ОСНОВНЫЕ КОМПОНЕНТЫ СОВРЕМЕННОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

0

Министерство образования и науки Российской Федерации

федеральное государственное автономное образовательное учреждение

высшего образования

«НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ

ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ»

 

Институт                                       ФИЗИКИ ВЫСОКИХ ТЕХНОЛОГИЙ

Направление (специальность)    МАТЕРИАЛОВЕДЕНИЕ И ТЕХНОЛОГИЯ МАТЕРИАЛОВ

Кафедра                                         МАТЕРИАЛОВЕДЕНИЕ В МАШИНОСТРОЕНИИ

 

 

 

 

РЕФЕРАТ

 

на тему ОСНОВНЫЕ КОМПОНЕНТЫ СОВРЕМЕННОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

 

 

 

Студент гр. 4БМ52                        __________                Горбунов А.В.

                                                                                    подпись                                                         

 

 

Руководитель

                                                       ___________                 Дедова Е.С.

                                                                                     подпись                                                 

 

 

 

 

Томск 2016

 

 

 

Содержание

Введение                                                                                                            3

  1. Ядерный реактор                                                                                       4
  2. Устройство различных типов ядерных реакторов 9
  3. Основные компоненты современного ядерного реактора 23
  4. Радиационная повреждаемость конструкционных материалов 27
  5. Состав и свойства реакторных материалов 33

Заключение                                                                                                     39

Список используемых источников                                                                40

 

 

 

Введение

 

Ядерный реактор — устройство, предназначенное для организации управляемой самоподдерживающейся цепной реакции деления, которая всегда сопровождается выделением энергии.

Первый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. Первым реактором, построенным за пределами США, стал ZEEP, запущенный в Канаде 5 сентября 1945 года. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1, заработавшая 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И. В. Курчатова. К 1978 году в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов.

 

 

 

  1. Ядерный реактор

 

Для лучшего уяснения принципов работы ядерного реактора и смысла процессов, происходящих в нем, вкратце изложим основные моменты физики реакторов.  

Ядерный реактор - аппарат, в котором происходят ядерные реакции - превращения одних химических элементов в другие. Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегося вещества, которое при своем распаде выделяет элементарные частицы, способные вызвать распад других ядер.

Деление атомного ядра может произойти самопроизвольно или при попадании в него элементарной частицы. Самопроизвольный распад в ядерной энергетике не используется из-за очень низкой его интенсивности.

В качестве делящегося вещества в настоящее время могут использоваться изотопы урана — уран-235 и уран-238, а также плутоний-239.

В ядерном реакторе происходит цепная реакция. Ядра урана или плутония распадаются, при этом образуются два-три ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяется энергия, излучаются гамма-кванты и образуются два или три нейтрона, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией (величина этой энергии должна лежать в определенном диапазоне: более медленная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него). Наибольшее значение в ядерной энергетике имеют нейтроны.

В зависимости от скорости элементарной частицы выделяют два вида нейтронов: быстрые и медленные. Нейтроны разных видов по-разному влияют на ядра делящихся элементов.

Уран-238 делится только быстрыми нейтронами. При его делении выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых нейтрона. Вследствие того, что эти быстрые нейтроны замедляются в веществе урана-238 до скоростей, неспособных вызвать деление ядра урана-238, цепная реакция в уране-238 протекать не может. 

Поскольку в естественном уране основной изотоп - уран-238, то цепная реакция в естественном уране протекать не может.

В уране-235 цепная реакция протекать может, так как наиболее эффективно его деление происходит, когда нейтроны замедлены в 3-4 раза по сравнению с быстрыми, что происходит при достаточно длинном их пробеге в толще урана без риска быть поглощенными посторонними веществами или при прохождении через вещество, обладающее свойством замедлять нейтроны, не поглощая их.

Поскольку в естественном уране имеется достаточно большое количество веществ, поглощающих нейтроны (тот же уран-238, который при этом превращается в другой делящийся изотоп - плутоний-239), то в современных ядерных реакторах необходимо для замедления нейтронов применять не сам уран, а другие вещества, мало поглощающие нейтроны (например, графит или тяжелая вода).

Обыкновенная вода нейтроны замедляет очень хорошо, но сильно их поглощает. Поэтому для нормального протекания цепной реакции при использовании в качестве замедлителя обыкновенной легкой воды необходимо использовать уран с высокой долей делящегося изотопа - урана-235 (обогащенный уран). Обогащенный уран производят по достаточно сложной и трудоемкой технологии на горнообогатительных комбинатах, при этом образуются токсичные и радиоактивные отходы.

Графит хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании графита в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды.

Тяжелая вода очень хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании тяжелой воды в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды. Но производство тяжелой воды очень трудоемко и экологически опасно.

При попадании медленного нейтрона в ядро урана-235 он может быть захвачен этим ядром. При этом произойдет ряд ядерных реакций, итогом которых станет образование ядра плутония-239. (Плутоний-239 в принципе  
может тоже использоваться для нужд ядерной энергетики, но в настоящее время он является одним из основных компонентов начинки атомных бомб.

Поэтому ядерное топливо в реакторе не только расходуется, но и нарабатывается. У некоторых ядерных реакторов основной задачей является как раз такая наработка.

