ШАРОВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 1997 года по МПК G21C3/00 

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано для усовершенствования водоохлаждаемых ядерных реакторов. Одной из важнейших проблем, стоящих перед разработчиками водоохлаждаемых реакторов, является исключение возможности аварий, в результате которых могут быть разрушены тепловыделяющие элементы (твэл). С этой целью усилия разработчиков главным образом направлены на создание технических решений, исключающих возможность таких аварий. Однако маловероятные, но тем не менее возможные события, приводящие к полной потере теплоносителя в первом контуре как для действующих, так и проектируемых водоохлаждающих реакторов, неизбежно вызовут разрушение твэлов за счет разогрева активной зоны посредством остаточного энерговыделения, что приведет к выходу радиоактивных продуктов деления в окружающую среду.

Известен способ эксплуатации водоохлаждаемого ядерного реактора [1] содержащего активную зону, образованную из технологических каналов для сферических тепловыделяющих элементов, окруженную отражателем и размещенную в корпусе, и легковесный теплоноситель, причем в верхней и нижней частях каждого технологического канала выполнены загрузочные и отгрузочные устройства для сферических твэлов. При эксплуатации этого реактора внутри технологических каналов за счет прокачки теплоносителя снизу вверх через канал организуется псевдокипящий слой сферических твэлов. Выравнивание энерговыделения по активной зоне реактора осуществляют путем изменения пористости в технологическом канале на счет изменения расхода легководного теплоносителя.

К недостаткам указанного технического решения следует в первую очередь отнести:
отсутствие в конструкции реактора мер по обеспечению гарантированного теплоотвода от сферических твэлов при авариях, связанных с потерей теплоносителя, что приводит к выходу радиоактивных продуктов деления из твэлов;
возможные нарушения однородности псевдокипящего слоя сферических твэлов и связанных с этим флюктуаций реактивности;
значительный запас реактивности на выгорание при частичных перегрузках сферических твэлов, что приводит к высвобождению продуктов деления из сферических твэлов при аварии, связанной с высвобождением этого запаса реактивности.

Известен также способ эксплуатации водоохлаждаемого ядерного реактора [2] заключающийся в том, что через активную зону, содержащую сферические твэлы, снизу вверх прокачивается жидкий теплоноситель, в качестве которого предложены H₂O₂, D₂O₂ и органическое соединение, со скоростью, обеспечивающей образование псевдокипящего слоя во всем объеме активной зоны, окруженной отражателем и заключенной в корпус. При этом происходит непрерывное перемешивание шаровых твэлов. Характерной особенностью активной зоны является автоматическое снижение реактивности при отказе насоса. Сферические твэлы в этом случае концентрируются соответственно либо в нижней части активной зоны, либо в верхней, куда они уносятся потоком теплоносителя. Данному техническому решению присущи те же недостатки, что и в рассмотренном техническом решении.

Наиболее близким по существу технического решения является способ эксплуатации водоохлаждаемого реактора [3] заключающийся в том, что при эксплуатации реактора на мощности осуществляют теплоотвод от сферических твэлов, прижатых к верхней торцевой решетке напором теплоносителя, прокачиваемого через активную зону снизу вверх, а режим псевдокипящего слоя сферических твэлов осуществляется только после перевода активной зоны в подкритическое состояние. Конструкция активной зоны этого реактора, содержащая сферические твэлы и легководный теплоноситель, представляет собой цилиндрическую полость, ограниченную сверху и снизу торцевыми решетками и окруженную в верхней части отражателем нейтронов, а в нижней поглотителем нейтронов.

Таким образом, в данном решении повышена безопасность эксплуатации реактора по отношению к ранее рассмотренным установкам данного типа за счет исключения в нем флюктуаций реактивности, обусловленной нарушением псевдокипящего слоя сферических твэлов. Однако безопасность этого реактора не удовлетворяет современным требованиям, предъявляемым к ядерным реакторам, вследствие отсутствия в конструкции реактора технических средств по обеспечению гарантированного теплоотвода от сферических твэлов при обезвоживании активной зоны, что приводит к выходу радиоактивных продуктов деления из твэлов.

Следует отметить, что выход радиоактивных продуктов деления из сферических твэлов в этом реакторе происходит при температуре оболочки свыше 700 900^oC.

Причем при частичных перегрузках топлива в данном реакторе значителен максимальный запас реактивности на выгорание, что ведет к выходу продуктов деления из сферических твэлов в случае аварии с высвобождением этого запаса реактивности.

