Смотреть что такое твэл в других словарях. Смотреть что такое "твэл" в других словарях Ядерные твэлы

Не так давно у себя в блоге я уже рассказывал, как и где производят самый дорогой металл в мире - Калифорний-252. Но производство этой супердорогой субстанции - не единственное занятие Научно-исследовательского института атомных реакторов (НИИАР) в Димитровграде. В научном центре с 70х годов действует Отделение топливных технологий, где занимаются развитием экологически чистых способов получения гранулированного оксида урана, и переработки уже облучённого ядерного топлива (в том числе и оружейного плутония).

Кроме этого, там же изготавливают и тепловыделяющие сборки (ТВС) - устройства, предназначенные для получения тепловой энергии в реакторе за счёт управляемой ядерной реакции. По сути, это батарейки для реактора. О том, как и из чего их делают, я и хочу рассказать в этой статье. Мы заглянем в самое нутро "горячей" камеры с высоким уровнем радиации, посмотрим, как выглядит ядерное топливо оксид урана, и узнаем, сколько может стоить стеклопакет в не совсем обычном окне.

Я не буду вдаваться в подробности устройства и принципа работы ядерного реактора, но для облегчения понимания представьте себе бытовой водонагреватель, в который поступает холодная, а вытекает горячая вода, и нагревает её электрическая спираль (ТЭН). В ядерном реакторе нет электрической спирали, а есть ТВС - длинные шестигранники, состоящие из множества тонких металлических трубок - тепловыделяющих элементов (твэл), в которых находятся таблетки из спрессованного оксида урана.

(источник фото - sdelanounas.ru)

За счёт постоянного деления ядер урана и выделяется большое количество тепла, которое нагревает воду или другой теплоноситель до высокой температуры. А далее по схеме:

(источник - lab-37.com)

Обычно ТВС представляет собой шестигранный пучок тепловыделяющих элементов длиной 2,5-3,5 м, что примерно соответствует высоте активной зоны реактора. Изготавливают ТВС из нержавеющей стали или сплава циркония (для уменьшения поглощения нейтронов). Тепловыделяющие элементы (тонкие трубки) собираются в ТВС для упрощения учёта и перемещения ядерного топлива в реакторе. В одной ТВС обычно содержится 18-350 тепловыделяющих элементов. В активную зону реактора обычно помещается 200-1600 ТВС (зависит от типа реактора).

Вот так выглядит крышка реактора (котла), под которой в вертикальном положении и находятся ТВС. Один квадратик - одна сборка. Одна сборка - примерно 36 трубок (для реактора РБМК, который и изображён на фото ниже, на других реакторах - трубок больше, но меньше сборок).

(источник фото - visualrian.ru)

А вот так устроена трубка твэла, из которых состоят ТВС:

Устройство твэла реактора РБМК: 1 — заглушка; 2 — таблетки диоксида урана; 3 — оболочка из циркония; 4 — пружина; 5 — втулка; 6 — наконечник.

Твэлы (трубки) и корпус ТВС:

И всё было бы прекрасно, если бы волшебные таблетки оксида урана не разлагались на другие элементы в процессе ядерной реакции. Когда это происходит, реактивность реактора ослабевает, и цепная реакция сама собой прекращается. Она может быть возобновлена только после замены урана в активной зоне (твэлов). Всё, что накопилось в трубках, необходимо выгрузить из реактора и захоронить. Или переработать для повторного использования, что более привлекательно, так как в ядерной промышленности все стремятся к безотходному производству и реген�
�рации. Зачем тратить деньги на хранение ядерных отходов, если можно заставить их, наоборот, эти деньги зарабатывать?

Вот в этом отделении НИИАР и занимаются технологиями регенерации отработанного ядерного топлива, разделяя радиоактивный навоз на полезные элементы и на то, что уже никогда и нигде не пригодится.

Для этого чаще всего применяются химические методы разделения. Самый просто вариант - это переработка в растворах, однако этот метод даёт наибольшее количество жидких радиоактивных отходов, поэтому эта технология была популярна только в самом начале ядерной эры. В настоящее время в НИИАР совершенствуются так называемые "сухие" способы, в процессе которых получается гораздо меньше уже твёрдых отходов, которые намного проще утилизировать, превращая в стекловидную массу.

В основе всех современных технологических схем переработки отработанного ядерного топлива лежат экстракционные процессы, называемые Пьюрекс-процессом (от англ. Pu U Recovery EXtraction), который заключается в восстановительной реэкстракции плутония из смеси урана с его продуктами деления. Плутоний, выделенный при переработке, может быть использован в виде топлива в смеси с оксидом урана. Это топливо имеет название МОКС (англ. Mixed-Oxide fuel, MOX). Его получением также занимаются в НИИАР, в Отделе топливных технологий. Это перспективное топливо.

Все исследования и производственный процесс выполняются операторами дистанционно, в закрытых камерах и защитных боксах.

Выглядит это примерно так:

С помощью вот таких электромеханических манипуляторов операторы управляют специальным оборудованием в "горячих" камерах. От высокой радиоактивности оператора отделяет только свинцовое стекло метровой толщины, состоящее из 9-10 отдельных пластин, толщиной в 10 см.

Стоимость только одного стекла сопоставима со стоимостью квартиры в Ульяновске, а вся камера оценивается почти в 100 млн. рублей. Под действием радиации стёкла постепенно теряют свою прозрачность и они нуждаются в замене. Сможете на фото разглядеть "руку" манипулятора?

Чтобы научиться виртуозно управлять манипулятором, нужны годы тренировок и опыта. А ведь с их помощью иногда требуется выполнять операции из разряда откручивания и закручивания маленьких гаек внутри камеры.

На столе, в зале "горячих" камер, можно увидеть образцы ядерного топлива в стеклянных капсулах. Многие гости лаборатории постоянно косятся на этот чемоданчик и боятся подходить ближе. Но это всего лишь муляж, хотя и очень реалистичный. Именно так выглядит двуокись урана, из которой делают волшебные топливные таблетки для твэлов - блестящий порошок чёрного цвета.

