Калин Физическое материаловедение Том 5 2008
.pdfТаблица 22.4
Достигнутые эксплуатационные характеристики стержней СУЗ
Тип реактора |
Поглощающий |
Максимально достигнутый |
|||
материал |
|
|
ресурс, лет |
||
|
|
|
|
Россия |
В мире |
Водо-водяной под |
В4С (порошок) |
3* |
− |
||
давлением (ВВЭР, |
В4С (таблетки) |
5** |
− |
||
PWR) |
− |
8 |
|||
|
Бористая сталь |
18 |
− |
||
|
Dy2O3 TiO2 (порошок) |
4* |
− |
||
|
80%Ag-15%In-5%Cd |
|
21 |
||
|
Hf (без оболочки) |
− |
15 |
||
Водо-водяной |
Бористая сталь |
31 |
− |
||
кипящий (ВК-50, |
В4С (порошок) |
− |
6 |
||
BWR) |
Hf (пластины) |
− |
8 |
||
С графитовым |
В4С (кольцо) |
|
7 |
− |
|
замедлителем |
В4С (порошок) |
4 |
− |
||
(РБМК) |
Бористая сталь |
3 |
|
||
На быстрых |
− |
10 |
В) |
550 эфф. сут |
550 эфф. сут |
нейтронах с |
В4С (80 90 % |
|
3 |
|
|
Eu2O3 + Me |
|
− |
|||
жидкометаллическим |
В4С (природный) |
2 |
− |
||
теплоносителем |
|
|
|
− |
|
Исследовательские |
Eu2O3 (порошок) |
12 |
− |
||
|
Dy2O3 TiO2 |
|
18 |
− |
|
|
Cd |
|
|
2 |
− |
|
В4С |
|
|
85 |
− |
|
Hf |
|
|
9 |
6 |
*Стержни автоматического регулирования.
**Стержни аварийной защиты.
Ранее рассматриваемые тантал, гексаборид европия EuB6 и бориды металлов с различным обогащением по изотопу 10В как в России, так и за рубежом признаны неперспективными и не нашли практического применения из-за предъявляемого жесткого требования по обеспечению высокой физической эффективности поглощения быстрых нейтронов с энергией Е > 0,1 МэВ.
Требованию обеспечения высокой эффективности поглощения быстрых нейтронов удовлетворяют только 10В и изотопы Eu в комбинации с замедляющими материалами, например с гидридом цир-
541
кония, что создает «ловушечный» эффект − снижение энергии нейтронов и более эффективное их поглощение.
22.1.3. Перспективные материалы органов регулирования
Поскольку сплав Аg−In−Cd имеет высокую стоимость, а при использовании В4С встречаются определенные технические проблемы, поиски материалов органов регулирования реакторов не прекращаются. Некоторые такие материалы и данные по их свойствам приведены в табл. 22.5.
Гафний привлекает все большее внимание как материал органов регулирования, который можно использовать вместо дорогостоящего сплава Аg−In−Cd и вместо В4С, склонного к газовому распу-
ханию под действием гелия. Естественный гафний является смесью из шести изотопов, два из которых (174Hf и 177Hf) имеют очень
большие сечения поглощения тепловых нейтронов. Большое сечение резонансного поглощения надтепловых нейтронов делает Hf особо эффективным поглощающим материалом.
Принципиальные преимущества Hf заключаются в том, что его коррозионная стойкость превышает коррозионную стойкость циркония и его сплавов, так что он может применяться без оболочки; обладает необходимой механической прочностью, хорошей стабильностью и способен сохранять высокие механические свойства при облучении; легко обрабатывается с помощью общепринятых методов обработки металлов. Гафний имеет меньшую стоимость, чем сплав Аg−In−Cd, но большую, чем В4С. Срок службы стержней из гафния может превышать срок службы регулирующих стержней из сплава Аg−In−Cd и карбида В4С.
Гафний используется во многих ядерных реакторах, включая реакторы военно-морского флота, и показывает хорошую работоспособность. В реакторах типа BWR предполагается использовать регулирующие стержни из сплава гафния, легированного небольшими добавками циркония, без оболочек. Рассматривается также возможность использования комбинации различных материалов. Пирогафнаты (см. табл. 22.5) представляют собой смеси одного или нескольких редкоземельных элементов с гафнием.