Кроме того, при работе этого реактора в переходном и даже нормальном режимах возможен выход радиоактивных продуктов деления из части шаровых твэлов за счет низкого уровня предельно допустимых температур, при которых происходит выход радиоактивных продуктов деления из твэлов. Следует отметить, что для рассмотренных водоохлаждаемых реакторов со сферическими твэлами наиболее целесообразно использовать конструкцию твэла, графитовая матрица которого выполнена в виде сферического слоя, шарового твэла, разработанного для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР) [4]
Известный шаровой твэл, графитовая матрица которого выполнена в виде сферического слоя, содержит центральную зону, окруженную графитовой топливной матрицей с диспергированными в ней микротвэлами, и периферийную зону
оболочку твэла.

Конструкция указанного твэла позволяет уменьшить по сравнению с рассмотренными сферическими твэлами выход радиоактивных продуктов деления за счет большого запаса до предельно допустимых пределов эксплуатации твэлов. Однако использование шарового твэла ВТГР при частичных перегрузках топлива не обеспечивает должного уровня безопасности реактора вследствие высокого максимального запаса реактивности на выгорание.

Заявляемое техническое решение направлено на повышение ядерной безопасности водоохлаждаемых ядерных реакторов при режимах нормальной эксплуатации и при проектных и запроектных авариях, например, связанных с потерей теплоносителя. Помимо этого заявляемое техническое решение позволит значительно уменьшить максимальный запас реактивности, что обеспечит удержание продуктов деления в твэлах при авариях с высвобождением положительной реактивности при работе реактора на мощности. Таким образом, предлагаемое техническое решение позволяет повысить безопасность водоохлаждаемых реакторов.

Для достижения поставленной задачи предложен шаровой тепловыделяющий элемент ядерного реактора, заключенный в защитную оболочку, отличающийся тем, что между защитной оболочкой и топливным сердечником, выполненным в виде по крайней мере данного микротвэла или диспергированных в графитовую матрицу микротвэлов, размещен контактный слой, а диаметр D шарового твэла выбран в зависимости от заданной энергонапряженности q активной зоны из выражения
,
где λ_т заданная эффективная теплопроводность шарового твэла, определяемая теплопроводностью материалов шарового тепловыделяющего элемента;
d диаметр микротвэла;
δ₁ эквивалентная толщина защитной оболочки;
δ₂ толщина контактного слоя;
λ₁ теплопроводность защитной оболочки;
λ₂ теплопроводность контактного слоя;
ε заданная объемная доля воды в активной зоне;
t₁ заданная допустимая температура топлива;
t₂ заданная максимальная температура воды.

Следует отметить, что приведенное соотношение справедливо для выбора диаметра как шарового твэла, так и для шарового твэла, графитовая матрица которого выполнена в виде сферического слоя. Это объясняется тем, что известно [4] что при одинаковой загрузке топлива в обычный твэл температура топлива в твэле, графитовая матрица которого выполнена в виде сферического слоя, ниже, чем в двухзонном твэле.

В качестве материала защитной оболочки может быть использован алюминий и/или его сплав. Кроме того, шаговой тепловыделяющий элемент ядерного реактора может быть выполнен в виде сферического слоя, внутри него расположен нейтронно-поглощающий материал, объем V которого в зависимости от нейтронно-физических свойств материала выбран из соотношения
,
здесь Σ макросечение поглощения тепловых нейтронов нейтронно-поглощающего материала;
s тепловое микросечение поглощения нейтронно-поглощающего материала;
C предельная плотность нейтронно-поглощающего материала;
A коэффициент блокировки;
B фактор, учитывающий присутствие в нейтронно-поглощающем материале других элементов;
G заданное количество нейтронно-поглощающего материала в шаровом твэле.

Следует отметить, что использование шаровых твэлов ВТГР, заключенных в защитную оболочку, диаметр которых выбирается исходя из вышеуказанного соотношения, позволяет гарантировать устойчивую эксплуатацию активной зоны при нормальном и переходных режимах работы водоохлаждаемого реактора, т. е. при нормальном режиме работы реактора гарантировано не происходит выхода радиоактивных продуктов деления из шаровых твэлов. Это объясняется тем, что шаровые твэлы ВТГР, разработанные в настоящее время, гарантированно удерживают радиоактивные продукты деления при температуре топлива порядка 1600 - 1700^oC.

