установки работают по так называемому циклу Ренкина, т.е. по циклу, в котором рабочее тело при высоких температурах является паром и в виде пара совершает работу в турбинах, а при низких температурах - жидкостью. Поскольку жидкость практически несжимаема, то насос 4, служащий для подъема давления и циркуляции рабочего тела, потребляет относительно мало энергии L_H. Максимальный КПД есть

В ядерной энергетике может быть несколько вариантов передачи тепла рабочему телу:Q₂

1. источник тепла I - сам реактор:

2. источник тепла I - теплообменник, к которому тепло подводится от реактора через промежуточный контур, как показано на рис. 2.3;

3. ставится несколько промежуточных теплообменников, как на рис. 2.4.

Такая традиционная схема преобразования тепла в электричество и ее влияние на особенности конструкций собственно ядерных реакторов далее обсуждаются достаточно обстоятельно в соответствующих главах. Максимальный КПД, которого можно достичь в этой схеме, составляет 33-40%.

2.3.ПРЯМЭЕ ПРЕОБРАЗОВАНИЕ ТЕПЛА В ЭЛЕКТРИЧЕСТВО

Поскольку исходным видом энергии в устройствах прямого преобра­зования энергии является теплота, их КПД при получении электроэнер­гии подчиняется ограничениям второго закона термодинамики и не может превосходить КПД цикла Карно для того же интервала температур.

Есть два способа прямого преобразования:

1. термоэлектрический:

2. термоэмиссионный.

 

ТЕРМОЭЛЕКТРОГЕНЕРАТОРЫ

Работа термоэлектрогенераторов (ТЭГ) основана на термоэлектри­ческих эффектах, открытых еще в прошлом веке: эффекте Пельтье и эффекте Зеебека.

ЭФФЕКТ ПЕЛЬТЬЕ

Если через спай разнородных проводников (металлов, полупровод­ников) пропустить постоянный ток I, то в этом спае в зависимости от направления тока выделяется или поглощается теплота

Q_П=αIT,

где α - коэффициент, зависящий от свойств выбранных проводников, T - температура спая.

ЭФФЕКТ ЗЕЕБЕКА

Если в цепи, состоящей из двух разнородных проводников спаи находятся при разных температурах т, и т₂, то возникает электродвижущая сила (э.д.с.) Е, пропорциональная разности температур:

Е=α(T₁-T₂)

где α - коэффициент термо-э.д.с. или коэффициент Зеебека.

Вполне понятно, что оба эффекта как бы дополняют друг друга и имеют одну и ту же физическую сущность, состоящую в том, что, если в каком-либо теле есть свободные электроны, то они стремятся прийти в тепловое равновесие с окружающими ядрами вещества. Поэтому в обеих формулах коэффициент α один и тот же.

На рис. 2.5. приведена принципиальная схема одного ТЭГ. Термо­электроды 1 и 2, выполненные из различных материалов, электрически соединены в спаях A и B. Электрод 2 разорван, и в этот разрыв включены ключ 3 и нагрузка R.

Если спаи A и B поддерживаются при разных температурах T₁ >T₂, то при разомкнутом ключе в цепи будет разность потенциалов Е. Если ключ 3 замкнуть, то в цепи и нагрузке потечет ток I. Но, согласно эффекту Пельтье, при протекании тока I через спай разнородных проводников в этом спае поглощается или выделяется теплота Q_n. Допустим, в спае A ток течет от проводника 1 к проводнику 2 и за счет этого в нем поглощается теплота Q₁=αIТ₁, которую необходимо подводить. Тогда в спае B, наоборот, ток течет от проводника 2 к проводнику 1, за счет чего в этом спае выделяется теплота Q₂=αIT₂, которую необходимо отводить.

При протекании тока I в цепи, где действует эдс. Е, будет произведена электрическая энергия L_эл=ЕI, т.е.

L_эл=α(T₁-T₂)I.

В идеальном случае

L_эл=Q₁-Q₂

 

Для такого идеального ТЭГ КПД составил бы

 

т.е. в этом случае КПД равен КПД цикла Карно.

Однако в реальности такой КПД получить нельзя. Наряду с описан­ными выше процессами в ТЭГ происходят другие, существенно снижающие КПД. Прежде всего, за счет разности температур между спаями по самим электродам 1 и 2, обладающим определенной теплопроводностью, от го­рячего спая к холодному перетекает теплота Q_T. Ясно, что эта теплота бесполезна. Она при неизменной L_эл увеличивает требуемую теплоту Q₁, т.е. уменьшает КПД. Количество теплоты Q_T при заданной разности T₁-T₂ пропорционально коэффициенту теплопроводности λ и площади поперечного сечения проводника и обратно пропорционально его длине.

