Стартовая >> Архив >> Генерация >> Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Требования к материалам 1-го контура реактора - Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Оглавление
Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов
Введение
Деление тяжелых ядер
Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000
Пусковые режимы работы реактора
Требования к системе управления и защиты ВВЭР
Пуск реактора
Нейтронно-физические характеристики активной зоны при работе
Регулирование и маневренность ВВЭР
Отвод тепла от реактора в нормальных и переходных режимах
Ограничения допустимой мощности реактора, связанные со схемой электроснабжения ГЦН
Останов реактора
Обеспечение отвода тепла после останова реактора
Комплектация тепловыделяющих сборок в активной зоне
Расчет нейтронно-физических характеристик реактора
Расчет распределения энерговыделения в тепловыделяющих сборках
Оптимизация нейтронно-физических характеристик реактора
Свойства двуокиси урана и оболочек твэлов из циркониевого сплава
Контроль герметичности оболочек твэлов на остановленном реакторе
Изучение отработавшего ядерного топлива в защитной камере
Требования к материалам 1-го контура реактора
Особенности водно-химического режима и способы регулирования качества воды 1-го контура
Очистка воды 1-го контура
Переработка и захоронение жидких радиоактивных отходов
Контроль за состоянием материалов оборудования реакторных установок
Безопасность ВВЭР
Радиационная безопасность при нормальной эксплуатации реактора
Обеспечение ядерной безопасности при работах с тепловыделяющими сборками
Наиболее вероятные аварии на реакторе
Оценка возможного выделения энергии при аварии
Предохранительные и защитные устройства
Эксплуатация энергетического блока с ВВЭР-1000
Паротурбинная установка ВВЭР-1000
Система контроля, управления и защиты ВВЭР-1000
Себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на АЭС
Режим и показатели работы АЭС в энергосистеме
Способы увеличения глубины выгорания ядерного топлива и длительности кампании реактора
Режим продления кампании реактора
Снижение потерь нейтронов в реакторе
Заключение
Список литературы

ГЛАВА 9
РАБОТОСПОСОБНОСТЬ КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ ОБОРУДОВАНИЯ И ВОДНО-ХИМИЧЕСКИЙ РЕЖИМ 1-ГО КОНТУРА РЕАКТОРА
9.1. ТРЕБОВАНИЯ К МАТЕРИАЛАМ 1-ГО КОНТУРА
К конструкционным материалам ВВЭР относятся металлы и сплавы, из которых изготовляют корпус реактора, главные трубопроводы, детали парогенераторов, главные циркуляционные насосы, компенсатор объема и другое оборудование 1-го контура. Основными критериями при выборе материалов в обычной энергетике являются механические свойства и коррозионная стойкость. К реакторным конструкционным материалам предъявляются более высокие требования, связанные с наличием радиационного воздействия.
Корпус реактора должен обеспечивать надежную герметизацию активной зоны в течение всего периода эксплуатации (30 лет и более). Поэтому к материалу корпуса предъявляются требования высокой коррозионной стойкости в водном теплоносителе, высокой радиационной стойкости и устойчивости к хрупкому разрушению. Материал корпуса должен иметь малую теплоемкость, большую теплопроводность и возможно низкий коэффициент термического расширения. Последнее требование вызвано наличием в стенках корпуса постоянного градиента температуры, приводящего к термическим напряжениям, пропорциональным градиенту температуры и при прочих равных условиях тем большим, чем выше теплоемкость и ниже теплопроводность материала. Наличие температурных неравномерностей в стенках корпуса специфично для ядерных реакторов и вызвано неравномерным распределением источников тепла [по реакции (л, γ) и от воздействия прямого γ-излучения активной зоны реактора]. Ослабление γ-излучения активной зоны в стенке корпуса ведет к неравномерному абсолютному поглощению энергии в различных слоях по сечению.

Максимальная плотность источников тепла приходится на границу стенки корпуса, обращенную к активной зоне (рис. 9.1) [118]. Воздействие прямого γ-излучения активной зоны на корпус реактора столь значительно, что для его ослабления принимаются специальные меры, в частности установка теплового экрана.
Требование радиационной стойкости означает отсутствие значительных изменений механических свойств материала под воздействием нейтронного, γ- и β-излучений. Что касается требований к технологическим свойствам, то материал корпуса реактора должен обладать хорошей свариваемостью в больших сечениях, поскольку стенки корпуса имеют значительную толщину.
Из всех узлов ядерной энергетической установки, находящихся вне корпуса реактора, наиболее трудны в отношении выбора материалов и технологии изготовления парогенераторы. Некоторые детали парогенераторов контактируют с теплоносителями обоих контуров и поэтому должны обладать высокой коррозионной стойкостью при двустороннем коррозионном воздействии сред контуров. Представляет определенные трудности и выбор материалов для ГЦН, отдельные детали и узлы которых подвергаются воздействию теплоносителя, протекающего с большой скоростью. От материала рабочих колес ГЦН кроме коррозионной стойкости требуется значительная эрозионная и кавитационная стойкость.
Перечисленным требованиям в наибольшей степени удовлетворяют различные сорта сталей [119]. Основную опасность при использовании их в качестве конструкционных материалов представляет процесс хрупкого разрушения, в результате которого могут образовываться хрупкие изломы, развивающиеся с большой скоростью — (1+3)-103 м/с. Хрупкость не является постоянным свойством стали, а возникает лишь при определенном сочетании внешних и внутренних факторов и условий. К внешним условиям относятся скорость изменения температуры и нагрузки, а также конструктивные, особенности оборудования.

