141. Понятие выгорающего поглотителя. Основное его назначение.

Повышение технико-экономических показателей АЭС связано с увеличением выгорания ядерного топлива. Увеличение компании эксплуатации топливной загрузки ядерного реактора от 12 до 18 месяцев (и даже до 24) требует использования топлива с повышенным обогащением. Для подавления высокой начальной реактивности в активную зону реакторов можно вводить выгорающий поглотитель (ВП) нейтронов. Такой поглотитель должен обладать высоким сечением захвата нейтронов и не образовывать нежелательных дочерних продуктов деления [6, 8].

Цель использования выгорающего поглотителя заключается не только в компенсации начальной избыточной реактивности, увеличении начального обогащения и тем самым глубины выгорания ядерного топлива, но и в избавлении от установки дополнительного поглотителя, который в реакторе является паразитным источником образования ненужных радиоактивных отходов.

142. Для чего необходим бассейн выдержки, и в течение, какого периода в нем находится оят.

Бассейн выдержки, охлаждающий бассейн – резервуар, наполненный водой, в котором выдерживаются отработавшие топливные элементы для снижения до приемлемого уровня радиоактивности и тепловыделения.

ОЯТ, извлеченное из активной зоны, перегружается в реак­торном зале в бассейн выдержки, где находится под водой не­сколько лет. В результате отбраковывают негерметичные твэлы, что облегчает транспорт ОЯТ с территории АЭС. На некоторых АЭС имеются долговременные хранилища ОЯТ или специаль­ные контейнеры для сухого хранения тепловыделяющих сборок (ТВС) в среде инертного газа (гелий) или воздуха. Для безопас­ного сухого хранения отработанных твэлов в течение 40 лет температура их защитных оболочек из сплава циркония не должна превышать 623 К. Стоимость данного типа хранения вдвое ниже, чем в бассейнах.

143. Почему сплавы из циркония широко используют в качестве км в яр и что может влиять на скорость коррозии циркония.

Одна из главных причин того, что сплавы циркония выбраны в качестве основного конструкци­онного материала легководных и тяжеловодных реакторов, заключа­ется в их высокой коррозионной стойкости в воде. Как уже гово­рилось, сплавы циркалой-2 и циркалой-4 широко применяются как материалы оболочек твэлов кипящих реакторов и каналов охлажде­ния энергетических реакторов соответственно. Из циркалоя-2, кроме того, изготавливают трубы давления с урановым топливом для актив­ных зон тяжеловодных реакторов.

Цирконий и его сплавы проявляют высокую коррозионную стойкость не только в воде, но и во многих средах, встречающихся в химичес­кой промышленности, например кислотных и щелочных. По сравнению с танталом цирконий практически не взаимодействует с довольно кон­центрированными (порядка 50 %) соляной и азотной кислотами, едким натром и серной кислотой при температурах около 100 °С, характер­ных для технологии переработки топлива.

Скорость коррозии циркония может резко возрасти в результате диффузии ионов кислорода по вакансионному механизму от поверх­ности раздела вода-оксид к поверхности раздела оксид-металл и диф­фузии водорода, образовавшегося в результате коррозионных реак­ций, сквозь слой оксида в металл с образованием гидрида циркония:

Zr + 2H₂O→ZrO₂ + 2H₂ ;

2Zr + H₂ →2ZrH.

Как следствие этого происходит так называемый коррозионный срыв – резкое повышение скорости коррозии вследствие изменения ее механизма.