В предлагаемом техническом решении температура топлива шаровых твэлов, диаметр которых выбран исходя из вышеуказанного соотношения, не достигает таких пределов при нормальном режиме работы реактора. Более того, у шаровых твэлов, диаметр которых выбран исходя из этого соотношения, существует большой запас до предельно допустимых температур ≈(600 100^oC) в то время, как в рассмотренных аналогах указанный запас составляет ≈ 100 300^oC.

Применение шарового твэла, графитовая матрица которого выполнена в виде сферического слоя, внутри него расположен нейтронно-поглощающий материал, объем которого выбирается исходя из вышеуказанного соотношения, позволяет значительно снизить максимальный запас реактивности на выгорание до величины, при которой в случае высвобождения этого запаса при работе реактора на мощности не произойдет достижения уровня мощности, при которой достигаются предельно допустимые температуры топлива и тем самым происходит высвобождение радиоактивных продуктов деления из твэлов. Таким образом, следует, что повышается безопасность водоохлаждаемых реакторов.

На фиг. 1 приведена схема водоохлаждаемого реактора с шаровыми твэлами; на фиг. 2 принципиальная схема шарового твэла; на фиг. 3 принципиальная схема цилиндрической коаксиальной кассеты с шаровыми твэлами для водоохлаждаемого реактора.

Водоохлаждаемый реактор с шаровыми твэлами содержит активную зону 1, набранную из шаровых твэлов 2, пространство между которыми заполнено водяным замедлителем-теплоносителем 3. Активная зона 1 окружена отражателем 4, а верхняя часть активной зоны ограничена перфорированной доской 5. Активная зона 1 и отражатель 4 размещены в корпусе 6. Количество шаровых твэлов выбирают из условия возможности организации свободного объема 7. В верхней части корпуса размещены поглощающие стержни 8. В состав первого контура входят теплообменник 9, насос 10, система загрузки-разгрузки шаровых твэлов (РЗК) 11 и активная зона 1.

В качестве шарового твэла 2 использован твэл ВТГР, снабженный защитной оболочкой 12 (фиг. 2), причем здесь могут быть использованы как обычные шаровые твэлы, так и шаровые твэлы, графитовая матрица которого выполнена в виде сферического слоя. Шаровой твэл представляет собой графитовую топливную матрицу 13, в которой диспергированы микротвэлы (не показаны). Периферийная зона оболочка твэла (не указана) выполнена из графита.

Шаровой твэл, графитовая матрица которого выполнена в виде сферического слоя, отличается от обычного тем, что центральная зона шарового твэла 14 не содержит микротвэла. Для повышения безопасности эксплуатации реактора в центральной зоне 14 шарового твэла, графитовая матрица которого выполнена в виде сферического слоя, в качестве материала (вещества) используют материалы, содержащие поглотитель с высоким сечением поглощения нейтронов. Между шаровыми твэлами и защитной оболочкой 12 может быть нанесен антикоррозионный слой (не показан). Причем в процессе изготовления защитной оболочки шарового твэла в качестве антикоррозионного слоя может быть использован контактный слой 15, получаемый в процессе взаимодействия материалов защитной оболочки 12 и оболочки твэла. Диаметр шарового твэла (D) выбирают в зависимости от энергонапряженности активной зоны q согласно выражению
,
где λ_N заданная эффективная теплопроводность шарового твэла, определяемая теплопроводностью материалов шарового тепловыделяющего элемента;
d диаметр микротвэла;
δ₁ эквивалентная толщина защитной оболочки;
δ₂ толщина контактного слоя;
λ₁ теплопроводность защитной оболочки;
λ₂ теплопроводность контактного слоя;
ε заданная объемная доля воды в активной зоне;
t₁ заданная допустимая температура топлива;
t₂ заданная максимальная температура воды.

Количество поглотителя в центральной зоне 14 в зависимости от его нейтронно-физических свойств выбирают из следующего соотношения:
,
здесь ∑ макросечение поглощения тепловых нейтронов нейтронно-поглощающего материала;
σ тепловое микросечение поглощения нейтронно-поглощающего материала;
C предельная плотность нейтронно-поглощающего материала;
A коэффициент блокировки;
B фактор, учитывающий присутствие в нейтронно-поглощающем материале других элементов;
G заданное количество нейтронно-поглощающего материала в шаровом твэле.

Структура шаровых твэлов может быть упорядочена также, как и их объемная доля в активной зоне путем размещения шаровых твэлов в кассетах, основным конструкционным материалом которых является алюминия и/или его сплавы. В этом случае активная зона набирается из кассет. Принципиальная схема цилиндрической коаксиальной кассеты с шаровыми твэлами для заявляемого водоохлаждаемого реактора приведена на фиг. 3.