Принято качество ТЭГ измерять коэффициентом добротности

z~α²/λ

Чем больше z, т.е. чем больше производительность ТЭГ, измеряемая ко­эффициентом α, и чем меньше потери тепла, измеряемые коэффициентом теплопроводности λ, тем выше должен быть КПД ТЭГ.

На рис. 2.6 приведены зависимости КПД ТЭГ η от коэффициента добротности z при раз­личных температурах горячего спая. Из него виден тот идеал, к кото­рому следует стремиться при создании ТЭГ: необходимо обеспечить коэ­ффициент добротности не хуже 2*10³, материалы должны выдерживать, а системы должны поддерживать температуру горячего спая ~1000 К.

Наиболее удачными материалами для термоэлектродов сейчас счита­ются сплавы и соединения элементов IV-VI групп периодической системы

 

-олова, свинца, висмута, сурьмы, теллура, селена, германия, кремния (полупроводники). Значения коэффициента добротности z для них могут достигать 2*10^-3 – 3*10^-3 1/град. Сильная температурная зависимость z приводит к тому, что реально можно достичь 1.5*10^-31/град.

Обычно ТЭГ представляет собой последовательность термоэлемен­тов, соединенных последовательно специальными коммутационными плас­тинами, образующими спаи. В результате получаются группы так называ­емых горячих спаев, работающих при температуре T₁. и холодных спаев, работающих при температуре T₂ (T₁>T₂). На рис. 2.7 приведена схема такого ТЭГ. Полная эдс, развиваемая ТЭГ, равна сумме эдс. отдельных элементов. При замыкании ТЭГ (выводы а и В) на нагрузку через все термоэлектроды и коммутационные пластины проходит один и тот же ток.

 

 

В результате горячие спаи поглощают, а холодные выделяют теплоту. Для поддержания постоянных температур T₁ и T₂ к горячим спаям надо подводить теплоту Q₁, а от холодных отводить Q₂. КПД ТЭГ оказывается несколько меньше, чем отдельного элемента из-за дополнительных потерь в коммутационных пластинах.

Из-за высокой стоимости и малых КПД ТЭГ не используются в крупной стационарной энергетике. Однако в космической энергетике они используются достаточно широко. Источником энергии являются ядерные реакторы или радиоизотопные источники. Достигаемые электрические мощности - до десятков киловатт. Используемые материалы германий-кремниевые сплавы, GeBiTe(p) и PbTe(n).

Оказывается, что поместить ТЭГ в ядерный реактор, организовать подвод и отвод тепла в условиях ограниченности массогабаритов невыгодно. Поэтому в космических энергоустановках ТЭГ вынесены в холодильники-излучатели. Горячие спаи обычно находятся при температуре T₁~900к, которая обеспечивается прокачкой жидкометалли­ческого теплоносителя. КПД таких энергоустановок <5%.

ТЕРМОЭМИССИОННЫЕ ПРЕОБРАЗОВАТЕЛИ ЭНЕРГИИ

В основе термоэмиссионных преобразователей энергии (ТЭП) лежит явление термоэлектрической эмиссии, которое состоит в том, что. если какой-либо металл, нагретый до некоторой температуры т, поместить в вакуум, то некоторое количество его электронов перейдет в вакуум. При этом переходе электроны должны преодолеть энергетический барьер, называемый работой выхода φ, составляющей обычно несколько электронвольт.

При низких температурах средняя энергия свободных электронов существенно меньше φ и лишь ничтожная часть электронов испускается в вакуум. С ростом T эго количество резко возрастает.

 

Явление термоэлектронной эмиссии широко используется в электронных лампах, ускорителях электронов.

Когда нагретое металлическое тело помещено в вакуум, через некоторое время между ним и электронным облаком устанавливается разность потенциалов, прекращающая дальнейшую эмиссию электронов. В этих условиях, сколько электронов выходит из металла, столько же возвращается в него за счет естественной конденсации. Равновесная разность потенциалов между металлом и электронным облаком как раз равна работе выхода металла φ.

Электроны, эммитируемые телом (катодом - эммитером) можно отбирать, например, размещая рядом с катодом анод (коллектор) и прикла­дывая напряжение соответствующего знака. Максимальное количество электричества, которое можно отобрать в единицу времени, называется током насыщения. Плотность i этого тока может быть вычислена по формуле Ричардсона

i=AT²exp(,

 

где А≈120а/(см²к²) - постоянная Ричардсона, φ- работа выхода метал­ла, к - универсальная постоянная Больцмана.

ГДЕ ВЗЯТЬ НЕОБХОДИМОЕ НАПРЯЖЕНИЕ?

Если к катоду и аноду приложить напряжение от постороннего эле­ктрического источника, действующее непрерывно, и замкнуть цепь через нагрузку, то по цепи потечет ток, определяемый работой выхода φ и температурой т катода. Так работают все электронные лампы. Но это потребители, а не источники энергии!