Другим способом решить проблему необходимости замедления нейтронов является создание реакторов без необходимости их замедлять - реакторов на быстрых нейтронах. В таком реакторе основным делящимся веществом является не уран, а плутоний. Уран же (используется уран-238) выступает как дополнительный компонент реакции - от быстрого нейтрона, выпущенного при распаде ядра плутония, произойдет распад ядра урана с выделением энергии и испусканием других нейтронов, а при попадании в ядро урана замедлившегося нейтрона он превратится в плутоний-239, возобновляя тем самым запасы ядерного топлива в реакторе. В связи с малой величиной поглощения нейтронов плутонием цепная реакция в сплаве плутония и урана-238 идти будет, причем в ней будет образовываться большое количество нейтронов.

Таким образом, в ядерном реакторе должен использоваться либо обогащенный уран с замедлителем, поглощающем нейтроны, либо необогащенный уран с замедлителем, мало поглощающем нейтроны, либо сплав плутония с ураном без замедлителя. О различных типах ядерных реакторов, реализующих эти три возможности разными способами, будет 
говориться дальше.

 

 

Тремя обязательными элементами для реакторов на тепловых нейтронах являются тепловыделитель, замедлитель и теплоноситель. На рисунке 1 представлены элементы активной зоны.

Рисунок 1 – Элементы активной зоны

На рисунке 2 представлена типичная схема активной зоны.

Рисунок 2 – Схема активной зоны

Через реактор с помощью насосов (обычно называемых циркуляционными) прокачивается теплоноситель, поступающий потом или на турбину (в РБМК) или в теплообменник (в остальных типах реакторов).

Нагретый теплоноситель теплообменника поступает на турбину, где теряет часть своей энергии на выработку электричества. Из турбины теплоноситель поступает в конденсатор для пара, чтобы в реактор поступал теплоноситель с нужными для оптимальной работы параметрами. Также в реакторе имеется система управления им (на рисунке не показана), которая состоит из набора стержней диаметром в несколько сантиметров и длиной, сопоставимой с высотой активной зоны, состоящих из высокопоглощающего нейтроны материала, обычно из соединений бора. Стержни располагаются в специальных каналах и могут быть подняты или опущены в реактор. В поднятом состоянии они способствуют разгону реактора, в опущенном - заглушают его. Приводы стержней регулируются независимо друг от друга, поэтому с их помощью можно конфигурировать активность реакции в различных частях активной зоны.

 

 

  1. Устройство различных типов ядерных реакторов

 

В настоящее время в мире существует пять типов ядерных реакторов. Это реактор ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор), РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный), реактор на тяжелой воде, реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром, реактор на быстрых нейтронах. У каждого типа реактора есть особенности конструкции, отличающие его от других, хотя, безусловно, отдельные элементы конструкции могут заимствоваться из других типов. ВВЭР строились в основном на территории бывшего СССР и в Восточной Европе, реакторов типа РБМК много в России, странах Западной Европы и Юго-Восточной Азии, реакторы на тяжелой воде в основном строились в Америке. Параметры этих реакторов лучше всего представить в виде таблицы 1.

 

Параметры сравнения

ВВЭР

РБМК

Реактор на тяжелой воде

Тепловыделитель

4.5%-й обогащенный уран

2.8%-й обогащенный уран

2-3%-й обогащенный уран

Замедлитель и его свойства

Легкая вода. Очень хорошо замедляет нейтроны, очень сильно поглощает нейтроны. Очень дешева.

Графит. Хорошо замедляет нейтроны, почти не поглощает нейтроны. Достаточно дешев.

Тяжелая вода. Очень хорошо замедляет нейтроны, почти не поглощает нейтроны. Очень дорога в производстве.

Особенности активной зоны, определяемые параметрами замедлителя

Тесное расположение тепловыделяющих элементов, необходимость повышенного обогащения урана

Достаточно редкое расположение тепловыделяющих элементов, возможность использования низкообогащенного урана или отработанного топлива ВВЭР

Достаточно редкое расположение тепловыделяющих элементов, возможность использования низкообогащенного урана или отработанного топлива ВВЭР

Количество контуров

Два

Один

Два

Теплоноситель

Легкая вода в обоих контурах. Одновременно является замедлителем.

Легкая вода. Замедляющий эффект незначителен.

Тяжелая вода в первом контуре, легкая вода во втором. Тяжелая вода одновременно является замедлителем.

Регулирование

Раствор борной кислоты в теплоносителе. Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия.

Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия.

Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия.

Перегрузки топлива

1 раз в 4-6 месяцев, с полной остановкой реактора и вскрытием его корпуса. Каждый тепловыделяющий элемент переставляется внутри реактора трижды до его окончательного извлечения.

В процессе работы, с помощью специальной перегрузочной машины, позволяющей перезагружать отдельные тепловыделяющие элементы. Каждый тепловыделяющий элемент переставляется внутри реактора несколько раз до его окончательного извлечения.

Раз в несколько месяцев, с полной остановкой реактора.

Наружный отражатель

Наружный металлический корпус.

Графитовая кладка толщиной 65 см. Наружный корпус не обязателен, но желателен по соображениям безопасности

Наружный металлический корпус.