Кассета представляет собой алюминиевую матрицу 16, в которой выполнены каналы 17 для прохождения теплоносителя 3 и/или поглощающих стержней 8 и размещены шаровые твэлы 2 (не показаны), причем матричный материал кассеты в этом случае выполняет функцию защитной оболочки шарового твэла.

На фиг. 2 указаны следующие обозначения, необходимые для определения диаметра шарового твэла согласно соотношения (1), где D диаметр шарового твэла, r радиус центральной зоны шарового твэла, d₁ эквивалентная толщина защитной оболочки; δ₂ толщина контактного слоя.

На фиг. 3 указаны следующие обозначения: r радиус центральной зон; δ толщина канала для прохождения теплоносителя.

Следует отметить, что соотношение (1) справедливо как для трехзонного твэла, так и для двухзонного. Соотношение (1) выведено эмпирическим путем. Справедливость его подтверждена многочисленными расчетами по программе ОТРА [5] и методом Монте-Карло.

Исходя из указанного соотношения можно определить работоспособность твэлов при нормальной работе реактора, т.е. если диаметр шарового твэла превышает верхний предел, тогда не будет происходить удержания продуктов деления в шаровом твэле. Нижний предел определяется диаметром микротвэла, из которых состоит шаровой твэл, т.е. активная зона в предлагаемом случае может быть набрана только из одних микротвэлов, окруженных защитными оболочками. Таким образом, не исключается возможность формирования структуры активной зоны из шаровых твэлов и/или микротвэлов.

В качестве материала защитной оболочки можно использовать алюминий и/или его сплавы. Защитная оболочка предназначена, с одной стороны, для исключения контактов воды с шаровыми твэлами, а также создания контактного слоя для защиты твэлов от коррозии, а с другой стороны, в случае аварии с потерей теплоносителя ее расплавление приведет к образованию засыпки шаровых твэлов, например, в нижней части корпуса реактора, что обеспечит отвод остаточного тепловыделения. Другими словами, при такой аварии расплавленная защитная оболочка стекает в нижнюю часть реактора вместе с неповрежденными твэлами, откуда отвод остаточного тепловыделения осуществляется через корпус любым известным путем, например, за счет использования разбрызгивающих систем, теплообменных аппаратов и т.д. Причем в случае отвода остаточного энерговыделения через корпус он может быть снабжен покрытием, предотвращающим его взаимодействие с алюминием и/или его сплавами. Если необходимо осуществлять процесс отвода остаточного энерговыделения вне корпуса, то, например, в нижней части корпуса покрытие не наносится и после образования отверстия в корпусе реактора шаровые твэлы вместе с расплавленным алюминием отводятся в специально оборудованное хранилище. Таким образом, гарантированно удерживаются радиоактивные продукты деления в шаровых твэлах.

Размещение шаровых твэлов в защитной оболочке может быть различной и зависит от заданных характеристик реактора. Объемная доля материала защитной оболочки в а.з. также зависит от характеристик реактора в основном от мощности и показателей топливного цикла.

Шаровые твэлы могут быть размещены в цилиндрических, шестигранных и т.п. кассетах, а также могут быть в виде засыпки твэлов с защитной оболочкой в чехлах из алюминия и/или его сплавов.

Необходимо отметить, что в современных водоохлаждаемых ядерных реакторах максимальный запас реактивности на выгорание составляет более 4% [6] Высвобождение такого количества реактивности при работе современных и проектируемых водоводяных реакторов на мощности приведет к расплавлению активной зоны и выходу радиоактивных продуктов деления в окружающую среду. Поэтому надо стремиться к уменьшению максимального запаса реактивности на выгорание и в пределе свести его к нулю.