Работа источников энергии организуется иначе. Если поместить в вакуум два электрода из различных металлов, имеющих разные работы выхода φ₁ и φ₂, то между ними установится некоторая разность потенци­алов ∆φ(см. рис. 2.8).

Понятно, если температура электродов 1 и 2 одинакова, то при замыкании цепи ток не пойдет (иначе это был бы вечный двигатель). Если электрод - эммитер I имеет более высокую тем­пературу, чем электрод-коллектор, то при замыкании цепи электроны с эммитера пойдут на коллектор.

 

Если температуру эммитера не поддерживать, то он охладится, т.к. при отборе электронов электрод охлаждается (эффект Эдиссона). Чтобы сохранить температуру эммитера постоянной, к нему надо подводить теплоту

на единицу поверхности, где e - заряд электрона, остальные обозначения уже пояснены выше. Когда электроны входят из вакуума в коллектор, в нем выделяется соответствующее количество теплоты (подобно теплоте конденсации) и, чтобы сохранить температуру коллектора постоянной, эту теплоту необходимо отводить.

У идеального ТЭП КПД близок к КПД цикла Карно, осуществляемого при температуре эммитера T₁ и температуре коллектора T₂ (T₁ >T₂):

(2.1)

Если бы не последнее слагаемое в знаменателе, эта формула сов­пала бы с формулой для КПД цикла Карно. Отличие возникло из-за того, что помимо работы выхода электроны, уходящие с электрода, должны приобрести энергию, соответствующую температуре данного электрода, а эта энергия не преобразуется в электрическую работу. Обычно это сла­гаемое колеблется от 0.1 до 0.2, т.е. η_mах составляет от 0.8 до 0.9 от КПД цикла Карно.

Действительный КПД ТЭП еще меньше по следующим двум основным причинам.

Первая причина - перенос теплоты с эмиттера на коллектор путем излучения.

Поскольку рабочие температуры ТЭП достаточно высоки (температу­ра эмиттера 1500-2000 K), лучистые потоки q_л оказываются весьма существенными и эффективных методов борьбы с ними пока нет. В других (электрических) терминах и с учетом q_л формула (2.1) перепи­сывается как

Коль скоро нет возможности уменьшить q_л, то надо стремиться увели­чить ток 1 и разность работ φ₁ - φ₂. Но наибольший ток 1 можно получить, уменьшив φ₁ (см. формулу Ричардсона). В общем, в данном случае

 

при разработке эффективных ТЭП решают оптимизационную задачу для эмиттера и проблему уменьшения φ₂ для коллектора.

Вторая причина - в отличие от идеального ТЭП в вакуумном зазо­ре между эмиттером и коллектором реального ТЭП возникает пространст­венный заряд за счет высокой концентрации электронов.Это приводит к

 

 

тому, что распределение потенциала между эмиттером и коллектором приобретает вид, как на рис. 2.9, Наличие максимума высотой © при­водит к следующему: чтобы достичь коллектора, электроны эмиттера кроме тепловой энергии 2kT₁ и энергии φ₁ должны приобрести еще энергию δ. После прохода максимума эта энергия пойдет на сообщение электронам дополнительной кинетической энергии, которая затем беспо­лезно выделится на коллекторе в виде теплоты, требующей дополнитель­ных усилий по ее отводу.

Наличие пространственного заряда существенно снижает характери­стики ТЭП. Есть методы борьбы с ним. Наиболее простой способ - уменьшение расстояния между эмиттером и коллектором. Разумеется, таким способом можно добиться, чтобы δ≈0. Но для этого необходимо поддержи­вать зазор между эмиттером и коллектором на уровне ~0.01-0.001мм. Обеспечить высокую надежность, большие сроки службы ТЭП и (одновре­менно) такие малые зазоры - очень большая технологическая проблема. Более эффективной оказывается компенсация пространственного заряда с помощью положительных ионов. Ясно, что при введении в элек­тронное облако некоторого количества зарядов противоположного знака отрицательный потенциал снизится. На практике это достигается введе­нием в межэлектродный зазор ТЭП паров цезия (Cs). Атомы цезия легко ионизируются,

образуя положительные ионы, которые могут компенсиро­вать пространственный заряд. Для получения паров цезия ТЭП снабжают резервуаром с жидким цезием, который поддерживают при строго опре­деленной температуре, соответствующей требуемому давлению паров Сs.

Помимо компенсации пространственного заряда Cs выполняет еще две очень важные функции.

1. Работа выхода Cs существенно ниже, чем у обычно применяемых материалов для эмиттеров и коллекторов. Поэтому, когда на коллекторе адсорбируется некоторое количество Cs, работа выхода коллектора φ₂ существенно снижается.

2. Адсорбция цезия на эмиттере (в так называемых ТЭП высокого давления) позволяет существенно повысить токи i с него.