 

 

 

ВВЭР

Реакторы ВВЭР являются самым распространенным типом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Из самого названия реактора ВВЭР следует, что у него и замедлителем, и теплоносителем является обычная легкая вода. В качестве топлива используется обогащенный до 4.5% уран. Принципиальная схема реактора ВВЭР представлена на рисунке 3.

Рисунок 3 - Схема реактора ВВЭР

 

Как видно из схемы, он имеет два контура. Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы (насос первого контура на схеме не показан) прокачивают воду через реактор и теплообменник (питание циркуляционных насосов происходит от турбины). Вода реакторного контура находится под повышенным давлением, так что несмотря на ее высокую температуру (293 градуса - на выходе, 267 - на входе в реактор) ее закипания не происходит. Вода второго контура находится под обычным давлением, так что в теплообменнике она превращается в пар. В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генеруемый в парогенераторе, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура (так сказать, третий контур), обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник.

Энергетическая мощность большинства реакторов ВВЭР в нашей стране - 1000 мегаватт (Мвт).

Строение активной зоны реактора ВВЭР показано на рисунке 4.

 

Рисунок 4 – Строение активной зоны реактора ВВЭР

 

Она имеет прочный наружный стальной корпус, могущий в случае непредвиденных обстоятельств локализовать возможную аварию. Корпус полностью заполнен водой под высоким давлением. В середине активной зоны расположены ТВС с шагом в 20-25 см. Некоторые ТВС дополнены сверху поглотителем из бороциркониевого сплава и нитрида бора и способны находится в активной зоне или бороциркониевой частью, или урановой - таким образом осуществляется регулирование цепной реакции. Вода подается в реактор снизу под давлением. Сверху реактор закрыт стальной крышкой, герметизирующей его корпус и являющейся биозащитой.

 

РБМК

РБМК построен по несколько другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего в его активной зоне происходит кипение - из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов. Его принципиальная схема на рисунке 4.

 

Рисунок 4 - Работа циркуляционных насосов

Основные технические характеристики РБМК следующие. Активная зона реактора — вертикальный цилиндр диаметром 11.8 метров и высотой 7 метров (см.рис.5). По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель - сплошная графитовая кладка толщиной 0.65 метра. Собственно активная зона собрана из графитовых шестигранных колонн (всего их 2488), собранных из блоков сечением 250х250мм. По центру каждого блока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114мм для размещения технологических каналов и стержней СУЗ.

Общее число технологических каналов в активной зоне 1693. Внутри большинства технологических каналов находятся тепловыделяющие кассеты, имеющие довольно сложную структуру. Кассета состоит из двух последовательно соединенных тепловыделяющих сборок (ТВС), длина каждой из которых 3,5м. ТВС содержит 18 стержневых твэлов — трубок наружным диаметром 13,5мм с толщиной стенки 0,9 мм, заполненных таблетками диаметром 11,5мм из двуокиси урана (UO2), крепежные детали из сплава циркония и несущий стержень из оксида ниобия. Стенки кассеты плотно фиксированы к графитовой кладке, а внутри кассет циркулирует вода. В остальных каналах расположены стержни системы управления защитой, которые состоят из поглотителя - бороциркониевого сплава. Некоторые каналы полностью изолированы от теплоносителя, и в них расположены датчики радиации.

Электрическая мощность РБМК - 1000 Мвт. АЭС с реакторами РБМК составляют заметную долю в атомной энергетике. Так, ими оснащены Ленинградская, Курская, Чернобыльская, Смоленская, Игналинская АЭС.

Рисунок 5 – Активная зона реактора РБМК

 

ВВЭР и РБМК: сравнительные характеристики

 

Проводя сравнение различных типов ядерных реакторов, стоит остановится на двух наиболее распространенных в нашей стране и в мире типах этих аппаратов: ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор) и РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный). Наиболее принципиальные различия: ВВЭР — корпусной реактор (давление держится корпусом реактора); РБМК-- канальный реактор (давление держится независимо в каждом канале); в ВВЭР теплоноситель и замедлитель — одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится), в РБМК замедлитель — графит, а теплоноситель — вода; в ВВЭР пар образуется во втором корпусе парогенератора, в РБМК пар образуется в непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину — нет второго контура. Из-за различного строения активных зон параметры работы у этих реакторов также разные. Для безопасности реактора имеет значение такой параметр, как коэффициент реактивности - его можно образно представить как величину, показывающую, как изменения того или иного другого параметра реактора повлияет на интенсивность цепной реакции в нем. Если этот коэффициент положительный, то при увеличении параметра, по которому приводится коэффициент, цепная реакция в реакторе при отсутствии каких-либо других воздействий будет нарастать и в конце станет возможным переход ее в неуправляемую и каскадно нарастающую - произойдет разгон реактора. При разгоне реактора происходит интенсивное тепловыделение, приводящее к расплавлению тепловыделителей, стеканию их расплава в нижнюю часть активной зоны, что может привести к разрушению корпуса реактора и выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду.

В таблице 2 приведены коэффициенты реактивности для РБМК и ВВЭР.

Таблица 2 – Коэффициенты реактивности реакторов ВВЭР и РБМК.