542
Таблица 22.5
Сравнение характеристик B4C и сплава Ag−In−Cd с характеристиками
альтернативных материалов регулирующих стержней
|
Компенсирующая |
Стоимость |
Коррозионная |
|
|
способность |
|||
Материал* |
стойкость в воде |
|||
относительно |
относительно В4С |
|||
|
В4С |
|
при 315 °С |
|
|
|
|
||
В4С |
1 |
1 |
Плохая |
|
АgInCd |
0,85 |
Выше в 10−15 |
Средняя |
|
|
|
раз |
|
|
Hf |
0,85 |
Выше в 4−8 раз |
Хорошая |
|
B |
1,1 |
Выше в 3−5 раз |
Плохая |
|
Eu |
0,9 |
Выше в 30 раз |
То же |
|
Eu2O3 |
0,95 |
Выше в 20−25 |
Нет данных |
|
|
|
раз |
|
|
EuB6 |
1,1 |
Выше в 20−30 |
То же |
|
|
|
раз |
|
|
Eu2O3+70%В4С |
> 1 |
Вероятно 10 |
Плохая |
|
CdB6 |
> 1 |
Вероятно > 5 |
То же |
|
Пирографна- |
0,93 |
Вероятно > 2 |
Хорошая |
|
ты** |
|
|
|
|
W + 70 % В4С |
1 |
Вероятно > 2 |
Плохая |
*Все материалы, кроме металлического Eu, имеют Тпл > 2000 °С; все совместимы с оболочками из сплавов на основе железа и никеля.
**Смесь оксидов гафния и редкоземельных металлов; типичный состав
DySmHf2O7.
|
|
6 |
|
|
|
|
|
|
|
, % |
5 |
|
|
|
|
|
|
изменения содержания |
3 |
|
|
|
|
|
|
|
содержание |
|
|
|
|
|
|
||
Рис. 22.1. Зависимость |
|
4 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
изотопов тантала и вольфрама |
Атомное |
2 |
|
|
|
|
|
|
в гафнии от времени |
|
|
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
облучения в реакторе СМ: |
|
1 |
|
|
|
|
|
|
181Та ( ), 183W (●) |
|
|
|
|
|
|
|
|
и 184W (▲) |
|
0 |
100 |
200 |
300 |
400 |
500 |
600 |
|
|
0 |
||||||
|
|
|
|
Время облучения, эфф. сут |
|
|
543
Таблица 22.6
Максимальные скорости поглощения нейтронов изотопами Hf, Ta и W в активной зоне ректора СМ-2
Изотоп |
|
Скорость поглощения нейтронов, 10-9 с-1 |
||
Е < 0,6 эВ |
0,6 эВ < Е < 0,1 МэВ |
Е > 0,1 МэВ |
Всего спектра |
|
176Hf |
123,74 |
0,68 |
0,04 |
14,46 |
177Hf |
218,02 |
8,52 |
0,33 |
226,87 |
178Hf |
49,10 |
1,88 |
0,03 |
51,01 |
179Hf |
23,97 |
1,28 |
0,07 |
25,31 |
180Hf |
7,62 |
0,33 |
0,02 |
7,97 |
181Hf |
23,38 |
1,02 |
0,02 |
12,42 |
182Hf |
0,00 |
0,00 |
0,61 |
0,61 |
181Ta |
12,15 |
33,82 |
0,43 |
46,51 |
182Ta |
5085,2 |
182,78 |
0,07 |
5268,1 |
183Ta |
23,90 |
1,14 |
0,08 |
25,12 |
182W |
12,48 |
31,00 |
0,04 |
43,51 |
183W |
6,21 |
18,49 |
0,05 |
24,74 |
184W |
1,08 |
0,84 |
0,03 |
1,95 |
При нейтронном облучении изменяется изотопный и химический состав гафния (рис. 22.1). После облучения в реакторе СМ-2 в течение 500 эфф. суток накопление тантала в гафнии может составлять более 5 %, причем его накопление растет линейно. Наряду
с танталом при больших временах облучения накапливаются изотопы вольфрама 183W и 184W. При этом, как видно из табл. 22.6, не-
которые образующиеся в Hf изотопы имеют высокую скорость поглощения нейтронов, особенно − изотоп 182Та.
22.1.4.Выгорающие поглотители
Влегководных реакторах современных конструкций применя-
ются стержневые выгорающие поглотители (СВП), предназна-
ченные для компенсации избыточной реактивности в начале топливного цикла, а также для профилирования мощности в активной зоне для достижения оптимального выгорания топлива. Они представляют собой стержневые конструкции из твердых поглотителей, расположенные в определенных участках активной зоны реактора. При нейтронном облучении количество ядер поглощающего мате-
544
риала постепенно уменьшается, причем это уменьшение приблизительно соответствует уменьшению количества делящихся ядер в активной зоне.