Рис. 9.1. Изменение основных составляющих удельного радиационного тепловыделения по толщине стального корпуса ВВЭР (тепловая защита содержит 35% стали и 65% воды без бора):
1  —  полное тепловыделение; 2  —  тепловыделение, обусловленное поглощением γ-излучения из активной зоны; 3  —  тепловыделение, обусловленное поглощением захватного γ-излучения из стали тепловой защиты; 4  —  тепловыделение, обусловленное поглощением захватного γ-излучения, возникшего в самом корпусе; 5  —  тепловыделение, обусловленное поглощением излучения неупругого рассеяния нейтронов в самом корпусе; 6  —  тепловыделение, обусловленное поглощением захватного γ-излучения из воды тепловой защиты; 7 — тепловыделение, обусловленное поглощением γ-излучения неупругого рассеяния нейтронов в стали тепловой защиты.

Внутренние условия связаны со структурой стали, химическим составом легирующих добавок, неметаллическими включениями и др. На практике режим хрупкого разрушения стали может возникнуть при резком увеличении нагрузки или уменьшении температуры. На процесс хрупкого разрушения оказывает влияние и скорость изменения нагрузки, т. е. скорость деформации.
Условия хрупкого разрушения учитывают при эксплуатации ВВЭР, ограничивая давление в 1-м контуре в зависимости от температуры корпуса реактора. Для ВВЭР-440 не разрешается подъем давления выше 50 кгс/см2 при температуре корпуса ниже 90 °С, при этом допустимую температуру изменяют в зависимости от времени работы корпуса. Скорость разогрева 1-го контура ограничивается 20, а расхолаживание 30 °С в час.
Следует отметить, что при длительной работе в напряженном состоянии вероятность хрупкого разрушения увеличивается. Длительная концентрация напряжений приводит к возникновению микротрещин, которые приближают начало хрупкого разрушения. К технологическим факторам, увеличивающим вероятность хрупкого разрушения, следует отнести дефекты, вызываемые термообработкой, сваркой, прокаткой профилей и изготовлением элементов оборудования.
При выборе конструкционных материалов 1-го контура, в первую очередь для корпуса реактора, необходимо учитывать повышение критической (на хрупкость) температуры Ткр в результате облучения. Этот температурный сдвиг не зависит от химического состава, термообработки и прочности стали. Ухудшение пластических свойств стали в результате облучения  —  следствие нарушения атомной решетки. Радиационная стойкость сталей определяется их способностью частично восстанавливать свою структуру после полученных радиационных повреждений. Восстановление идет тем быстрее, чем выше температура стали.
Радиационный ресурс R корпуса реактора определяют по формуле [120]
(9.1)
где φ  —  плотность нейтронного потока в наиболее опасном месте корпуса реактора; Fдоп — допустимый флюенс нейтронов; К —  коэффициент запаса.
Допустимый флюенс нейтронов Fдon связан с допустимым изменением критической температуры хрупкости Ткр доп. и зависимостью изменения критической температуры хрупкости Δ Ткр от флюенса нейтронов F:

(9.2)
(9.3)
Зависимость (9.3) определяют, как правило, экспериментально с учетом перечисленных выше факторов.
Как уже указывалось, важным требованием, предъявляемым к конструкционным материалам 1-го контура, является их коррозионная стойкость. Коррозия конструкционных материалов в воде обычно носит электрохимический характер [121 ].
Разновидностью электрохимической коррозии является щелевая коррозия, протекающая в застойных зонах теплоносителя (например, в местах механических соединений). Кислород влияет на скорость электрохимической коррозии двояко. С одной стороны, обеспечивая унос электронов с корродируемой поверхности, кислород ускоряет коррозию, так как увеличивает разность потенциалов между корродируемой поверхностью и раствором. С другой стороны, кислород может окислять материал корродируемой поверхности, препятствуя переходу ионов металла в раствор, что при условии образования сплошной защитной пленки окисла резко уменьшает скорость коррозии.
Наличие в растворе химически активных анионов, например С1, увеличивает скорость коррозии, поскольку препятствует пассивации корродируемой поверхности. Повышение температуры увеличивает диффузионную подвижность ионов в растворе, а следовательно, и скорость коррозии.
В закрытой системе, которую представляет собой 1-й контур ВВЭР, скорость коррозии с ростом температуры возрастает практически по линейному закону.
Воздействие нейтронного излучения приводит к ухудшению защитных свойств окисных пленок и как следствие  —  к увеличению скорости коррозии. Кроме того, излучение реактора меняет состав теплоносителя, что также повышает скорость коррозии.
Коррозионно-стойкие конструкционные материалы получают обычно легированием, которое способствует улучшению механических свойств металла и повышает его коррозионную стойкость. Примером эффективного антикоррозионного легирования может служить создание нержавеющих сталей. Обнаружено, например, что при содержании в стали более 12% Сг резко повышается ее коррозионная стойкость в пароводяной среде. При использовании в качестве конструкционных материалов нержавеющих сталей необходимо считаться с возможностью возникновения межкристаллитной коррозии [121 ] при неравномерном распределении легирующих добавок по границам зерен основного металла. Например, в нержавеющей стали 1Х18Н10Т при работе в интервале температур 500  —  800 °С могут образоваться хромистые карбиды с соответствующим снижением содержания Сг и увеличением избирательной коррозии на границах зерен.
Предотвращение межкристаллитной коррозии достигается снижением содержания углерода, уменьшающим образование карбидов хрома, термической обработкой, исключающей неоднородное содержание хрома в зерне, дополнительным легированием стали более сильными, чем хром, карбидообразователями, например ниобием и титаном.
Склонность материалов к межкристаллитной коррозии увеличивается по мере укрупнения зерна, так как при этом пограничные участки обедняются легирующим элементом.



 
« Экспериментальные ВЭУ большой мощности управления ERDA-NASA   Эксплуатация генераторов »
электрические сети