 

Коэффициенты реактивности

ВВЭР

РБМК

Паровой (при наличии пара в активной зоне)

— (при появлении в активной зоне пара реактор глохнет)

+ (при появлении в активной зоне пара реактор разгоняется)

Температуры теплоносителя

— (при повышении температуры теплоносителя реактор глохнет)

+(при повышении температуры теплоносителя реактор разгоняется)

Плотности теплоносителя

— (при снижении плотности теплоносителя, (в частности, при повышении его температуры) реактор глохнет)

+(при снижении плотности теплоносителя, (в частности, при повышении его температуры) реактор разгоняется)

 

В реакторе ВВЭР при появлении в активной зоне пара или при повышении температуры теплоносителя, приводящего к снижению его плотности, падает количество столкновений нейтронов с атомами молекул теплоносителя, уменьшается замедление нейтронов, вследствие чего все они уходят за пределы активной зоны, не реагируя с другими ядрами. Реактор останавливается.

В реакторе РБМК при вскипании воды или повышении ее температуры, приводящее к снижению ее плотности, уходит ее нейтронопоглощающее действие (замедлитель в этом реакторе и так уже есть, а у пара коэффициент поглощения нейтронов гораздо ниже, чем у воды). В реакторе нарастает цепная реакция и он разгоняется., что, в свою очередь, приводит к дальнейшему повышению температуры воды и ее вскипанию.

Следовательно, при возникновении нештатных ситуаций работы реактора, сопровождающихся его разгоном, реактор ВВЭР заглохнет, а реактор РБМК продолжит разгон с нарастающей интенсивностью, что может привести к очень интенсивному тепловыделению, результатом которого будет расплавление активной зоны реактора. Данное последствие очень опасно, так как при контакте расплавленных циркониевых оболочек с водой происходит разложение ее на водород и кислород, образующих крайне взрывчатый гремучий газ, при взрыве которого неизбежно разрушение активной зоны и выброс радиоактивных топлива и графита в окружающую среду. Именно по такому пути развивались события при аварии на Чернобыльской АЭС. Поэтому в реакторе РБМК как нигде важна роль защитных систем, которые будут или предотвращать разгон реактора, или экстренно его охлаждать в случае разгона, гася подъем температуры и вскипание теплоносителя. Современные реакторы типа РБМК оборудованы достаточно эффективными подобными системами, практически сводящими на нет риск развития аварии (на Чернобыльской АЭС в ночь аварии по преступной халатности в нарушение всех инструкций и запретов были полностью отключены системы аварийной защиты), но о подобной возможности следует помнить.

Если подвести итог, то реактор РБМК требует меньшего обогащения топлива, обладает лучшими возможностями по наработке делящегося материала (плутония), имеет непрерывный эксплуатационный цикл, но более потенциально опасен в эксплуатации. Степень этой опасности зависит от качества систем аварийной защиты и квалификации эксплуатационного персонала. Кроме того, вследствие отсутствия второго контура у РБМК больше радиационные выбросы в атмосферу в течение эксплуатации.

 

Реактор на тяжелой воде

 

В Канаде и Америке разработчики ядерных реакторов при решении проблемы о поддержании в реакторе цепной реакции предпочли использовать в качестве замедлителя тяжелую воду. У тяжелой воды очень низкая степень поглощения нейтронов и очень высокие замедляющие свойства, превышающие аналогичные свойства графита. Вследствие этого реакторы на тяжелой воде работают на необогащенном топливе, что позволяет не строить сложные и опасные предприятия по обогащению урана. В принципе хорошо спроектированный и построенный реактор на тяжелой воде может работать долгие годы на естественном уране, нуждающемся лишь в выделении его из руды, и давать дешевую энергию. Но тяжелая вода очень дорога в производстве, и поэтому вследствие неизбежных утечек ее из трубопроводов суммарные затраты на эксплуатацию реактора возрастают и приближаются к аналогичным у РБМК и ВВЭР.

 

Рисунок 6 – Реактор на тяжелой воде

В качестве теплоносителя первого контура может использоваться замедлитель - тяжелая вода, хотя имеются реакторы, где теплоноситель - легкая вода, а контуры циркуляции теплоносителя и замедлителя разделены.

Конструкция реактора во многом аналогична конструкции реактора ВВЭР.

 

Реактор с шаровой засыпкой

 

В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара, в который засыпаны тепловыделяющие элементы, также шарообразные. Каждый элемент представляет из себя графитовую сферу, в которую вкраплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ - чаще всего используется углекислота СО2. Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник. Регулирование реактора осуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону.

Рисунок 7 - Реактор с шаровой засыпкой

 

Экстренное глушение реактора осуществляется путем выстреливания в активную зону клина из поглотителя (рядом с реактором устраивают некое подобие короткой пушки, которая в экстраординарной ситуации выстреливает в реактор через его корпус клинообразный кусок поглотителя, при этом реактор сразу останавливается). Реактор с шаровой засыпкой выгодно отличается тем, что в нем принципиально не может произойти взрыв гремучего газа, и в случае разгона реактора сомым неприятным последствием будет лишь расплавление тепловыделяющих элементов и невозможность дальнейшей эксплуатации реактора. Взрыва такого реактора при его разгоне произойти не может в принципе. С другой стороны, в случае попадания воды в активную зону (например, из второго контура в случае прорыва трубы в теплообменнике) разрушение реактора и выброс радиоактивного газа-теплоносителя неизбежно.