У диоксида урана нет фазовых переходов, он менее подвержен тем нежелательным физическим процессам, которые происходят с металлическим ураном при высоких температурах активной зоны. Диоксид урана не взаимодействует с цирконием, ниобием, нержавеющей сталью и другими материалами, из которых изготовлены ТВС и трубки твэлов. Эти свойства позволяют применять его в ядерных реакторах, получая высокие температуры и, следовательно, высокий КПД реактора.

Пульт управления манипулятором немного другой модификации. В этой камере нет стёкол, поэтому наблюдение ведётся с помощью установленных внутри камер.

Что это?! Человек в "горячей" камере?! Но...

Ничего страшного, это "чистая" камера. Во время технического обслуживания уровень радиации в ней не превышает допустимых значений, поэтому в неё можно работать даже без специальных средств радиозащиты. Судя по всему, именно в этой камере и производят окончательную сборку ТВС из уже заряженных урановыми таблетками твэлов.

При таком не очень уютном соседстве с открытым ядерным топливом уровень радиации в лаборатории не превышает природных значений. Всё это достигается за счёт жёсткой техники радиационной безопасности. Люди десятилетиями работают операторами без вреда для здоровья.

: … довольно банально, но тем не менее я так и не нашел инфу в удобоваримой форме — как НАЧИНАЕТ работать атомный реактор. Про принцип и устройство работы всё уже 300 раз разжеванно и понятно, но вот то как получают топливо и из чего и почему оно не столь опасно пока не в реакторе и почему не вступает в реакцию до погружения в реактор! — ведь оно разогревается только внутри, тем не менее перед загрузкой твлы холодные и всё нормально, так что-же служит причиной нагрева элементов не совсем ясно, как на них воздействуют и так далее, желательно не по научному).

Сложно конечно такую тему оформить не «по научному», но попробую. Давайте сначала разберемся, что из себя представляют эти самые ТВЭЛы.

Ядерное топливо представляет собой таблетки черного цвета диаметром около 1 см. и высотой около 1.5 см. В них содержится 2 % двуокиси урана 235, и 98 % урана 238, 236, 239. Во всех случаях при любом количестве ядерного топлива ядерный взрыв развиться не может, т.к.для лавинообразной стремительной реакции деления, характерной для ядерного взрыва требуется концентрация урана 235 более 60%.

Двести таблеток ядерного топлива загружаются в трубку, изготовленную из металла цирконий. Длина этой трубки 3.5м. диаметр 1.35 см. Эта трубка называется ТВЭЛ- тепловыделяющий элемент. 36 ТВЭЛов собираются в кассету (другое название «сборка»).

Устройство твэла реактора РБМК: 1 - заглушка; 2 - таблетки диоксида урана; 3 - оболочка из циркония; 4 - пружина; 5 - втулка; 6 - наконечник.

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии - энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни градусов Кельвина, в случае же ядерных реакций - это минимум 107 K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны – например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции.

Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.

Ленинградская АЭС, Реактор РБМК

Начало работы реактора:

В начальный момент времени после первой загрузки топливом, цепная реакция деления в реакторе отсутствует, реактор находится в подкритическом состоянии. Температура теплоносителя значительно меньше рабочей.

Как мы уже тут упоминали, для начала цепной реакции делящийся материал должен образовать критическую массу, - достаточное количество спонтанно расщепляющегося вещества в достаточно небольшом пространстве, условие, при котором число нейтронов, выделяющихся при делении ядер должно быть больше числа поглощенных нейтронов. Это можно сделать, повысив содержание урана-235 (количество загруженных ТВЭЛОВ), либо замедлив скорость нейтронов, чтобы они не пролетали мимо ядер урана-235.

Вывод реактора на мощность осуществляется в несколько этапов. С помощью органов регулирования реактивности реактор переводится в надкритическое состояние Кэф>1 и происходит рост мощности реактора до уровня 1-2 % от номинальной. На этом этапе производится разогрев реактора до рабочих параметров теплоносителя причем скорость разогрева ограничена. В процессе разогрева органы регулирования поддерживают мощность на постоянном уровне. Затем производится пуск циркуляционных насосов и вводится в действие система отвода тепла. После этого мощность реактора можно повышать до любого уровня в интервале от 2 — 100 % номинальной мощности.

При разогреве реактора реактивность меняется, в виду изменения температуры и плотности материалов активной зоны. Иногда при разогреве меняется взаимное положение активной зоны и органов регулирования, которые входят в активную зону или выходят из нее, вызывая эффект реактивности при отсутствии активного перемещения органов регулирования.

Регулирование твердыми, движущимися поглощающими элементами

Для оперативного изменения реактивности в подавляющем большинстве случаев используется твердые подвижные поглотители. В реакторе РБМК управляющие стержни содержат втулки из карбида бора заключенные в трубку из алюминиевого сплава диаметром 50 или 70 мм. Каждый регулирующий стержень помещен в отдельный канал и охлаждается водой контура СУЗ (система управления и защиты) при средней температуре 50 ° С. По своему назначению стержни делятся на стержни АЗ (аварийной зашиты), в РБМК таких стержней 24 штуки. Стержни автоматического регулирования — 12 штук, Стержни локального автоматического регулирования — 12 штук, стержни ручного регулирования -131, и 32 укороченных стержня поглотителя (УСП). Всего имеется 211 стержней. Причем укороченные стержни вводятся в АЗ с низу остальные с верху.

Реактор ВВЭР 1000. 1 - привод СУЗ; 2 - крышка реактора; 3 - корпус реактора; 4 - блок защитных труб (БЗТ); 5 - шахта; 6 - выгородка активной зоны; 7 - топливные сборки (ТВС) и регулирующие стержни;

Выгорающие поглощающие элементы.

