ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ

ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ядерного
реактора (ТВЭЛ), один из осн. конструктивных узлов реактора, содержащий
ядерное
топливо; размещается в активной зоне реактора. В Т. э. протекает
ядерная реакция деления топлива, в результате к-рой выделяется тепло, передаваемое
теплоносителю. Т. э. состоит из сердечника и герметизирующей оболочки.

Сердечник Т. э., кроме делящегося
вещества (напр., ²³³U, ²³⁵U, ²³⁹Pu), может
содержать "сырьевое" вещество, обеспечивающее воспроизводство ядерного
топлива (²³⁸U, ²³²Th). Материал для сердечника может
быть получен в виде металла, металлокерамики или керамики. Металлич. сердечники
изготовляют из чистых урана, тория или плутония или из их сплавов с др.
металлами (напр., с Al, Zr, Cr, Zn). Металлокерамич. сердечники получают,
напр., из U и А1 путём прессования смесей их порошков (опилок, гранул).
Керамич. сердечники представляют собой спечённые или сплавленные окислы
или карбиды (напр., UOи керамич. сердечники, а также сердечники из сплавов наиболее полно отвечают
предъявляемым к материалу сердечника высоким требованиям по механич. прочности,
а также по неизменности физич. свойств и геометрич. размеров в условиях
высоких темп-р и интенсивного нейтронного и у-излучения. Поскольку, однако,
в такого рода сердечниках существ, объём занимает наполнитель (вещество,
атомы к-рого не участвуют в процессе деления и воспроизводства ядерного
топлива), то в них используется ядерное топливо с повышенным обогащением
(напр., с содержанием ^23SU до 10% и более). Наполнитель,
как правило, обладает небольшим сечением поглощения нейтронов, но иногда
в материал сердечника включают небольшие добавки металлов, интенсивно поглощающих
нейтроны (напр., Мо), если это приводит к повышению стойкости сердечника
по отношению к тепловым и радиационным воздействиям.

В распространённых энергетич. реакторах,
работающих на слабообогащённом уране, наиболее часто применяют керамич.
сердечники из спечённой двуокиси урана, к-рые не деформируются при глубоком
выгорании топлива. К тому же UOj не реагирует с водой; вследствие этого
разгерметизация Т. э. в реакторе с водяным охлаждением не приводит к попаданию
урана в теплоноситель.

Герметизирующая оболочка Т. э. обеспечивает
надёжное отделение сердечника от теплоносителя. Нарушение её целостности
привело бы к попаданию продуктов деления в теплоноситель, его активации
и затруднению обслуживания реактора, а кроме того (в ряде случаев),
к хим. реакции теплоносителя с веществом сердечника и, следовательно, к
"размыванию" сердечника и потере им требуемой формы. В силу этих причин
к материалу оболочки предъявляют жёсткие требования. Он должен обладать
высокой коррозионной, эрозионной и термич. стойкостью, высокой механич.
прочностью и не должен существенно изменять характер поглощения нейтронов
в реакторе. Наиболее употребительные материалы для изготовления оболочки
- сплавы алюминия и циркония и нержавеющая сталь. Сплавы А1 используются
в реакторах с темп-рой активной зоны <250-270 °С, сплавы Zr - в энергетич.
реакторах при темп-рах 350-400 °С, а нержавеющая сталь, к-рая довольно
интенсивно поглощает нейтроны,- в реакторах с темп-рой >400 °С. В ряде
случаев находят применение и др. вещества, напр, графит высокой плотности.

Для улучшения теплообмена между сердечником
и оболочкой осуществляют их диффузионное сцепление (если сердечник металлический)
или
в зазор между ними вводят газ, хорошо проводящий тепло (напр., гелий).
Такой зазор необходим, когда материалы сердечника и оболочки имеют существенно
разные коэфф. объёмного расширения.

Конструктивное исполнение Т. э. определяется
формой сердечника. Наиболее распространены цилиндрич. (стержневые),
однако применяются трубчатые, пластинчатые и др. сердечники. Т. э. объединяют
в сборки (пакеты, кассеты, блоки) и в таком виде загружают в реактор.
В реакторе с твёрдым замедлителем Т. э. или их сборки размещают внутри
замедлителя в каналах, по к-рым протекает теплоноситель. Если замедлитель
жидкий и выступает одновременно в роли теплоносителя, то сборки сами являются
элементами, направляющими поток жидкости.

Осн. показатель работы Т. э.- глубина
выгорания топлива в нём; в энергетич. реакторах она достигает 30 Мвт-сут/т.
В
энергетич. реакторах время работы Т. э. достигает трёх лет. Использованные
Т. э. могут быть подвергнуты переработке с целью извлечения из них недогоревшего,
а также вновь накопленного ядерного топлива.

Лит. см. при ст. Ядерный
реактор. С. А. Скворцов.

А Б В Г Д Е Ё Ж З И Й К Л М Н О П Р С Т У Ф Х Ц Ч Ш Щ Ъ Ы Ь Э Ю Я