В итоге КПД и мощностные характеристики ТЭП улучшаются. Реально КПД ТЭП могут достигать 10-15% и есть резервы их дальнейшего увеличения.

В ядерной энергоустановке (ЯЭУ), основанной на этом принципе преобразования энергии, можно создать компактный реактор-преобразо­ватель (РП), у которого вся энергопроизводящая часть встроена в саму активную зону и не содержит движущихся частей. Во вне имеется только контур охлаждения. В этой схеме сам твэл выполняется в виде ТЭП (см. рис. 2.10). Такие конструкции уже созданы и успешно работали, например, отечественная космическая ЯЭУ с РП "Топаз". Создание такой установки - сложная инженерная задача, т.к. ТЭП должен работать при высоких температурах, больших токах и нейтронных потоках. Последнее особенно неприятно, т.к. свойства используемых материалов под облучением могут сильно изменяться.

В настоящее время рассматриваются возможности создания комбини­рованных ЯЭУ: прямое преобразование + машинный способ преобразования энергии.

2.4. ДРУГИЕ СПОСОБЫ ПРЕВРАЩЕНИЯ ЭНЕРГИИ ДЕЛЕНИЯ В ПОЛЕЗНУЮ РАБОТУ

МГД-способ

Принцип работы магнитогидродинамического (МГД) генератора, по существу, идентичен принципу работы обычного электромеханического генератора. Так же, как в обычном, в МГД-генераторе эдс. генерируется в проводнике, который с некоторой скоростью пересекает силовые линии магнитного поля. Однако, если в обычных генераторах подвижные прово­дники изготовлены из твердых металлов, то в МГД-генераторе они пред­ставляют собой поток электропроводной жидкости или газа (плазмы).

Упрощенная схема МГД-генератора приведена на рис. 2.11. В ка­нал, обычно прямоугольного сечения, поступает поток электропровод­ного рабочего тела, имеющий скорость W. В соответствии с законами

электродинамики, при движении рабочего тела в магнитном поле с индукцией B в нем индуцируется электрическое поле с напряженностью Е, а на электродных стенках возникает эдс, равная произведению Eb, где b - поперечный размер канала. Если электроды присоединить к внешней нагрузке R_n в ней и рабочем теле возникает ток I. Этот ток, протекая в канале, взаимодействует с магнитным полем, в результате

 

чего на каждый объем рабочего тела действует электромагнитная направленная против движения, тормозящая поток. За счет этого кинетическая энергия потока рабочего тела преобразуется, в конечном итоге, в энергию электрического тока.

В зависимости от вида рабочего тела различают плазменные и жид­кометаллические МГД-установки. Кроме того, эти установки могут быть открытого и замкнутого цикла. Установки открытого цикла используют рабочее тело только один раз и рассматриваются как надстройки к обы­чным паросиловым установкам, работающим на органическом топливе. В МГД-установках замкнутого цикла рабочее тело претерпевает цикличес­кие изменения, многократно проходя рабочий объем МГД-генератора. Эти установки могут использовать ядерный реактор, как источник тепла.

Есть три пути использования ядерных реакторов в МГД-установках.

ПУТЬ 1. В первой главе уже говорилось, что реакторы на быстрых нейтронах используют в качестве теплоносителя жидкие металлы (ЖМ). ЖМ, являясь проводниками электрического тока, - идеальные рабочие тела для МГД-генераторов. Но трудность в том, что требуются большие скорости w, которые в плазменных МГД-генераторах получаются за счет расширения в сопле. ЖМ несжимаемы и разогнать их за счет расширения невозможно. Если разгонять просто насосом, то на это потребуется больше энергии, чем будет в итоге произведено. Известны такие способы преодоления этого недостатка: частично (до 12-13%) испаряют ЖМ (инжекторный способ); добавляют (до 30%) газ (схема с двухфазным потоком). Оба способа делают рабочее тело МГД-генератора сжимаемым.

ПУТЬ 2. Газоохлаждаемый реактор. Рабочее тело - плазма какого- либо инертного газа, полученная за счет его разогрева в ядерном ре­акторе. Понятно, что в этом случае большой проблемой является полу­чение очень высоких температур рабочего тела и одновременное обес­печение стойкости материалов реактора.

ПУТЬ 3. Газофазный ядерный реактор. В этом случае рабочее тело

- само делящееся вещество в газообразном состоянии. Оно прокачивает­ся через реактор так, что выделяемая за счет реакции деления тепло­та уносится самим потоком рабочего тела. Отличие от обычных ядерных реакторов - в обычных горючее твердое, а теплота от него отбирается жидким или газообразным теплоносителем.

В схеме газофазного реактора существует возможность поднять температуру рабочего тела до значений ≥10000 к. При такой температуре делящееся вещество ионизируется и превращается в плазму, не требуя в связи с этим ионизирующей присадки.