Для компенсации избыточной реактивности после загрузки свежего топлива, часто используют выгорающие поглотители. Принцип работы которых состоит в том, что они, подобно топливу, после захвата нейтрона в дальнейшем перестают поглощать нейтроны (выгорают). Причем скорости убыли в результате поглощения нейтронов, ядер поглотителей, меньше или равна скорости убыли, в результате деления, ядер топлива. Если мы загружаем в АЗ реактора топливо рассчитанное на работу в течении года, то очевидно, что количество ядер делящегося топлива в начале работы будет больше чем в конце, и мы должны скомпенсировать избыточную реактивность поместив в АЗ поглотители. Если для этой цели использовать регулирующие стержни, то мы должны постоянно перемещать их, по мере того как количество ядер топлива уменьшается. Использование выгорающих поглотителей позволяет уменьшить использование движущихся стержней. В настоящее время выгорающие поглотители часто помешают непосредственно в топливные таблетки, при их изготовлении.

Жидкостное регулирование реактивности.

Такое регулирование применяется, в частности, при работе реактора типа ВВЭР в теплоноситель вводится борная кислота Н3ВО3, содержащая ядра 10В поглощающие нейтроны. Изменяя концентрацию борной кислоты в тракте теплоносителя мы тем самым изменяем реактивность в АЗ. В начальный период работы реактора когда ядер топлива много, концентрация кислоты максимальна. По мере выгорания топлива концентрация кислоты снижается.

Механизм цепной реакции

Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Исключение составляют подкритические реакторы с внешним источником тепловых нейтронов. Освобождение связанной реактивности по мере её снижения в силу естественных причин обеспечивает поддержание критического состояния реактора в каждый момент его работы. Первоначальный запас реактивности создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, одновременно искусственно снижается k0 размножающей среды. Это достигается введением в активную зону веществ-поглотителей нейтронов, которые могут удаляться из активной зоны в последующем. Так же как и в элементах регулирования цепной реакции, вещества-поглотители входят в состав материала стержней того или иного поперечного сечения, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Но если для регулирования достаточно одного-двух или нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Эти стержни называются компенсирующими. Регулирующие и компенсирующие стержни не обязательно представляют собой различные элементы по конструктивному оформлению. Некоторое число компенсирующих стержней может быть стержнями регулирования, однако функции тех и других отличаются. Регулирующие стержни предназначены для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора, перехода с одного уровня мощности на другой. Все эти операции требуют малых изменений реактивности. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы.

Иногда стержни управления делаются не из материалов-поглотителей, а из делящегося вещества или материала-рассеивателя. В тепловых реакторах - это преимущественно поглотители нейтронов, эффективных же поглотителей быстрых нейтронов нет. Такие поглотители, как кадмий, гафний и другие, сильно поглощают лишь тепловые нейтроны благодаря близости первого резонанса к тепловой области, а за пределами последней ничем не отличаются от других веществ по своим поглощающим свойствам. Исключение составляет бор, сечение поглощения нейтронов которого снижается с энергией значительно медленнее, чем у указанных веществ, по закону l / v. Поэтому бор поглощает быстрые нейтроны хотя и слабо, но несколько лучше других веществ. Материалом-поглотителем в реакторе на быстрых нейтронах может служить только бор, по возможности обогащенный изотопом 10В. Помимо бора в реакторах на быстрых нейтронах для стержней управления применяются и делящиеся материалы. Компенсирующий стержень из делящегося материала выполняет ту же функцию, что и стержень-поглотитель нейтронов: увеличивает реактивность реактора при естественном её снижении. Однако, в отличие от поглотителя, такой стержень в начале работы реактора находится за пределами активной зоны, а затем вводится в активную зону.

Из материалов-рассеивателей в быстрых реакторах употребляется никель, имеющий сечение рассеяния быстрых нейтронов несколько больше сечений других веществ. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии активной зоны и их погружение в соответствующий канал вызывает снижение утечек нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности. В некоторых специальных случаях целям управления цепной реакцией служат подвижные части отражателей нейтронов, при перемещении изменяющие утечки нейтронов из активной зоны. Регулирующие, компенсирующие и аварийные стержни совместно со всем оборудованием, обеспечивающим их нормальное функционирование, образуют систему управления и защиты реактора (СУЗ).

Аварийная защита:

Аварийная защита ядерного реактора – совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.

Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.

Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.

Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты. Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают «Систему аварийного охлаждения активной зоны» (САОЗ) – специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.

Согласно «Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций», по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.

Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:

1. По плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.

Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.

Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:

1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).

Может кто то сможет еще менее по научному объяснить кратко как начинает работу энергоблок АЭС? :-)

Вспомните такую тему, как и Оригинал статьи находится на сайте ИнфоГлаз.рф Ссылка на статью, с которой сделана эта копия -