Реакторы с шаровой засыпкой в незначительном количестве строились в Восточной Европе и Америке.

 

Реактор на быстрых нейтронах

 

Реактор на быстрых нейтронах очень сильно отличается от реакторов всех остальных типов. Его основное назначение - обеспечение расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана-238 с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом.

 

Рисунок 8 - Реактор на быстрых нейтронах

 

Прежде всего, в реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя. В связи с этим в качестве топлива используется не уран-235, а плутоний и уран-238, которые могут делится от быстрых нейтронов. Плутоний необходим для обеспечения достаточной плотности нейтронного потока, которую не может обеспечить один уран-238. Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в десять-пятнадцать раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах, в связи с чем вместо воды (которая просто не справится с таким объемом энергии для передачи) используется расплав натрия (его температура на входе - 370 градусов, а на выходе - 550, что в десять раз выше аналогичных показателей, скажем, для ВВЭР - там температура воды на входе - 270 градусов, а на выходе - 293). Опять-таки в связи с большим тепловыделением приходится оборудовать даже не два, а три контура (объем теплоносителя на каждом последующем, естественно, больше), причем во втором контуре используется опять-таки натрий. При работе такого реактора происходит очень интенсивное выделение нейтронов, которые поглощаются слоем урана-238, расположенного вокруг активной зоны. При этом этот уран превращается в плутоний-239, который, в свою очередь, может использоваться в реакторе как делящийся элемент. Плутоний используется также в военных целях.

В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей. В России имеется только один реактор такого типа (на Белоярской АЭС). Считается, что такие реакторы имеют большое будущее.

 

 

 

  1. Основные компоненты современного ядерного реактора

 

Для выработки электроэнергии в настоящее время в большинстве стран применяют легководные реакторы (LWR). Реакторы этого типа имеют две модификации: реакторы с водой под давлением (PWR) и кипящие реакторы (BWR), из которых наибольшее распространение получили реакторы с водой под давлением. На рисунке 9 представлена схема АЭС, оборудованной легководным реактором с водой, находящейся под давлением. Сведения о материалах, используемых в реакторах, приведены в таблице 3.

 

 

Рисунок 9 – Схема передачи тепла между элементами станции PWR: 1 – бетонная оболочка; 2 – оболочка из нержавеющей стали; 3 – турбина; 4 - генератор; 5 – конденсатор; 6 – градирня; 7 – парогенератор; 8 – циркуляционные насосы; 9 – корпус реактора; 10 – активная зона; 11 – компенсатор давления; 12 – контейнмент

 

 

 

 

 

Таблица 3 – Компоненты ядерного реактора и материалы

 

 

В корпусе реактора находятся активная зона и первый контур. В первом контуре циркулирует вода, являющаяся теплоносителем и замедлителем. Вода отводит тепло от активной зоны к теплообменнику (парогенератор), в котором тепло передается второму контуру, где вырабатывается пар. Преобразование энергии происходит в турбогенераторе, где пар используется для выработки электроэнергии. Первый контур со всеми трубопроводами и компонентами заключен в специально созданную конструкцию, называемую контейнментом. Таким образом, любые радиоактивные продукты деления, которые могут выйти из топлива в воду первого контура, изолируются от окружающей среды.

В первом контуре вода находится под давлением 15,5 МПа и при максимальной температуре 315°С. Эти условия предохраняют воду от кипения, поскольку точка кипения воды при давлении 15,5 МПа значительно выше 315°С.

Топливо состоит из слабообогащенного диоксида урана (UO2), изготовленного в виде цилиндрических таблеток размером 8 * 12 мм. Таблетки спекают при высокой температуре, обрабатывают до нужного размера и укладывают в трубки, которые заполняют гелием и герметически запаивают. Получаются длинные топливные стержни с диаметром около 10 мм (рисунок 10), из которых собирают сборки. Сборка является топливной единицей, содержащей большое количество энергии. Обычная станция мощностью 1000 МВт содержит около 200 топливных сборок и от 40000 до 50000 топливных стержней. Общее количество топлива в активной зоне реактора PWR мощностью 1000 МВт составляет приблизительно от 100 до 110 т диоксида урана.

Рисунок 10 – Размещение топлива в тепловыделяющем элементе для промышленных станций с реактором типа LWR: 1 – топливная таблетка; 2 – газовый зазор; 3 – заглушка; 4 – пружина; 5 – изолятор; 6 – оболочка

 

В каждом реакторе в зависимости от его конструкции от 16 до 25 ячеек оставлены свободными для регулирующих стержней. Они перемещаются с помощью управляющего стержня, проходящего через крышку корпуса реактора.

Пар, выходящий из турбины, конденсируется в водоохлаждаемом конденсаторе, в котором сбрасывается оставшаяся тепловая энергия. В некоторых системах охлаждения используются градирни.