 

Рабочим телом в газофазном реакторе может быть либо сам испа­ренный уран, либо его какое-нибудь достаточно летучее соединение, например, шестифтористый уран (UF₆), который сублимируется при T=53°C и атмосферном давлении. Это свойство UF₆ позволяет в схеме МГД-установки реализовать такой же термодинамический цикл, как и в обычной паросиловой установке. Одна из возможных схем МГД-установки с газофазным ядерным реактором показана на рис. 2.12

В конденсаторе вода испаряется и участвует в обычном паросиловом цикле, отдавая энергию турбине. В регенеративном теплообменнике UF₆, идущий в реактор, подогревается до нужных температур за счет высокопотенциального тепла UF₆, отработавшего в МГД-генераторе.

ЯДЕРНЫЕ РАКЕТНЫЕ ДВИГАТЕЛИ

Ядерные ракетные двигатели (ЯРД) непосредственно преобразуют теплоту, полученную за счет деления тяжелых ядер в ядерном реакторе, в кинетическую энергию движения ракеты. При организации обитаемых экспедиций к планетам Солнечной системы человечество неизбежно придет к замене химических ракетных двигателей (ХРД) на ЯРД. Только ЯРД могут обеспечить необходимые параметры движения, гарантирующие возврат экспедиций на Землю.

Вполне понятно, что высокие качества ЯРД могут быть обеспечены только в том случае, если наземная ядерная энергетика имеет доста­точно высокое развитие. Это внушает оптимизм относительно развития

 

отечественной ядерной энергетики, т.к. человечество по своей природе не может не стремиться к освоению хотя бы ближайших к Земле планет.

Используя только самые простые сведения из общей физики и тео­рии ракет, проведем сравнение ХРД и ЯРД. В ХРД рабочее тело само по себе является источником энергии, которая потом утилизуется в виде энергии движения ракеты. Энергия возникает при сгорании химического топлива и соответствующего повышения температуры продуктов сгорания по сравнению с. исходными температурами топлива и окислителя. Значит, в состав рабочего тела этих двигателей обязательно должен входить окислитель и желательно как можно более эффективный, например, кислород или фтор. Это значит

1. кроме топлива необходимо в ракете же возить и большое количество окислителя (а это лишний груз);

2. наличие на борту эффективного окислителя в больших количес­твах представляет определенную опасность, особенно важную для обитаемых экспедиций.

Так как ракеты движутся в соответствии с законом сохранения количества движения, необходимо чтобы рабочее тело выбрасывалось из ракеты с возможно большей скоростью. В соответствии с этим важнейшей характеристикой качества ракеты является тяга

R=mv,

где m - массовый расход рабочего тела, v - скорость истечения из сопла. Известно, что скорость газа на выходе из идеального сопла есть

где T_к - температура газов перед соплом, М - относительная молекулярная масса истекающих газов.

Из приведенных соотношений сразу видны преимущества ЯРД по сравнению с ХРД.

1.В ХРД максимум, чего можно добиться, это

v≤6.5 км/с.,

т.к. в ХРД величина и не может быть снижена заметно ниже, чем 18, из-за наличия в рабочем теле атомов окислителя. В ЯРД рабочим телом может быть один водород с М=1. Из последней формулы сразу следует, что только из-за этого (т.е. при одной и той же T_к) скорость

истечения может быть увеличена в ~ раз, т.е. втрое - вчетверо.

 

Повышение т_к еще более увеличивает это преимущество.

2. Поскольку в ЯРД источник тепла - ядерный реактор, т.е. не химическое горение, а сжигание делящихся ядер, то отпадает необходимость иметь на борту окислитель. Следовательно, заметно уменьшаются массогабариты двигателя и его систем, потребные только для обеспечения его работы.

Огромная энергоемкость ядерного топлива позволяет реализовать эти преимущества. На рис. 2.13 приведена типичная схема ЯРД.

 

Рис. 2.13 требует только одного комментария: подвод рабочего тела (указан стрелками) организован через стенки сопла для того, чтобы, во-первых, их охлаждать, во-вторых, чтобы использовать тепло, неизбежно исходящее от стенок сопла, для повышения КПД за счет предварительного подогрева рабочего тела перед входом в реактор.

 

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

 

В этой главе рассмотрены все способы преобразования энергии де­ления ядерного топлива в полезную работу, которые или уже освоены (паросиловой, термоэлектрический, термоэмиссионный), или имеют реа­льную перспективу реализации (МГД, ЯРД), подготовленную развитыми современными технологиями и научно-техническим потенциалом передовых стран. Россия имеет все возможности для участия в соревновании по промышленному освоению новых способов утилизации энергии деления тяжелых ядер.

 

ГЛАВА 3. МАТЕРИАЛЫ ДЛЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ.

КЛАССИФИКАЦИЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Так как топливо сосредоточено в твэлах, то они являются главны­ми элементами активной зоны ядерного реактора. Только зная типовую конструкцию твэлов, можно понять из каких материалов лучше всего их изготавливать.