Изобретение относится к области атомной энергии и может быть использовано для изготовления твэлов энергетических реакторов. Технической задачей настоящего изобретения является создание конструкции твэла, в которой может быть использован плутоний или высокообогащенный уран в виде сплавов или диоксидов без разбавления их обедненным или природным ураном или торием при обеспечении требуемой загрузки, соотношения делимых и воспроизводящих нуклидов, увеличения ресурса и повышения надежности работы, в том числе в аварийных ситуациях. В твэле часть сердечника с массовой долей делимых нуклидов от 200 до 100% заключена в одну или несколько герметичных ампул различной геометрической формы, выполненных из одинакового или различного с оболочкой твэла конструкционного материала. В ампулах имеется свободный объем для компенсации распухания ядерного топлива и сбора газообразных осколков деления. В остальной части сердечника твэла размещено ядерное топливо с массовой долей делимых нуклидов от 0,715% и воспроизводящих нуклидов от 0,01 до 100%. 5 з.п.ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих элементов (твэлов) с ядерным топливом из плутония или высокообогащенного урана для энергетических реакторов на тепловых нейтронах. В мировой атомной энергетике работают реакторы на тепловых и быстрых нейтронах, однако 85% электроэнергии всех АЭС вырабатывается в легководных реакторах на тепловых нейтронах, в большинстве из которых применяются стержневые твэлы контейнерного типа. Такие твэлы представляют собой цилиндрическую металлическую оболочку диаметром 7 - 15 мм с торцевыми заглушками, внутри которой помещен сердечник в виде таблеток или виброуплотненных гранул из диоксида урана или смеси диоксидов урана и плутония, при этом, как правило, массовая доля делимых нуклидов уран-235, плутоний-239 и плутоний-241 составляет менее 6% от суммарного содержания урана и плутония в ядерном топливе. В твэлах имеется свободный объем для компенсации объемных изменений ядерного топлива и сбора газообразных осколков деления. Для снижения температурного уровня сердечников твэлов иногда в таблетках делают отверстия, заполняют свободные объемы гелием или легкоплавкими материалами, например натрием, сплавом натрия с калием, сплавом свинца с висмутом и др. /1/. Помимо твэлов контейнерного типа, в ядерных энергетических реакторах, и, еще в большей степени, в исследовательских реакторах, применяются твэлы дисперсионного типа, отличающиеся тем, что их сердечник состоит из частиц ядерного топлива, равномерно распределенных в инертной матрице. Такая структура сердечника твэла локализует в частицах ядерного топлива и прилегающих к ним тонким слоям матрицы осколки деления, поэтому в твэлах отсутствует свободный объем для сбора газообразных осколков деления /2/. Твэлы контейнерного типа просты в изготовлении и надежно работают на стационарных уровнях мощности реактора в течение 2-, 3- и реже 4-годичной кампании при высоком коэффициенте конверсии нового ядерного топлива (до 0,5). Энерговыработка таких твэлов ограничена объемными изменениями ядерного топлива от накапливаемых осколков деления, массопереносом ядерного топлива из горячей (до 2000 o C) в холодную зону (около 300 o C), коррозионным воздействием агрессивных осколков деления на оболочку, а маневрирование мощностью реактора - термомеханическими напряжениями в оболочке и сердечнике, связанными с различием их температурных уровней и коэффициентов термического расширения материалов. Кроме того, высокий температурный уровень сердечника твэла, аккумулированная в нем тепловая энергия и остаточное тепловыделение в аварийных ситуациях могут приводить к прожогу оболочки. Независимо от причины разгерметизации твзла, случайная, исчерпание ресурса твэла или аварийная ситуация, выделившиеся из ядерного топлива осколки деления попадают в теплоноситель, при этом его радиоактивность может превысить предельно допустимые значения. У дисперсионных твэлов при хорошей теплопроводности матрицы, обеспечивающей надежный тепловой контакт между ядерным топливом и оболочкой, существенно снижен температурный уровень сердечника твэла, например, перепад температур в сердечнике с матрицей из алюминиевого сплава в твэле реактора ВВЭР-1000 может быть снижен примерно на полтора порядка (с 1500 o C до 100 o C). Это позволяет успешно эксплуатировать твэлы в маневренных режимах, сделать их менее безопасными в аварийных ситуациях, а в случае разгерметизации твэла снизить степень загрязнения теплоносителя, поскольку он будет контактировать с ядерным топливом только в месте дефекта. Кроме того, при низких температурах ядерное топливо меньше подвергается объемным изменениям от накапливаемых осколков деления и появляется возможность применения других видов ядерного топлива, например силицида урана, сплава урана с молибденом и др. Однако меньшая концентрация в сердечнике дисперсионного твэла ядерного горючего требует увеличения массовой доли делимого нуклида, что соответственно уменьшает коэффициент конверсии нового ядерного топлива. Энерговыработка дисперсионных твэлов ограничена допустимым увеличением диаметра твэла или допустимой деформацией материала оболочки. В результате ориентации мировой атомной энергетики на легководные реакторы с твэлами контейнерного типа и диоксидным топливом накопилось несколько сотен тонн плутония, имеющего полиизотопный состав с массовыми числами 238, 239, 240, 241 и 242. Появилась проблема хранения плутония и его дальнейшего использования. Наиболее эффективно применение плутония в качестве ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах, однако их количество в мире ограничено, а программа строительства новых реакторов задерживается на несколько десятилетий. К проблеме использования полиизотопного плутония прибавилась проблема скорейшего уничтожения высвобожденного урана и плутония в результате разоружения. Наиболее распространенным решением использования плутония в реакторах на тепловых нейтронах является разбавление его обедненным или природным ураном, поскольку для реакторов на тепловых нейтронах массовая доля плутония должна быть около 5%. Такое топливо получило название уран-плутониевое или смешанное топливо. Следует отметить, что в реакторах на тепловых нейтронах делятся только нечетные изотопы плутония. Изотоп плутония-241, концентрация которого в полиизотопном плутонии достигает 14% мас., имеет период полураспада около 14 лет, образуя при этом америций 241 с жестким гамма-излучением, что осложняет работу с полиизотопным плутонием при его длительном хранении. Кроме того, происходят потери энергетического плутония (за 10 лет около 9%). В отличие от полиизотопного плутония, оружейный плутоний, в основном, содержит изотоп-239 и может считаться как моноизотопный. Основной сложностью в изготовлении смешанного диоксидного ядерного топлива является создание гомогенной смеси диоксидов плутония и урана, из которой прессуют таблетки. Рассматривается также возможность и целесообразность использования микросферического диоксидного смешанного топлива или