 

 

 

  1. Радиационная повреждаемость конструкционных материалов

 

Конструкционные материалы под действием облучения испытывают структурные превращения, оказывающие отрицательное влияние в первую очередь на механические свойства и коррозионную стойкость. Из всех видов облучения (нейтроны,) наиболее сильное влияние оказывает нейтронное облучение.

Радиационно-стойкими материалами называют материалы, сохраняющие стабильность структуры и свойств в условиях нейтронного облучения.

Радиационную среду принято характеризовать нейтронным спектром и нейтронным потоком. Спектр определяется дискретными уровнями энергии нейтронов. В зависимости от энергии нейтронов, используемых для осуществления цепной ядерной реакции, различают реакторы на медленных (тепловых) и быстрых нейтронах. Нейтронный поток характеризует интенсивность радиационной среды и выражается числом нейтронов с энергией Е > 0,1 МэВ, пересекающих площадь 1 см2 за 1 с (нейтрон/(см2•с)). Нейтронный поток, суммированный по времени (нейтрон/см2), или флюенс нейтронов, характеризует суммарную дозу облучения и является мерой накопления радиационного воздействия.

На рисунке 11 представлена модель радиационных повреждений, возникающих при соударении высокоэнергетических нейтронов с атомами кристаллической решетки.

Рисунок 11 - Модель радиационных повреждений, возникающих при соударении нейтронов с атомами кристаллической решетки (модель Зеегера)

 

Соударения вызывают смещения атомов или каскад смещений в решетке в зависимости от количества энергии, передаваемой нейтроном атому металла. Подвергшийся удару нейтроном первый атом, подобно биллиардному шару, ударяя по другим атомам, вызывает в решетке дополнительные смещения. В результате развития каскада образуются объемы с высокой концентрацией вакансий, по периферии окруженные зонами с повышенной плотностью межузельных атомов. Один нейтрон способен создать в алюминии более 6000 вакансий, в бериллии с большей энергией межатомной связи – более 450 вакансий.

Помимо смещений большие нейтронные потоки за счет своей энергии возбуждают атомы, усиливают их колебания (это явление названо «радиационной тряской»), что сопровождается локальным повышением температуры. Рост температуры способствует радиационному отжигу, сопровождающемуся аннигиляцией вакансий и межузельных атомов. Высокие температуры и нейтронное облучение могут вызвать в материале ядерные реакции с образованием гелия, что в свою очередь приводит к появлению газовых пузырей по границам зерен.

Структурные изменения приводят к изменению механических свойств. В результате при температуре ниже температуры рекристаллизации – низкотемпературного облучения – металл упрочняется, но теряет вязкость и пластичность. Влияние суммарного нейтронного потока Ф на временное сопротивление, предел текучести и пластичность аустенитной хромоникелевой стали при 20°С показано на рисунке 9.4. Сталь приобретает максимальное упрочнение при Ф = 3•1019 нейтрон/см2, причем o0,2 растет интенсивнее oв, что приводит к снижению способности к деформационному упрочнению. Дальнейшее увеличение потока практически не влияет на свойства стали.

Рисунок 12 – Изменение механических свойств аустенитной стали 12Х18Н10Т при 20оС после низкотемпературного облучения нейтронами: 1 – oв; 2 – o0,2; 3 – b

 

Кроме флюенса, на свойства оказывает влияние температура, при которой проходит низкотемпературное облучение (рисунок 9.5). Наиболее резко охрупчивание аустенитных сталей проявляется после облучения в температурном интервале 250 – 350°С.

 

 

Рисунок 13 – Влияние температуры нейтронного облучения (Ф = 7•1020 нейтрон/см2) стали А304 (Х18Н9) на изменение механических свойств при низкой температуре

 

Действие низкотемпературного облучения на свойства металла связано преимущественно с образованием точечных дефектов. В условиях облучения выше температуры рекристаллизации (высокотемпературное облучение) роль точечных радиационных дефектов снижается. Вакансии и межузельные атомы частично аннигилируют друг с другом, частично взаимодействуют с примесями, дислокациями, границами раздела. Оставшиеся межузельные атомы и вакансии объединяются в кластеры, которые в свою очередь могут превращаться соответственно в дислокационные петли межузельного или вакансионного.

Высокотемпературное облучение активизирует диффузионные процессы и способствует распаду пересыщенных твердых растворов – старению. Этим объясняется высокотемпературная хрупкость аустенитных хромоникелевых сталей. Активизацией диффузионных процессов также объясняется снижение длительной прочности при облучении. Падение жаропрочности растет с увеличением температуры и интенсивности нейтронного потока.

При высокотемпературном облучении большими нейтронными потоками в аустенитных сталях и сплавах на основе Ni, Ti, Mo, Zr, Be зарождаются и растут вакансионные поры, а более подвижные межузельные атомы уходят на дальние стоки (краевые дислокации, границы зерен и др.), что приводит к заметному увеличению объема металла – радиационному распуханию.

Объем аустенитных сталей, облученных при рабочей температуре 450°С, линейно растет с увеличением нейтронного потока. Объем может увеличиться на 20 % и более. Распухание усиливается в результате скопления в микропорах газов, образовавшихся при облучении.