3.1.ТИПОВАЯ КОНСТРУКЦИЯ ТВЭЛОВ

Основные конструкционные элементы типового твэла схематически изображены на рис. 3.1.

 

Комментарии к рис. 3.1.

1. Активный объем заполняется топливом с тем или иным обогащением по горючему (0.7-90%).

2. Экранирующий объем заполняется ураном-238 или отражателем.

3. Зазор заполняется газом или хорошо теплопроводящим материа­лом, чтобы обеспечить большие тепловые потоки.

4. Газовый объем предназначен для собирания газообразных оскол­ков деления и удержания давления в твэле в допустимых пределах (делается не всегда).

5. Если экран и топливо изготавливаются из коррозионно взаимо­действующих материалов, между ними ставят разделительные элементы.

 

 

6. Центральное отверстие служит для собирания газообразных осколков деления и компенсации возможного распухания топлива.

7. Дистанционируюшй элемент, предназначен для обеспечения требуемого проходного сечения между соседними твэлами.

8. Концевые детали служат для закрепления твэлов в ТВС.

ТИПЫ ТВЭЛОВ

1. Цилиндрический:

а) если он располагается в отдельном цилиндрическом канале, то это - стержневой твэл;

б) если собирается много твэлов в одном канале, то они называются прутковыми, а вся конструкция - ТВС.

2. Пластинчатый (рис. 3.2, а).

3. Кольцевой (рис. 312, б) - омывается теплоносителем с обеих сторон.

4. Трубчатый (рис. 3.2,в) - омывается теплоносителем только изнутри

5. Шаровой (рис. 3.2.г).

Описание материалов для ядерных реакторов целесообразно вести от энергообразующего места к периферии. При этом всегда будет обра­щаться внимание, как на достоинства материалов, так и на их недостат­ки. Так устроено природой, что в ней нет ничего идеального. Поэтому нет материалов, идеально подходящих во всех отношениях для ядерных реакторов.

3.2.ТОПЛИВО

Топливо работает в жестких условиях облучения, высоких темпе­ратур, переменных давлений и тепловых напряжений из-за неравномерно­сти тепловых полей. Если не соблюдать условий нормальной работы, мо­гут появиться коррозия и эррозия. Поэтому твэлы работают в очень на­пряженных условиях и в процессе работы их механические свойства из­меняются. Так как топливо облучается, через некоторое время с ним уже нельзя работать в непосредственном контакте, т.е., если твэл почему-то перестал удовлетворять предъявляемым требованиям (напри­мер, оболочка потеряла герметичность), то его исправить невозможно.

Важным для конструкции твэлов эффектом в топливе является свеллинг (радиационное распухание). Вследствие выделения в топливе газо­образных продуктов деления, например, ксенона (см. рис. 1.3), оно распухает (меняет геометрию). В значительной мере этим эффектом определяется допустимое выгорание топлива.

При создании ядерных реакторов для определения, наиболее опти­мальной конструкции твэлов и подходящих материалов проводят много экспериментов, в результате анализа которых выбирают материалы и ре­жимы работы твэлов. С точки зрения проектанта (конструктора, расчет­чика) основными лимитирующими параметрами для топлива являются

1) допустимая максимальная температура топлива, 2) допустимое максимальное выгорание.

ЧИСТЫЙ МЕТАЛЛИЧЕСКИЙ УРАН

С нейтронно-физической точки зрения наилучшим материалом, для топлива можно было бы считать чистый металлический уран без примеси ядер каких-либо других элементов. В этом случае необходимо считаться со свойствами (в том числе и отрицательными) только самого деляще­гося материала. Однако чистый металлический уран - очень нестойкий материал, т.к. склонен к формоизменению под воздействием высоких температур.

 

Максимальная температура, при которой он может еще рабо­тать без существенных формоизменения и распухания, 400°с. Например, при T=500°с распухание достигает 20%.

Предельное выгорание для этого топлива может быть не более 1% делящихся ядер.

Чистый металлический уран - коррозионно активный материал и взаимодействует почти со всеми материалами, используемыми в реакто­рах уже до 400°С.

По изложенным причинам чистый металлический уран может приме­няться в реакторах, где T_{горючего}< 300-400°с.

 

ЛЕГИРОВАННЫЙ МЕТАЛЛИЧЕСКИЙ УРАН

Чтобы улучшить свойства металлического урана, ег о легируют обычно молибденом (до 10% молибдена). Чем больше молибдена, тем выше предельная температура (до 650-715°С) и предельное выгорание (до 2- 2.5%). Коррозионные свойства также улучшаются. Например, допустимая температура в контакте с нержавеющей сталью становится равной 550°С. Это положительные свойства.