непосредственно для изготовления твэлов с виброуплотненным сердечником, или для изготовления из них таблеток. Преимущество использования микросфер перед порошками заключается в более удобной форме для обращения на всех стадиях технологического процесса и существенно меньшем пылеобразовании, что обеспечивает более безопасную работу операторов. Технология изготовления таблеток из порошков, содержащих около 5% диоксида плутония, снаряжение твэлов таблетками или микросферами из смешанного диоксидного топлива и конструкции твэлов аналогичны применяемым для уранового топлива. Однако есть принципиальное отличие в организации самого производства по изготовлению твэлов со смешанным диоксидным ядерным топливом, особенно при использовании полиизотопного плутония. Для создания нормальной радиационной обстановки в производственных помещениях все оборудование необходимо размещать в надежно герметичных камерах, а весь технологический процесс должен быть в максимальной степени автоматизирован, включая операции контроля. Все это приводит к удорожанию изготовления твэлов. Наиболее близкой к заявляемой конструкции твэла является конструкция твэла контейнерного типа. Твэл состоит из цилиндрической оболочки и торцевых заглушек, выполненных из сплава на основе циркония, внутри которой размещен сердечник в виде спеченных таблеток из диоксидного уранового или смешанного топлива с содержанием делимых изотопов около 5% мас. и свободный объем для компенсации его распухания и сбора газообразных осколков деления. Для улучшения передачи тепла от ядерного топлива к оболочке внутренний свободный объем заполнен гелием /1, стр. 45/. Недостатком такого твэла со смешанным топливом является удорожание изготовления твэла в 4-5 раз по сравнению с твэлом с урановым топливом, связанное с обеспечением гомогенности смеси диоксидов и прессованием таблеток при соблюдении требований по радиационной безопасности и правил санитарии. Следует также отметить, что для приготовления смеси с 5% диоксида плутония приходится перерабатывать в 20 раз больше плутонийсодержащих материалов. Основной технической задачей настоящего изобретения является создание конструкции твэла для энергетических реакторов на тепловых нейтронах, в которой можно было бы использовать в качестве ядерного топлива поли - или моноизотопный плутоний или уран с массовой долей делимых нуклидов до 100%. В отличие от известной конструкции твэла контейнерного типа, сердечник которого состоит из гомогенной смеси диоксидов урана и плутония, решение поставленной технической задачи достигается заключением части сердечника твэла с массовой долей делимых нуклидов от 20 до 100% в одну или несколько герметичных ампул различной геометрической формы, выполненных из одинакового или различного с оболочкой твэла конструкционного материала. В ампулах имеется свободный объем для компенсации распухания ядерного топлива сердечника ампулы и сбора газообразных осколков деления. В остальной части сердечника твэла размещено ядерное топливо с массовой долей делимых нуклидов до 0,715% и воспроизводящих нуклидов от 0,01 до 100%. Для обеспечения теплоотвода от ампул и ядерного топлива сердечника твэла пустоты, образованные ампулами и ядерным топливом внутри оболочки твэла, заполнены контактным материалом. Технический результат, достигаемый заявляемым изобретением, состоит в том, что, помимо сокращения трудоемкости и объема перерабатываемых плутонийсодержащих материалов, введение в сердечник твэла ампул, внутри которых сосредоточено более 70% осколков деления, и контактного материала, снижающего температурный уровень сердечника твэла, обеспечивает надежную работу твэла в маневренных режимах работы реактора, создает дополнительно две ступени защиты для основного источника радиоактивности при разгерметизации твэла, что делает менее опасным твэл в аварийных ситуациях. Предлагаемая конструкция твэла позволяет повысить его энерговыработку, поскольку скорость и величина объемных изменений части сердечника твэла с воспроизводящими нуклидами будут существенно уменьшены по сравнению с сердечником твэла старой конструкции из смешанного топлива, так как объемные изменения сердечников ампул, в которых накапливается основная часть осколков деления, компенсируются в ампулах, к тому же сердечник твэла имеет существенно меньшую рабочую температуру. Предлагаемое техническое решение дает возможность варьирования конструкциями и материалами ампул, материалами и формой ядерного топлива сердечников ампул и твэла, соотношением количества делимых и воспроизводящих нуклидов, применением в сердечниках ампул и твэла одинаковых или разных контактных материалов, применением, при необходимости, в сердечниках ампул и твэла и в конструкционном материале ампул выгорающих поглотителей, применением в ампулах геттеров. В топливных сердечниках ампул целесообразнее всего применять ядерное топливо в виде частиц произвольной (крупка) или повторяющейся (гранулы) формы из диоксида плутония или в виде проволоки, лент или гранул из сплавов плутония с галлием при использовании моноизотопного плутония, а в сердечнике твэла - химические соединения или сплавы урана или тория, например, диоксиды, силициды, нитриды, сплав урана с 9% молибдена и др., при этом геометрическая форма и размеры ядерного топлива в сердечниках ампул и сердечнике твэла могут быть одинаковыми, например, крупка-крупка, гранулы-гранулы или разными, например, крупка-гранулы, гранулы-блочки и т.д. Конструктивно ампулы могут быть выполнены в виде шаров, дисков, колец, многогранных или фигурных пластин, прямых, скрученных относительно продольной оси или навитых в виде различных спиралей лент или стержней с круглым, овальным, треугольным, квадратным, прямоугольным, многогранным, трех- или многолепестковым или другим поперечным сечением, в том числе с ребрами для самодистанционирования в сердечнике твэла. Топливный сердечник ампул по длине может соответствовать или быть кратным длине сердечника твэла. Компенсационный объем ампул может целиком находиться в сердечнике твэла или частично вынесен за его пределы с той же или измененной геометрией ампулы. Кроме того, в компенсационном объеме может быть размещен геттер. При необходимости неравномерной загрузки делящихся изотопов по длине сердечника твэла ее можно обеспечить количеством и шагом расположения ампул, загрузкой ядерного топлива в ампулы с длиной сердечников, кратной длине сердечника твэла, и переменным поперечным сечением, шагом скручивания или навивки спирали при длине сердечников ампул, соответствующих длине сердечника твэла. В качестве контактных материалов в сердечнике твэла и сердечниках ампул могут быть использованы материалы, находящиеся при рабочих условиях твэла в твердом, например, магний, сплавы алюминия и др., или в жидком (сплав свинца с висмутом, натрий и др.) состоянии, причем в любом сочетании состояний (жидкое-жидкое, твердое-жидкое, твердое-твердое, жидкое-твердое) и химических составов. Материал оболочки твэла и ампулы может быть одинаковым, например, сплав циркония Э-110 - сплав