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 Аl путём прессования смесей их порошков (опилок, гранул). Керамич. сердечники представляют собой спечённые или сплавленные окислы или карбиды (напр., UO₂ и ThC₂). Металлокерамич. и 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 γ-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 UO₂ 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 Аl 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.

С. А. Скворцов.

По материалам БСЭ.