Теперь о недостатке. Легирование урана приводит и к отрицатель­ным эффектам, т.к. на молибдене происходит паразитный захват нейтро­нов в тепловой области энергий и это ухудшает нейтронный баланс. В особенности в реакторах на тепловых нейтронах.

МЕТАЛЛИЧЕСКИЙ ПЛУТОНИЙ

Этот материал ведет себя в реакторе примерно так же, как и металлический уран. Кроме того, его предельные параметры еще ниже. Поэтому металлический плутоний тоже подвергают легированию.

ОКИСЛЫ УРАНА И ПЛУТОНИЯ

В ядерной энергетике практически используются двуокиси: UO₂ и PuO₂. Основные параметры этих материалов приведены в табл. 3.1.

Таблица 3.1

 

Материал	ToC плавления	ToC допустимая	Плотность Теоретич. г/см3	Плотность Достиж. г/см3	Теплопровод- ность кк/(м*час*oC)
UO2	~2800	~2500	~11	~8-10	1.5-2
PuO2	~2200	~2000	-“-	-“-	-“-

 

Недостатки этих материалов в одних отношениях становятся их достоин­ствами в других отношениях. Например, относительно малые плотность и теплопроводность приводят к необходимости уменьшать размеры твэлов, чтобы избежать их пережога за счет превышения предельных температур в центре твэла. Однако "пористость" двуокисей и малые размеры твэлов позволяют достичь сравнительно высоких выгораний - до 10% и выше.

Малая плотность и наличие O₂ вредно для реакторов на быстрых нейтронах, т.к. смягчается спектр нейтронов и увеличивается размер активной зоны.

КАРБИДЫ U и Pu

Наиболее распространены монокарбиды UC и PuC. Плотность у них несколько выше, чем у двуокисей и составляет ~14 г/см³. Теплопровод­ность близка к теплопроводности металлического урана и составляет ~15-20 ккал/(м час °с), т.е. ~ в 10 раз выше, чем у UO₂. Температура плавления также высока (~2450°C), что позволяет эксплуатировать это топливо при температурах до ~2200°C.

Недостаток - смягчает спектр нейтронов в быстром реакторе из-за наличия ядер углерода.

ДИСПЕРСИОННОЕ ТОПЛИВО

Представляет собой гетерогенную смесь, в которой топливная фаза дисперсно (равномерно) распределена в нетопливном матричном материа­ле. При этом, каждая частица ядерного топлива является как бы микро-твэлом, заключенным в оболочку, роль которой выполняет матрица.

В качестве топливной фазы применяют металлические уран и плутоний, и их сплавы, а также различные соединения. В качестве матриц используются металлы, керамические материалы, графит.

3.3.КОНСТРУКЦИОННЫЕ МАТЕРИАЛЫ

Очень ответственной деталью, непосредственно прилегающей к топливу, является оболочка твэла. Оболочки твэлов работают в сложных условиях высоких температур и активных сред. Самый главный вредный фактор - все виды излучения, возникающие в реакторе, проходят через оболочку либо от топлива наружу твэла, либо извне твэла к топливу. Кроме того, оболочки могут изнашиваться от воздействия дистанционирующих и других узлов, с которыми контактируют твэлы, подвергаться коррозии и эррозии (вымыванию) как со стороны теплоносителя, так и со стороны топлива (например, под воздействием продуктов деления).

 

На наружных поверхностях оболочек могут откладываться продукты кор­розии других элементов реактора.

Основные требования к материалам оболочек.

1. Низкое сечение захвата нейтронов в рабочем спектре реактора.

2. Коррозионная и эрозионная стойкость в теплоносителях при заданных параметрах, совместимость с топливом и продуктами деления.

3. Высокая теплопроводность.

4. Удовлетворительные механические свойства (прочность, пласти­чность, ползучесть) с учетом воздействия излучений, вызывающих изменения этих свойств.

5. Технологичность, т.е. возможность изготовления труб и других требуемых профилей, свариваемость и т.д.

6. Экономичность и доступность.

В дальнейшем нам понадобятся параметры некоторых конструкцион­ных материалов, приведенные в табл. 3.2.

Таблица 3.2

материал	Плотность г/см3	Температ. Плавления оС	Коэффиц. Теплопр. Вт/(м,с)	Сечение Поглощ. барн
Al	2.7			0.215
Mg	1.74			0.059
Zr	6.5		23.9	0.180
Нерж.ст.	7.95	~1400	14.6	2.880
графит	1.65	~3650	130-170	0.0045

 

АЛЮМИНИЙ И ЕГО СПЛАВЫ

Алюминий и его сплавы обладают очень высокой теплопроводностью и малым сечением захвата тепловых нейтронов, стойки в воде. Могут использоваться при температурах до 300°С. Поэтому используются в низкотемпературных (например, исследовательских, бассейнового типа) реакторах, в том числе в контакте с металлическим ураном.