циркония Э-110, нержавеющая сталь ЭИ-847 - нержавеющая сталь ЭИ-847 или разными, например, сплав циркония Э-110 - нержавеющая сталь ЭИ-847, сплав циркония Э-110 - сплав циркония Э-125, нержавеющая сталь ЭИ-844БУ-ИД нержавеющая сталь ЭИ-852 и др. При необходимости в твэл могут быть введены выгорающие поглотители в ядерное топливо твэла и ампул, и/или в виде смеси частиц выгорающего поглотителя с частицами ядерного топлива твэла и ампул, и/или в конструкционный материал ампул, при этом по химическому составу и/или концентрации поглощающего изотопа они одинаковы или различны. Например, в сердечнике твэла окись гадолиния в составе частиц ядерного топлива, в сердечнике ампулы - окись гадолиния в виде частиц в смеси с частицами ядерного топлива, в материале ампулы - бор в сплаве циркония. Сопоставительный анализ заявляемого технического решения с известным позволяет установить соответствие заявляемого технического решения требованиям, предъявляемым к изобретениям. Изобретение поясняется чертежами. На фиг.1 показан твэл с тремя цилиндрическими ампулами, имеющими сердечники длиной, соответствующей длине сердечника твэла, контактным материалом в сердечнике твэла, находящимся при рабочих условиях твэла в твердом состоянии. На фиг. 2 показан твэл с цилиндрическими ампулами с сердечниками, имеющими длину, кратную длине сердечника твэла, и контактными материалами сердечников ампул и твэла, находящимися при рабочих условиях в жидком состоянии. На фиг.3 показан твэл с одной ампулой в виде скрученной ленты с длиной сердечника, соответствующей длине сердечника твэла, с газосборником, вынесенным за пределы топливного сердечника твэла. На фиг. 4 показан твэл с одной ампулой в виде профильной ленты, свитой в цилиндрическую спираль, с длиной сердечника, соответствующей длине сердечника твэла, газосборником, вынесенным за пределы сердечника твэла. Конструкция твэла (см. фиг.1) представляет собой оболочку (1), загерметизированную с торцев заглушками (2), внутри которой находится сердечник (3), состоящий из виброуплотненной смеси гранул ядерного топлива, содержащего воспроизводящие нуклиды (4), и гранул выгорающего поглотителя (5), в зазорах между которыми размещен контактный материал (6), при рабочих условиях твэла находящийся в твердом состоянии. В сердечнике твэла через 120 o расположены три цилиндрические ампулы (7). Между ампулами и оболочкой имеется зазор не менее 0,1 диаметра ампул, а минимальный диаметр гранул не менее чем в 1,2 раза больше зазора. Ампула представляет собой цилиндрическую тонкостенную трубку (8), загерметизированную с торцев заглушками (9), внутри которой находится сердечник (10), состоящий из виброуплотненной смеси пористых гранул ядерного топлива, содержащего делимые нуклиды (11), и геттера (12). Максимальный размер гранул не более 0,3 внутреннего диаметра ампулы. Компенсационным объемом в ампуле (13) является межгранульная и внутригранульная пористость. Для совмещения начала сердечника твэла и ампул на нижней заглушке имеется шайба (14) с прорезями для ампул, толщина которой равна расстоянию от торца ампулы до начала сердечника ампулы. Над слоем сердечника твэла находится пробка (15) из инертного материала, высота которой больше выступающей части ампулы над сердечником твэла. Материалом оболочки и заглушек твэла является сплав циркония, например, Э-110, а материалом ампулы и заглушек-нержавеющая сталь, например, сталь ЭИ-844БУ-ИД. В качестве ядерного топлива сердечника твэла, в зависимости от требуемого соотношения делимых и воспроизводящих нуклидов в твэле, могут быть использованы сплавы и соединения обедненного или природных урана или тория с молибденом, цирконием, азотом, кремнием, алюминием и др., а в качестве ядерного топлива сердечника ампул - диоксид плутония или высокообогащенного урана. В качестве выгорающего поглотителя могут быть использованы окись гадолиния, карбид бора, титанат гадолиния и др. В качестве контактного материала сердечника твэла могут быть использованы магний или сплавы алюминия. В качестве материала геттера-барийсодержащие соединения с цирконием, алюминием, никелем. В качестве материала пробки - частицы спеченной окиси алюминия (шлифзерно). Конструкция твэла (см. фиг.2) представляет собой оболочку (1), загерметизированную с торцев заглушками (2), внутри которой находится сердечник (3), состоящий из ядерного топлива, содержащего воспроизводящие нуклиды (4) и имеющего вид цилиндрических блочков с шестью пазами через 60 o по образующим цилиндра, и контактного материала (6), размещенного в зазорах между блочками и оболочкой твэла и находящегося при рабочих условиях твэла в жидком состоянии. Уровень контактного материала на 3-5 мм выше уровня последнего блочка. В пазах блочков расположены цилиндрические ампулы (7). Ампула представляет собой цилиндрическую тонкостенную трубку (8), загерметизированную с торцев заглушками (9), внутри которой находится сердечник (10), состоящий из ядерного топлива, содержащего делимые нуклиды (11), в виде гранул диаметром не более 0,3 или проволоки диаметром не более 0,7 внутреннего диаметра ампулы, и контактного материала (16), находящегося при рабочих условиях твэла в жидком состоянии. Уровень контактного материала выше уровня ядерного топлива ампулы на 2 - 3 мм. Компенсационным объемом в ампуле (13) является свободный объем, находящийся над уровнем контактного материала. Для совмещения начала сердечника твэла и ампул на нижней заглушке твэла имеется шайба (14), повторяющая профиль блочков, толщина которой равна расстоянию от торца ампулы до начала сердечника ампулы. Ампулы по длине твэла расположены так, что в пазах каждого блочка, кроме первого, через 60 o чередуются сердечники и компенсационные объемы ампул. Это достигается тем, что длина ампул равна высоте четного числа блочков (на фиг. 1 она равна двум блочкам), длина блочков сердечника твэла равна длине сердечника ампул, а в первом блочке в трех пазах установлены имитаторы ампул (17) длиной, равной половине длины ампул. Для дистанционирования ампул и блочков между собой и оболочкой на наружной поверхности ампул имеется навитая по спирали проволока (18) диаметром не менее 0,1 диаметра ампулы, концы которой вварены в торцы ампул. Для компенсации объемных изменений сердечника твэла и сбора газообразных осколков деления, выделяемых в нем, над уровнем контактного материала имеется свободный объем (19). Материалами оболочки и заглушек твэла и ампул могут быть те же, что и для твэла, представленного на фиг.1. Материалом ядерного топлива сердечника твэла могут быть сплавы и соединения обедненного или природного урана или тория с молибденом, цирконием, кремнием, алюминием и др. , а материалом ядерного топлива сердечника ампул - сплав плутония с галием или сплав высокообогащенного урана с молибденом. Контактным материалом сердечника твэла может быть сплав свинца с висмутом, а контактным материалом сердечника ампул может быть также сплав свинца с висмутом или натрий. Конструкция твэла (см. фиг.3) представляет собой оболочку (1), загерметизированную с