Результаты расчетов водоохлаждаемых реакторов на основе микротвэлов по программе СТАРТ-3 [7] показывают, что если максимальный запас на выгорание составляет менее 2% то при аварии с высвобождением положительной реактивности не произойдет выхода продуктов деления из микротвэлов. Таким образом, необходимо стремиться к тому, чтобы в водоохлаждаемых реакторах на основе микротвэлов максимальный запас не превышал 2% Исходя из этого необходимо в центр шарового твэла поместить материал на основе выгорающего поглотителя нейтронов. Поглотитель можно размещать как во всех шаровых твэлах, так и в их части. Требуемое количество поглотителя в твэле определяется из полуэмпирического соотношения (2). Работоспособность указанной формулы (2) подтверждается расчетными исследованиями по программам WIMS-D4 [8] CONSUL [9] Нижняя граница параметра определяется тем, что в объеме, занимаемом материалом поглотителя, присутствует только поглотитель нейтронов, а другие элементы отсутствуют. Коэффициент блокировки (А) получается расчетным путем. Верхний предел, равный единице, соответствует тому, что поглотитель полностью разблокирован. Нижняя граница обязательно должна быть больше нуля, иначе теряет физический смысл. Макросечение поглощения тепловых нейтронов поглотителя определяется исходя из того, чтобы обеспечить максимальный запас реактивности на выгорание менее 2% Из проверенного анализа результатов расчетов следует, что нижняя граница параметра S должна быть больше 0,1 для того, чтобы обеспечить указанный максимальный запас реактивности. Верхний предел определен исходя из максимального макросечения поглощения нейтронов самого сильного поглотителя в тепловой области. Нижняя граница объема V, занимаемая поглотителем, определена расчетным путем исходя из того, чтобы поглотитель был блокированным, т.е. выгорал медленнее, чем если бы он был разблокирован. Если поглотитель выполнен в виде шара, то диаметр этого шара необходимо выполнить более 3 мм.

В таблице приведены основные характеристики предлагаемого водоохлаждаемого реактора тепловой мощностью 1500 мВт. Активная зона этого реактора состоит из 253 цилиндрических кассет (фиг. 3). Диаметр шарового твэла составляет 1,5 см. Радиус центральной зоны 7,6 мм, а ширина канала (зазора) для прохождения теплоносителя 8 мм (фиг. 3). Из таблицы следует, что как при нормальных, так и при аварийных режимах не происходит выхода радиоактивных продуктов деления из твэлов. Отметим, что в таблице приведены данные для шарового твэла, графитовая матрица которого выполнена в виде сферического слоя, с материалом B₄C в центре шарового твэла. Радиус центральной зоны составляет 2 мм. В случае использования обычного шарового твэла без поглотителя с компенсацией запаса на реактивность поглощающими стержнями максимальная температура топлива увеличивается на 50^oC при всех режимах, а максимальный запас на реактивность будет равен 7,8% Остальные параметры останутся неизменными. Расчеты характеристик водоохлаждаемого ядерного реактора, приведенных в таблице для нормального режима эксплуатации реактора, проводились по программе WIMS-D4, CONSUL, OTRA. Расчет характеристик реактора в случае аварии с полной потерей теплоносителя проводился по программе СТАРТ-3.

Заявляемый водоохлаждаемый реактор с шаровыми твэлами работает следующим образом.

Тепло от шаровых твэлов 2 отводится водяным теплоносителем 3 снизу вверх через активную зону 1 (фиг. 1). Шаровые твэлы 2 напором теплоносителя 3 прижаты к перфорированной доске 5, причем в нижней части корпуса реактора организован свободный объем 7 от шаровых твэлов 2, позволяющий упростить ввод поглощающих стержней 8 в засыпную структуру активной зоны. Теплоноситель 3, нагретый в активной зоне 1 насосом 10, подается в теплообменник 9, в котором охлаждается теплоносителем второго контура, затем возвращается в активную зону 1. В качестве отражателя 4 может быть использована вода, но в данном случае шаровые твэлы должны быть размещены в обечайке (не показано), в которой предусмотрены проходки для шаропроводов системы РЗК 11. Направления движения шаровых твэлов и теплоносителя по соответствующим циркуляционными контурам на чертеже показаны стрелками.

Таким образом, предлагаемое техническое решение, основанное на использовании шаровых твэлов, технология изготовления которых отработана как у нас в стране, так и за рубежом, а также применение водяного теплоносителя, широко используемого в различных типах ядерных реакторов позволяет решить проблему безопасности реакторных установок в случае проектных и запроектных авариях, а также гарантировано обеспечить работу реактора в номинальном и переходных режимах эксплуатации.

Литература.

1. Sefidvas F. A. fluidired bed nuclear reactor concept. Nucl. Techn. 1985, V71 N3 p. 527 534.

2. Sefidvash F. Haroon M.K. Preliminary reactor physica calculation of a fluidired bed nuclear reactor concept. Atomkernererq Kerntech, 1980, V35 N3 p. 191 195.

3. Артамкин В.Н. Развитие модульной концепции ядерного энергетического реактора. Атомная техника за рубежом. N 9, 1986, с. 20 23.