МАГНИЙ И ЕГО СПЛАВЫ

Магний и его сплавы имеют низкое сечение поглощения нейтронов, высокую теплопроводность, достаточно дешевы и доступны. Например, сплав магнокс (легирование ~0.6% Zr, 0.8% Al) имеет неплохие механи­ческие и коррозионные свойства. Однако магний и его сплавы нестойки в воде.

 

Поэтому в водяных реакторах не применяются. Основное приме­нение магнокс получил в газоохлаждаемых реакторах, где теплоно­ситель - CO₂ (английские и французские реакторы с металлическим ураном в качестве топлива). Применяется при температурах до 400°C.

ЦИРКОНИЯ И ЕГО СПЛАВЫ

Цирконий и его сплавы очень хороши для реакторов на тепловых нейтронах. У них достаточно низкое сечение захвата тепловых нейтро­нов и неплохая теплопроводность.

Но чистый цирконий не обладает хорошими механическими свойства ми. Поэтому его легируют ванадием и/или ниобием. Сплав циркалой, применяемый в российской ядерной энергетике - это Zr+(1-3)%Nb. Леги­рованием добиваются улучшения не только механических, но и коррози­онных свойств.

Дело в том, что цирконий имеет большую активность к водороду и

O₂. При T-400°с возникает бурная реакция с водородом: Zr растворяет водород и образуются гидриды циркония, в результате чего исходный материал сильно охрупчивается. Специальной технологией эта склон­ность снижается. Но этот недостаток устранить полностью практически невозможно. Тем не менее, циркалой широко применяется в реакторах типа ВВЭР и РБМК.

НЕРЖАВЕЮЩИЕ СТАЛИ

У сталей хорошие механические свойства, но меньший, чем у дру­гих материалов, коэффициент теплопроводности и очень высокое сечение захвата тепловых нейтронов. Они коррозионно стойки в воде до 360°С, а в водяном паре, газах и жидких металлах до 650°С.

Понятно, что для реакторов на быстрых нейтронах больное сечение захвата тепловых нейтронов особого значения не имеет. Поэтому нержа­веющие стали - основной конструкционный материал для таких реак­торов. Был неплохой опыт их использования и в реакторах на тепловых нейтронах (AM Первой в мире АЭС, АМБ-100 и АМБ-200 Белоярской АЭС).

ГРАФИТ

Графит используется для оболочек паровых твэлов в высокотемпе­ратурных газоохлаждаемых реакторах. Высокая теплопроводность и очень низкое сечение захвата тепловых нейтронов - большое достоинство это­го материала. Графит технологичен. Из него прессованием можно получать

 

изделия различной геометрической формы, он легко обрабатывается механически. С топливом графит хорошо совместим. Однако ему требу­ется строгое соблюдение газового режима, т.к. графит выгорает.

Для обеспечения герметичности графитовых оболочек твэлов используются покрытия из пироуглерода (PyC) и карбида кремния (SiC). Пироуглерод - форма графита, при которой большинство атомов располо­жено в виде параллельных слоев. Он хорошо задерживает газообразные продукты деления - Хe, Сr, а карбид кремния - эффективная преграда для твердых осколков деления.

3.4.ТЕПЛОНОСИТЕЛИ

Здесь имеются в виду теплоносители первого контура охлаждения реактора, т.е. непосредственно охлаждавшие твэлы.

Основные требования к материалам теплоносителей.

1. Должны иметь малые сечения захвата нейтронов на рабочем спектре реактора.

2. Должны обладать хорошими теплофизическими свойствами для обеспечения эффективного КПД.

3. Должны быть такими, чтобы расход энергии на прокачку был

мал.

4. Не должны быть коррозионно и эрозионно активными.

5. Должны мало активироваться излучениями реактора.

6. Должны быть устойчивыми в радиационных и тепловых потоках, т.е. не должны разлагаться под их действием.

7. Должны обеспечивать безопасную эксплуатацию установок (не взрываться, не быть токсичными и т.д.).

В качестве теплоносителей применяют обычную и тяжелую воду (H₂O, D₂O), газы (CO₂,Не и др.), жидкие металлы (Na, Li, K, Pb, Pb-Bi и др.).

ВОДА

Обычная и тяжелая вода различаются только ядерными свойствами, что важно при использовании их в качестве замедлителей, требования к которым обсуждаются далее. Во всем остальном свойства этих двух материалов абсолютно одинаковы. Поэтому как теплоноситель H₂O и D₂O совершенно идентичны (за исключением стоимости).

Вода имеет большую теплоемкость, поэтому требует приемлемую энергию на прокачку.

 

энергию на прокачку. Важное преимущество воды перед другими теплоно­сителями то, что она - единственное рабочее тело для турбин в паросиловом цикле. Следовательно, есть возможность создавать пар непосредственно в реакторе и подавать его на турбину.