торцев заглушками (2), внутри которой находится сердечник (3), состоящий из виброуплотненной смеси гранул ядерного топлива (4), содержащего воспроизводящие нуклиды, и выгорающего поглотителя (5), в зазорах между которыми размещен контактный материал (6), при рабочих условиях находящийся в твердом состоянии. В центре сердечника твэла расположена ампула (7). Ампула представляет полую ленту (8), загерметизированную с нижнего конца заглушкой (9) и скрученную относительно продольной оси, внутри которой находится сердечник (10), состоящий из виброуплотненных гранул ядерного топлива, содержащего воспроизводящие нуклиды (11) с максимальным диаметром гранул не более 0,3 толщины сердечника, а в верхней части ампулы, за пределами сердечника твэла, размещен геттер (12). Для совмещения начала сердечников твэла и ампулы имеется шайба (14) с прорезью для ампулы, толщина которой равна расстоянию от торца ампулы до начала сердечника ампулы. Над слоем сердечника твэла имеется пробка (15) из инертного материала, высота которой равна расстоянию от сердечника твэла до газосборника (20). Компенсационным объемом ампулы (13) является межгранульная пористость и газосборник (20). Топливный сердечник ампулы отделен от газосборника газопроницаемым пыжом (21). Все материалы данной конструкции твэла аналогичны материалам конструкции твэла, приведенной на фиг. 1. Однако для этого твэла в качестве материала оболочки ампулы могут быть использованы и сплавы алюминия. Конструкция твэла (см. фиг.4) представляет собой оболочку (1), загерметизированную с торцев заглушками (2), внутри которой находится сердечник (3), состоящий из виброуплотненных гранул, содержащих ядерное топливо с воспроизводящими нуклидами (4) и выгорающий поглотитель (5), в зазорах между которыми размещен контактный материал (6), при рабочих условиях находящийся в твердом состоянии. В сердечнике твэла расположена ампула (7). Ампула представляет собой профильную ленту, навитую в виде цилиндрической спирали, на наружной поверхности которой образовано ребро, обеспечивающее зазор между цилиндрической частью ампулы и оболочкой не менее 0,15 мм, а минимальный диаметр гранул сердечника твэла в 1,2 раза больше зазора. В нижней части ампула загерметизирована с помощью заглушки (9). Внутри ампулы находится сердечник (10) длиной, соответствующей длине сердечника твэла, состоящий из ядерного топлива, содержащего делимые нуклиды (11). Для совмещения начала сердечников твэла и ампулы имеется шайба (14) с прорезью для ампулы, толщина которой равна расстоянию от торца ампулы до начала сердечника ампулы. Над слоем сердечника твэла имеется пробка (15) из инертного материала, высота которой равна расстоянию от сердечника твэла до газосборника (20). Компенсационным объемом ампулы (13) является межгранульная пористость и газосборник (20). Топливный сердечник ампулы отделен от газосборника газопроницаемым пыжом (21). Все материалы твэла аналогичны материалам конструкции твэла, приведенного на фиг. 1, с учетом, что и в этой конструкции твэла материалом оболочки ампулы могут быть сплавы алюминия. Изготовление твэла, представленного на фиг. 1, опробовано в лабораторных условиях. Оболочка (1) диаметром 9,15 х 7,72 мм, длиной 950 мм и заглушки были изготовлены из циркониевого сплава Э-110. Ампулы (7) были изготовлены из капиллярных труб (8) диаметром 1,5 х 1,26 мм. В качестве материала ампул и заглушек к ним была использована сталь ЭИ-844БУ-ИД. В ампулах находился сердечник (10) из виброуплотненной смеси гранул из диоксида урана 98% мас. и сплава бария с цирконием 2% мас. Гранулы из диоксида урана имели внутреннюю пористость 12-15%. Фракционный состав смеси гранул составлял -0,4+0,08 мм. Суммарная внутригранульная и межгранульная пористость, являющаяся компенсационным объемом (13), по расчету - 50 - 55%. Длина сердечника ампул составила 900-5 мм. Для совмещения сердечников ампул (10) и твэла (3) была установлена шайба (14) толщиной 4 мм, изготовленная из сплава циркония Э-110. В качестве материала сердечника твэла (3) была использована виброуплотненная смесь гранул диоксида урана (4) 95% мас. и окиси гадолиния (5) 5% мас. фракционного состава -0,5 + 0,315 мм, пропитанная контактным материалом (7) - сплавом алюминия с 12% мас. кремния. Длина сердечника твэла составляла 900 - 5 мм, а объемное заполнение гранулами - 60 - 65%. Над слоем сердечника твэла была создана пробка (15) из частиц спеченной окиси алюминия округлой формы (шлифзерно) фракционного состава 0,5 - 0,6 мм, которая также была пропитана контактным материалом. Ампулы в сердечнике твэла располагались через 120 o с зазором между ампулами и оболочкой 0,2 мм. Изготовление ампул проводилось в следующей последовательности. Подрезка трубы в размер, герметизация одного конца ампулы, виброснаряжение, заполнение ампулы гелием и герметизация второго конца ампулы, контроль ампулы на герметичность и на равномерность распределения ядерного топлива по длине ампулы. Изготовление твэлов включало следующие технологические операции. Подрезка трубы в размер и герметизация одного конца, установка шайбы и ампул, виброснаряжение твэла, подсыпка пробки и пропитка сердечника твэла и пробки расплавленным алюминиевым сплавом, герметизация второго конца твэла, опрессовка твэла гелием и проверка герметичности, контроль распределения ядерного топлива в твэле, качества пропитки контактным материалом и внешнего вида. Результаты изготовления лабораторных образцов твэлов показали, что неравномерность распределения ядерного топлива в ампулах не превышает 7%, а в твэле - 10%. Качество пропитки сердечников твэлов удовлетворительное и внешний вид твэлов соответствует контрольным образцам. Технология изготовления других приведенных вариантов конструкций твэлов аналогична приведенной выше, только в вариантах с ленточными твэлами проводится еще профилирование трубок и придание снаряженным ампулам требуемой формы. Таким образом, показана реальная возможность создания твэлов предложенной конструкции, а сочетанием выбранных составов ядерного топлива, конструкционных, контактных и других материалов и конструкций ампул обеспечение увеличения ресурса и повышения надежности работы твэлов в маневренных режимах при конкретных рабочих условиях реактора. При реализации твэла по заявленному изобретению могут быть использованы и другие, не рассмотренные в указанных примерах, формы, размеры и геометрии гранул, конструкционные, ядерные, выгорающие материалы и геттеры и их размещение в сердечнике твэла. Применение твэлов по заявленному изобретению в энергетических реакторах более экономично по сравнению с твэлами, в которых используется смешанное топливо, и в большей степени удовлетворяет требованиям по экологии, санитарии и радиационной безопасности. Использованные источники информации 1. "Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов", книга 1. Москва, Энергоатомиздат, 1995 г. (Прототип на стр.45). 2. А. Г.Самойлов, А.И.Каштанов, В.С.Волков. "Дисперсионные тепловыделяющие элементы ядерных реакторов", том 1. Москва, Энергоиздат, 1982 г.