В качестве выгорающих поглотителей используют материалы на основе бора: либо таблетки из смеси оксида алюминия и карбида бора (А12О3−В4С), либо боросиликатное стекло. Стержневые выгорающие поглотители размещают в определенных тепловыделяющих сборках (ТВС) либо в свободных направляющих каналах для регулирующих стержней, либо вместо некоторых твэлов. В реакторах BWR в каждой ТВС имеется несколько твэлов, полностью заполненных таблетками из однородной смеси диоксида урана и оксида гадолиния (UO2−Gd2O3). Концентрация Gd2O3 изменяется в пределах от 1 до 5 %.
Выгорающие поглотители применяют в виде таблеток из смеси А12О3 с 3,5−6,9 % В4С и боросиликатного стекла. Таблетки изготавливают методом горячего прессования или методом холодного прессования и спекания порошков с плотностью менее 90 % от теоретической, загружают в циркониевые трубки и устанавливают в определенные ТВС. Основная проблема заключается в возможном гидрировании циркониевых трубок. При использовании боросиликатного стекла (массовое содержание В2О3 около 12,5 %) возникает проблема обращения с трансмутационным гелием, выделяющимся внутри оболочки.
Большой интерес представляет использование в качестве выгорающего поглотителя гадолиния в водо-водяных реакторах. Вопервых, Gd обеспечивает хорошую компенсацию реактивности в начале топливного цикла. Во-вторых, оксид гадолиния в отличие от бористых соединений можно легко смешивать с UO2, а не загружать его в отдельные стержни. В результате большого сечения захвата тепловых нейтронов (обусловленного высокими сечениями захвата нечетных изотопов гадолиния 155Gd и 157Gd) гадолиний более полно выгорает к концу топливного цикла, превращаясь в изотопы 156Gd и 158Gd с низкими значениями сечения захвата нейтронов. Это приводит к лучшему балансу нейтронов и, следовательно, к лучшему использованию топлива.
545
В хорошо спроектированных и правильно расположенных СВП можно добиться более равномерного распределения мощности и меньшей утечки нейтронов. Применение Gd в смеси с UO2 упрощает расчеты физики активной зоны, так как нет замещения воды, необходимо очень слабое замещение топлива, можно легко оптимизировать размещение ТВС. Кроме этого, исключаются проблемы, связанные с обработкой и захоронением стержней, заполненных активированным поглощающим материалом.
Применение Gd не лишено недостатков и, в частности, смесь UO2−Gd2O3 имеет меньшую (по сравнению с UO2) теплопроводность и более низкую температуру плавления, что вынуждает осуществлять эксплуатацию при пониженных тепловых нагрузках и изготовление ТВС становится более сложным.
Однако преимущества применения гадолиния весьма весомые и существует несколько возможных конфигураций взаимного расположения диоксидов урана и гадолиния, показанных на рис. 22.2.
1) |
2) |
|
|
3) |
4) |
|
|
Рис. 22.2. Различные конструкции (1−4) таблеток из смесей оксидов гадолиния и урана. Конструкция 1 наиболее проста в изготовлении
546
большую часть своей энергии и даже всю энергию, если столкновение лобовое и без вращения. Если бильярдный шар сталкивается со значительно более тяжелым шаром, скажем, с шаром для игры в кегли, то последнему будет передана очень малая часть энергии, и бильярдный шар просто отскочит в другую сторону. Этот пример показывает, что эффективными замедлителями нейтронов являются материалы с легкими ядрами. С этой точки зрения ядра водорода, масса которых почти равна массе нейтронов, являются наилучшими замедлителями нейтронов.
Вода − хороший замедлитель, поскольку она содержит большое количество водорода. Расчеты показывают, что нейтрон с энергией 2 МэВ претерпевает в воде в среднем 19,6 столкновения, прежде чем он замедлится до энергии 0,025 эВ. Другое требование к хорошему замедлителю заключается в том, что он должен иметь высокое сечение рассеяния нейтронов. В этом случае будет иметь место большое число столкновений в единицу времени и повысится вероятность замедления нейтрона до того, как он будет захвачен или потеряется в результате утечки. Произведение среднего числа столкновений ξ до термолизации нейтрона на макроскопическое сечение рассеяния Σs называется замедляющей способностью материала.
Еще одно требование к хорошему замедлителю состоит в том, что он должен иметь низкое сечение поглощения нейтронов Σа, чтобы баланс нейтронов не слишком ухудшался из-за непродуктивного поглощения нейтронов в массе замедлителя. Мерой этой характеристики может служить отношение ξΣs/Σа, которое называется коэффициентом замедления. В табл. 22.7 перечислены широко используемые материалы замедлителей и их наиболее важные характеристики.