Легирование хромоникелевых сталей титаном, молибденом, ниобием снижает их распухание. Высокохромистые ферритные и перлитные стали с меньшей растворимостью водорода характеризуются меньшей склонностью к распуханию.

Пластичность титановых сплавов после облучения также падает. Однако, в отличие от сталей, они не имеют провала пластичности в этом тем-пературном интервале (рисунок 14).

Рисунок 14 – Деформационная способность aльфа-сплава титана до (1) и после (2) нейтронного облучения (2•1021 нейтронов/см2; Тобл = 250оС; Е > 1 МэВ)

Воздействие облучения на полимерные материалы приводит к разрыву полимерных цепочек. Смещение обрывков цепей и свободных радикалов изменяет свойства полимеров и способствует их разрушению.

Примеры изменения свойств некоторых материалов под действием нейтронного облучения приведены в таблице 4.

 

Таблица 4 – Воздействие нейтронного облучения на различные материалы

При облучении резко снижается коррозионная стойкость металлов и сплавов. Вода и водяной пар являются теплоносителями в водном и водопаровом трактах АЭС. Вследствие радиолиза меняется состав электролита – происходит разрушение молекул воды с образованием ионов и атомов кислорода, водорода и щелочных гидроксид-ионов ОН. Конструкционные реакторные материалы, подвергающиеся облучению, работают в контакте с водой и паром. Образующийся кислород окисляет металл, а водород его наводораживает и тем самым дополнительно охрупчивает. Радиолиз воды и увеличение концентрации гидроксид-ионов способствует растворению поверхностных оксидных пленок, в обычных условиях защищающих металл от коррозии.

Скорость коррозии сплавов на основе алюминия в водной среде в условиях облучения возрастает в 2 – 3 раза. Аустенитные хромоникелевые стали во влажном паре подвержены межкристаллитной коррозии и коррозионному растрескиванию.

 

 

  1. Состав и свойства реакторных материалов

 

Корпусные материалы. Для изготовления узлов атомных электростанций используют различные стали. Для обечаек корпусов реакторов в США широко используют рекомендуемые ASTM (American Society for Testing Materials) ферритные низкоуглеродистые и низколегированные стали марок А508-2 и А533. Стали легированы марганцем и молибденом, причем первая марка дополнительно модифицирована небольшими добавками никеля и хрома. После улучшения стали характеризуются высокой прочностью и вязкостью и, благодаря низкому содержанию углерода, имеют хорошую свариваемость. Технические условия ASTM на эти стали для повышения стойкости против радиационного охрупчивания устанавливают низкое содержание вредных примесей (менее 0,012 % Р и 0,015 % S) и особенно меди (менее 0,1 %) и ванадия (менее 0,06 %).

Однако эти ферритные стали быстро теряют прочность при повышении температуры и не обладают достаточной коррозионной стойкостью. Поэтому внутренние поверхности всех компонентов первого контура плакируют аустенитными хромоникелевыми коррозионностойкими сталями серии 300 AISI. Химический состав и свойства этих и других реакторных сталей приведены в таблице 5.

 

 

 

Таблица 5 – Составы сталей используемые в ракетостроении, в % (мас.)

 

Корпус жидкометаллического реактора, работающего при более высокой температуре, для предотвращения ползучести изготавливают целиком из сталей типа 304 и 316.

Корпуса современных модификаций реакторов HTGR работают при еще более высоких температурах (до 700°С) и давлениях в активной зоне (7,25 МПа). Для их изготовления применяют сплавы на основе никеля и кобальта, легированные хромом и молибденом. Сопротивление ползучести специальных сплавов примерно в 2 раза превышает сопротивление ползучести аустенитных сталей типа Х18Н8 при температуре 650°С, причем при более высоких температурах это различие возрастает.

Наиболее опасным следствием облучения является радиационное распухание. На рисунке 9.7 представлены характеристики радиационного распухания ряда марок сталей и сплавов. Радиационное распухание можно подавить путем структурно-принудительной рекомбинации металлов за счет непрерывного распада твердого раствора с определенной дилатацией на границе матрицы с образующейся вторичной фазой. Возникающие при распаде сильные поля структурных напряжений способствуют рекомбинации радиационных дефектов и существенно снижают распухание. Развитое дисперсионное твердение является способом подавления радиационного распухания.

 

Рисунок 15 – Сопротивляемось радиационному распуханию сталей и сплавов с ОЦК и ГЦК решетками в зависимости от принципа легирования: I – область ферритных, феррито-мартенситных и мартенсито-аустенитных сталей (ОЦК решетка); II – область аустенитных твердораствор-ноупрочняемых сталей и сплавов (ГЦК решетка); III – область аустенитных дисперсионно-твердеющих сталей и сплавов; IV – область высоконикелевых аустенитных сплавов, легированных РЗМ

 

Легирование титаном и алюминием способствует переходу сталей и сплавов в группу дисперсионно-твердеющих материалов, что позволяет уменьшить высокое содержание никеля, почти полностью подавив радиационное распухание. Дисперсионному твердению способствует модифицирование стали редкоземельными элементами – иттрием, празеодимом. Высокое сопротивление распуханию достигается в экономнолегированных никелем сталях типа Х12Н23МТЗЦ4 (23 % Ni), Х15Н15МЗТЦ4 (15 % Ni), Х15Н11Т2Ц4(11 % Ni).