В статье рассказывается о том, что такое ТВЭЛ, для чего он нужен, где применяется, как создается и есть ли реакторы, не использующие ТВЭЛ.

Атомная эпоха

Наверное, наиболее молодой отраслью энергетики является атомная. Лишь в конце XIX века ученые смогли частично разобраться с тем, что такое радиоактивность, и какие вещества обладают этими свойствами. И многим эти знания стоили жизни, так как губительное влияние радиации на живые организмы долгое время оставалось неизвестным.

Гораздо позже радиоактивным материалам нашли применение как в мирной жизни, так и военной. В настоящее время все развитые страны обладают своим ядерным оружием и атомными электростанциями, которые позволяют получать большое количество энергии независимо от ископаемого топлива или природных ресурсов, таких как вода (речь идет о гидроэлектростанциях).

ТВЭЛ - это…

Но для того чтобы построить для производства электричества или иных целей, для начала нужно сделать соответствующее топливо, ведь природный уран хоть и обладает радиоактивностью, но ее энергии недостаточно. Потому в большинстве типов реакторов используют топливо на основе а оно, в свою очередь, загружается в специальные устройства под названием ТВЭЛ. ТВЭЛ - это специальное устройство, которое является частью атомного реактора и содержит в себе Их конструкцию и тип топлива мы и разберем более подробно.

Конструкция

В зависимости от типа реактора некоторые параметры тепловыделяющих элементов могут разниться, но общая их конструкция и принцип устройства одинаковые. Если говорить упрощенно, то ТВЭЛ - это пустотелая трубка из с некоторыми другими металлами, в которую установлены таблетки топлива из диоксида урана.

Топливо

Уран является наиболее «ходовым» радиоактивным материалом, на его основе производят множество иных изотопов, применяемых как в промышленности, так и в оружии. Добыча его мало чем отличается от добычи каменного угля, а в природном, естественном состоянии он абсолютно безопасен для людей. Так что рассказы про куда ссылают заключенных, не более чем миф. Человек скорее умрет от недостатка солнечного света и тяжелой работы в шахте, чем от лучевой болезни.

Добывают уран очень просто - взрывами разбивают породу, после чего она доставляется на поверхность, где проходит сортировку и дальнейшую обработку. Процесс обогащения урана может производиться различными способами, но в России это делается с помощью газовых центрифуг. Сначала уран переводят в газообразное состояние, после чего газ в центрифугах под действием центробежной силы разделяется и сепарируются нужные изотопы. После этого их превращают в диоксид урана, прессуют в таблетки и загружают в ТВЭЛ. Это наиболее распространенный способ производства топлива для тепловыделяющих элементов.

Применение

Количество ТВЭЛов в реакторе зависит от его размера, типа и мощности. После изготовления их загружают в реактор, где и начинает протекать реакция ядерного распада, в результате которой происходит мощное выделение огромного количества тепла, которое и служит источником энергии. Также мощность реактора можно контролировать количеством тепловыделяющих элементов в рабочей зоне. Время от времени по мере эксплуатации их заменяют на новые, со «свежими» таблетками из диоксида урана. Так что теперь мы знаем, что значит ТВЭЛ, как их изготавливают и для чего они вообще нужны. Однако не все атомные реакторы нуждаются в таких элементах, и это РИТЭГи.

РИТЭГ

Радиоизотопный - это устройство, которое по своему принципу схоже с атомными реакторами, но процесс их основан не на цепной реакции распада атомов, а на тепловой. Говоря проще, это большая установка, производящая много тепла радиоактивным веществом, которое, в свою очередь, преобразуется напрямую в электроэнергию. В отличие от атомных реакторов РИТЭГи не имеют подвижных частей, более надежны, компактны и долговечны. Но при этом обладают гораздо меньшим КПД.

Использовали их в основном в тех условиях, где невозможно получить энергию иными путями, или же способы эти весьма затруднительны. В годы СССР РИТЭГами снабжались исследовательские и метеорологические станции Крайнего Севера, прибрежные маяки, морские бакены и т. п.

В настоящее время срок их службы истек, но часть из них до сих пор остается на местах изначального базирования и часто даже никак не охраняется. В результате этого происходят несчастные случаю, к примеру, несколько таких установок охотники за цветным металлом пытались разобрать и получили сильное облучение, а в Грузии местные жители использовали их как источники тепла и тоже подверглись лучевой болезни.

Так что теперь мы знаем устройство тепловыделяющих элементов и разобрали их определение. ТВЭЛ являются важными деталями реактора, работа без которых невозможна.