Обычная вода имеет наиболее высокую замедляющую способность, но и наиболее высокое сечение поглощения (микроскопическое сечение поглощения водорода составляет около 0,33 10–28 м2). Из-за этого вода в некоторых случаях не может быть использована в качестве замедлителя. Например, ядерный реактор с природным ураном нельзя сделать критическим, если нейтроны будут замед-
548
ляться обычной водой. Воду можно с успехом использовать в качестве замедлителя, если топливо будет слегка обогащено.
|
|
|
|
|
|
|
Таблица 22.7 |
|
Характеристики наиболее широко используемых замедлителей |
||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Характеристика |
|
|
Замедлитель |
|
|
|
||
H2O |
D2O |
|
Be |
|
BeO |
|
C |
|
|
|
|
|
|||||
Относительная |
|
|
|
|
|
|
|
|
атомная масса |
18,0 |
20,0 |
|
9 |
|
25,0 |
|
12,0 |
Плотность ρ, кг/м3 |
1000 |
1100 |
|
1840 |
|
2860 |
|
1570 |
Макроскопическое |
|
|
|
|
|
|
|
|
сечение рассеяния Σs, м–1 |
164 |
35 |
|
74 |
|
66 |
|
39 |
Макроскопическое |
|
|
|
|
|
|
|
|
сечение поглощения Σа, м–1 |
2,2 |
8,5 10–3 |
|
0,11 |
|
6,2 10–2 |
|
3,7 10–2 |
Среднее число столкнове- |
19,6 |
35,7 |
|
88,4 |
|
107 |
|
115 |
ний до термализации ξ |
|
|
|
|||||
Замедляющая |
|
|
|
|
|
|
|
|
способность ξΣs, м–1 |
150 |
18 |
|
16 |
|
11 |
|
6,3 |
Коэффициент |
70 |
2100* |
|
150 |
|
180 |
|
170 |
замедления ξΣs/Σа |
|
|
|
* Коэффициент замедления чистой тяжелой воды составляет 12000. Величина 2100 приведена для материала, содержащего 99,8 % D2O и 0,2 % H2O.
Низкая стоимость воды, отличная замедляющая способность и возможность ее использования в качестве теплоносителя послужили основанием для разработки наиболее широко используемых энергетических реакторов на тепловых нейтронах, в которых применяется топливо, обогащенное до 2−4 % (ВВЭР, РБМК и др.). Используемая в реакторах вода должна быть свободна от примесей, чтобы свести к минимуму процессы коррозии, образования отложений и активации теплоносителя.
Вода в реакторе подвержена радиолизу, в процессе которого образуются газообразные водород и кислород. Это − процесс разложения воды под действием ионизирующего излучения. Вследствие специфических условий реакторной установки (высокие температуры, дополнительные химические добавки в теплоноситель первого контура) процесс радиолиза может изменяться. Если для радио-
549
лиза чистой воды при низкой температуре реакция имеет вид: 2H2О → H2O2 + O2, то, например, для первого контура реакторов с водой под давлением: 2Н2О → 2H2 + O2, а в кипящих реакторах радиолиз протекает в условиях, особо благоприятствующих разложению водного теплоносителя, так как водород и кислород удаляются вместе с паром и концентрация продуктов радиолиза в водной фазе стремится к нулю.
Кроме водорода Н2, кислорода O2 и перекиси водорода Н2O2, при радиолизе воды могут образовываться также радикалы Н, ОН, НО2 и др. и новые устойчивые в воде ионы гидроксония Н3О+ и гидроксила ОН− в результате целого ряда промежуточных реакций. Например, Н2O → H2O+ + е, после чего появляющийся ион Н2O+ и свободный электрон за время, измеряемое ничтожными долями
секунды, реагируют с молекулами воды: Н2O+ + H2O → H3O+ + OH, e + H2O → H2O− → H + OH−.
Процесс радиолиза воды необходимо контролировать. Обычно на практике радиолиз водного теплоносителя не вызывает заметных изменений его физико-химических свойств. Однако следует иметь в виду возможность вторичных неблагоприятных явлений в результате радиолиза: отрицательное влияние некоторых продуктов разложения воды на коррозионную стойкость конструкционных материалов; возможность образования взрывоопасной смеси кислорода и водорода; отрицательное влияние газообразных продуктов разложения на условия теплопередачи и на реактивность реактора. Бороться с этими неблагоприятными факторами можно, вводя в теплоноситель водород. Для поддержания необходимой концентрации водорода, обеспечивающей подавление процессов радиолиза, в контур, как правило, вводят аммиак, в результате разложения которого по реакции: 2NH3 → 3H2 + N2 создается необходимая концентрация водорода в водном теплоносителе.
Другая проблема, связанная с использованием воды, заключается в том, что она взаимодействует с цирконием при повышенных температурах с образованием оксида циркония и водорода. Основной недостаток воды − низкая температура кипения. С одной стороны, этот факт лимитирует наивысшую температуру пара (тепловой КПД АЭС), а с другой стороны − требует использования высо-
550