Материалы теплообменников. В реакторах АЭС используются крупные парогенераторы, с помощью которых осуществляется теплопередача от первого контура ко второму. Передача тепла осуществляется через стенки тысяч труб парогенераторов. Материал труб должен обладать высокой теплостойкостью и коррозионной стойкостью, особенно со стороны второго контура, где среда более агрессивна. Первоначально для их изготовления применяли хромоникелевые стали типа Х18Н8 и Х18Н12. Более высокую надежность имеют холоднотянутые трубы из сплавов на основе никеля. На АЭС США для труб парогенераторов обычно используют инконель 600, содержащий 60,5 % Ni, 23 % Сr, 14,1 % Fe и небольшие количества других элементов. В Германии отдают предпочтение сплаву инконель 800 (34 % Ni, 21 % Сr, 43 % Fe).

Из-за скопления примесей в участках второго контура с плохой циркуляцией может образоваться щелочная среда. В щелочных растворах с высокой температурой резко возрастает опасность межкристаллитного коррозионного растрескивания под напряжением. Присутствующие в воде примеси и растворенные газы (водород, кислород или аммиак) способствуют коррозии. На рисунке 9.9 представлены данные, характеризующие чувствительность основных материалов трубопроводов к коррозионному растрескиванию под напряжением (КР) в зависимости от концентрации щелочи.

Из трех рассмотренных материалов наибольшей стойкостью к коррозионному растрескиванию обладает сплав инконель 800. Высокую надежность имеют титановые трубопроводы, особенно в агрессивных средах. Широкое внедрение трубопроводов из этого материала сдерживается высокой стоимостью как самого титана, так и изготовления из него изделий.

Рисунок 16 – Влияние концентрации NaOH на минимальное значение времени до образования трещины глубиной 100 мкм (tмин в С-образных образцах): 1 – нержавеющая сталь типа 316; 2 – инконель 800; заштрихованная область – инконель 600

 

Конструкционные материалы тепловыделяющих элементов (ТВЭ-Лов). ТВЭЛы представляют собой длинные трубы, в которые загружается топливо в виде таблеток из оксида урана или смешанного уран-плутониевого оксида. Трубы служат оболочками и представляют собой барьеры, препятствующие выходу в контур продуктов деления, выделяющихся из топлива во время облучения.

Конструкция ТВЭЛов должна позволять осуществлять экономически выгодный топливный цикл. Помимо высокой радиационной стойкости, ТВЭЛы должны иметь такие характеристики, которые позволяют сделать работу АЭС безопасной. Первое требование вынуждает выбирать конструкционные материалы с низким сечением захвата нейтронов, тогда как второе требование вынуждает отдавать предпочтение материалам с необходимыми механическими и коррозионными характеристиками.

Оболочки ТВЭЛов первых реакторов изготовлялись из хромоникелевых аустенитных сталей благодаря их высоким механическим и антикоррозионным характеристикам. Их недостатком является низкая сопротивляемость распуханию под действием нейтронного облучения и высокое сечение захвата нейтронов. На смену оболочкам из нержавеющих сталей пришли оболочки из циркониевых сплавов – циркалоев. Циркалои имеют по сравнению со сталями в 15 раз меньшее сечение захвата нейтронов, низкий коэффициент линейного расширения, хорошее сопротивление ползучести и высокую пластичность.

 

 

 

Заключение

 

Атомная энергетика - активно развивающаяся отрасль. Очевидно, что ей предназначено большое будущее, так как запасы нефти, газа, угля постепенно иссякают, а уран - достаточно распространенный элемент на Земле. Но следует помнить, что атомная энергетика связана с повышенной опасностью для людей, которая, в частности, проявляется в крайне неблагоприятных последствиях аварий с разрушением атомных реакторов. В связи с этим необходимо закладывать решение проблемы безопасности (в частности, предупреждение аварий с разгоном реактора, локализацию аварии в пределах биозащиты, уменьшение радиоактивных выбросов и др.) еще в конструкцию реактора, на стадии его проектирования.

Стоит также рассматривать другие предложения по повышению безопасности объектов атомной энергетики, как то: строительство атомных электростанций под землей, отправка ядерных отходов в космическое пространство.

Целью настоящей работы было всего лишь рассказать о современной атомной энергетике, показать устройство и основные типы ядерных реакторов. К сожалению, объем доклада не позволяет более подробно остановиться на вопросах физики реактора, тонкостях конструкции отдельных типов и вытекающих из них проблем эксплуатации, надежности и безопасности.

 

 

Список литературы

 

  1. И.Х.Ганев. Физика и расчет реактора. Учебное пособие для вузов. М, 1992, Энергоатомиздат.
  2. Л.В.Матвеев, А.П.Рудик. Почти все о ядерном реакторе. М., 1990, Энергоатомиздат.

 Скачать: У вас нет доступа к скачиванию файлов с нашего сервера. КАК ТУТ СКАЧИВАТЬ

Категория: Рефераты / Прочие

Уважаемый посетитель, Вы зашли на сайт как незарегистрированный пользователь.
Мы рекомендуем Вам зарегистрироваться либо войти на сайт под своим именем.