4. Капов В.А. Топливные циклы и физические особенности высокотемпературных реакторов. М. Энергоатомиздат, 1985.

5. Попов С. В. Стационарная теплофизика ВТГР с засыпкой активной зоны. - Сб. Атомно-водородная энергетика и технология. Вып. 4. М. Энергоиздат, 1982, с. 126 179.

6. Сидоренко В.А. Вопросы безопасности работы реакторов ВВЭР. М. Атомиздат, 1977.

7. Goltsev A. O. Popov S.V. START-3-code for computing nonstationary, vasion dusation prossese occuring in reactor core. IAEA-Technical committed workshop on computer aided safety analysis Moscow USSR, 14 17 May, 1990.

8. Askew J.R. Fayers F.J. Kemshell P.B. J. Brit Nucl. Energy soc. 1966, 5, 564.

9. Чибиняев А.В. Цибульский В.Ф. Балансный метод решения уравнения переноса с дискретным представлением угловой зависимости потока нейтронов.- Препринт ИАЭ-4988/4б, 1989.

Использование: ядерные энергоустановки с водоохлаждаемыми реакторами с шаровыми твэлами в качестве ядерного топлива. Сущность изобретения: способ эксплуатации ядерного реактора заключается в теплоотводе от шаровых твэлов за счет прокачки воды через активную зону. Причем диаметр шарового твэла D выбирают в зависимости от энергонапряженности активной зоны q_v из соотношения, в которое, в частности входят значения величин энерговыделения в центральной зоне q, допустимая температура топлива t₁, максимальная температура теплоносителя t₂, радиус центральной зоны r, объемная доля теплоносителя ε , теплопроводность защитной оболочки l₁ , теплопроводность контактного слоя λ₂, эквивалентная толщина защитной оболочки δ₁ , толщина контактного слоя δ₂ , диаметр микротвэла d и эффективная теплопроводность шарового твэла λ_т . Кроме того, шаровой твэл содержит центральную зону, окруженную графитовой топливной матрицей с диспергированными в ней микротвэлами, и периферийную зону - оболочку твэла. Причем в центральную зону помещен поглотитель нейтронов, а его количество, в зависимости от нейтронно-физических свойств поглотителя, выбирается по определенной зависимости, в которую, в частности входят значения величин, а именно загрузка поглотителя в шаровой твэл G, макросечение поглощения тепловых нейтронов поглотителя σ , предельная плотность поглотителя C, коэффициент блокировки A, фактор, оценивающий присутствие в поглощающем материале других элементов B и объем, занимаемый материалом поглотителя V. 2 з.п. ф-лы, 3 ил., 1 табл.

1. Шаровой тепловыделяющий элемент ядерного реактора, содержащий топливный сердечник, заключенный в защитную оболочку, отличающийся тем, что между защитной оболочкой и топливным сердечником, выполненным в виде по крайней мере одного микротвэла или диспергированных в графитовую матрицу микротвэлов, размещен контактный слой, а диаметр D шарового твэла выбран в зависимости от заданной энергонапряженности q активной зоны из выражения

где λ_т заданная эффективная теплопроводность шарового твэла, определяемая теплопроводимостью материалов шарового тепловыделяющего элемента;
d диаметр микротвэла;
δ₁ эквивалентная толщина защитной оболочки;
δ₂ толщина контактного слоя;
λ₁ теплопроводность защитной оболочки;
λ₂ теплопроводность контактного слоя;
ε заданная объемная доля воды в активной зоне;
t₁ заданная допустимая температура топлива;
t₂ заданная максимальная температура воды. 2. Элемент по п.1, отличающийся тем, что в качестве материала защитной оболочки использован алюминий и/или его сплавы. 3. Элемент по п.1 и/или 2, отличающийся тем, что графитовая матрица выполнена в виде сферического слоя, внутри которого расположен нейтронно-поглощающий материал, объем V которого в зависимости от нейтронно-физических свойств материала выбран из соотношения
SB/δA = G/V ≅ C,
где 0<A≅1, B≥1, Σ ≥ 0,1, V≥1,41•10^-8,
Σ макросечение поглощения тепловых нейтронов нейтронно-поглощающего материала;
d тепловое микросечение поглощения нейтронно-поглощающего материала;
С предельная плотность нейтронно-поглощающего материала;
A коэффициент блокировки;
B фактор, учитывающий присутствие в нейтронно-поглощающем материале других элементов;
G заданное количество нейтронно-поглощающего материала в шаровом твэле.