Стартовая >> Архив >> Генерация >> Материалы ядерных энергетических установок

Материалы защиты, системы аварийной защиты - Материалы ядерных энергетических установок

Оглавление
Материалы ядерных энергетических установок
Ядерная энергия и материалы
Легководный реактор LWR
Тяжеловодный реактор HWR
Реактор типа LMFBR
Перспективы использования термоядерной энергии
Радионуклидное производство энергии и ее использование
Требования, предъявляемые к выбору ядерных материалов
Свойства реакторных материалов
Анализ специфических свойств материалов при их выборе для ядерных реакторов
Выбор материалов и анализ конструкции с помощью ЭВМ
Компоненты и материалы ядерных реакторов деления
Ядерные топливные материалы
Конструкционные материалы
Материалы органов регулирования, теплоносители
Материалы защиты, системы аварийной защиты
Атомная электростанция (с реактором деления)
Фундаментальные радиационные явления в материалах
Радиационное повреждение нейтронами
Влияние облучения на реакторные материалы
Влияние облучения на физические свойства материалов
Влияние облучения на механические свойства материалов
Влияние облучения на коррозию, свелинг
Отжиг радиационных повреждений, влияние облучения на свойства при низких температурах
Металлический уран
Коррозия урана
Сплавы урана
Влияние облучения на урановое топливо
Керамический уран
Диоксид урана
Радиационное распухание оксидного топлива
Радиационная ползучесть оксидного топлива
Выделение газообразных продуктов деления из оксидного топлива
Монокарбид урана
Нитрид, силицид и сульфиды урана
Коррозия керамического урана, техника безопасности
Плутоний
Металлические сплавы плутония
Керамические соединения плутония
Смешанное керамическое уран-плутониевое топливо
Коэффициент воспроизводства, избыточный коэффициент и время удвоения плутония
Радиационные эффекты плутония
Коррозионные эффекты плутония
Меры безопасности при работе с плутонием
Торий
Свойства тория
Получение и сплавы тория
Керамические соединения тория
Радиационные и коррозионные эффекты тория
Радиоактивный распад в торий-урановом топливном цикле
Конструкционные материалы: металлы
Конструкционные материалы: бериллий и его соединения
Конструкционные материалы: магний
Конструкционные материалы: алюминий
Конструкционные материалы: цирконий
Конструкционные материалы: нержавеющая сталь и никелевые сплавы
Конструкционные материалы: керамика и керметы
Влияние облучения на конструкционные материалы
Коррозия конструкционных материалов
Материалы замедлителя и отражателя
Графит
Материал бланкета
Материал теплоносителя
Материалы систем регулирования, защиты и аварийной защиты
Защита реактора
Системы аварийной зашиты реактора и используемые в них материалы
Материалы в топливных циклах, процессах обогащения и переработки топлива
Обогащение топлива
Переработка топлива
Материалы, используемые в процессах переработки отработавшего топлива
Переработка ядерного топлива
Топливные материалы, участвующие в U-Pu-топливном цикле
Тепловыделяющие элементы
Связующий материал твэлов
Материалы, применяемые при изготовлении твэлов
Каналы для теплоносителя и системы трубопроводов
Корпуса реакторов под давлением
Радиационные эффекты при работе материалов ядерного топлива и конструкционных материалов
Коррозия и трещины материалов твэлов, коррозия каналов теплоносителя
Образование коррозионных и усталостных трещин и течей в каналах для теплоносителей, трубопроводах
Материалы радионуклидных генераторов энергии и термоядерных реакторов
Радионуклидное топливо
Материалы оболочек, материалы и теплоносители радионуклидных генераторов
Концептуальные проекты термоядерных реакторов
Компоненты и материалы термоядерных реакторов
Материалы для изготовления магнитной системы и системы безопасности термоядерных реакторов
Взаимодействие материалов с первой стенкой термоядерного реактора
Материалы первой стенки термоядерного реактора и влияние на них облучения

МАТЕРИАЛЫ ЗАЩИТЫ

Материалы защиты, используемые в ядерных реакторах, можно подразделить на три группы в соответствии с их назначением;

  1. тяжелые или относительно тяжелые элементы, предназначенные для ослабления гамма-излучения и замедления быстрых нейтронов до энергии около 1 МэВ за счет неупругого рассеяния;
  2. элементы с более низким массовым числом и их соединения, предназначенные для рассеяния и замедления нейтронов с энергиями ниже 1 МэВ за счет упругого рассеяния;
  3. легкие элементы, водородсодержащие вещества и бор, предназначенные для замедления быстрых нейтронов и их поглощения без вторичного гамма-излучения.

В ядерных реакторах наиболее широко распространенными материалами как для биологической, так и для тепловой защиты являются свинец, железо, бетон, бор и водородсодержащие вещества.
Материал, выбранный для защиты, должен замедлять быстрые нейтроны, поглощать медленные и тепловые нейтроны, ослаблять первичное гамма-излучение, иметь минимальное вторичное гамма-излучение.
Железо в виде углеродистых или нержавеющих сталей используется до некоторой степени для тепловой защиты активной зоны. Свинец, а также сплавы и соединения свинца используются как материалы биологической защиты для ослабления гамма-излучения. Для биологической защиты применяют также обычный и специальный бетон, например барит. Бетоны, содержащие воду и минералы тяжелых элементов, могут ослаблять нейтроны, первичное гамма-излучение и вторичное гамма-изпучение. Из водородсодержащих веществ обычная вода является наиболее эффективным и наиболее экономичным материалом для защиты от нейтронов.
Такие соединения бора, как борная кислота, бура и бораты, можно добавлять к воде для повышения скорости захвата нейтронов при минимальном вторичном гамма-излучении. При осуществлении свинцово-водной защиты к воде целесообразно добавлять бор, который повышает эффективность защиты от нейтронов и гамма-излучения. В специальных случаях для защиты от нейтронов нашел применение борал - материал, состоящий из карбида бора (B4С) и алюминия.

СИСТЕМЫ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ

Каждая АЭС должна иметь систему аварийной защиты, достаточную для предотвращения чрезмерного риска для здоровья и безопасности населения в случае возможной гипотетической аварии. Система аварийной защиты АЭС может состоять из первичной системы аварийной защиты, включающей систему сброса давления, систему аварийного охлаждения активной зоны и систему изоляции с противоаварийной оболочкой, и вторичной или вспомогательной системы аварийной защиты, включающей резервную систему охлаждения активной зоны, например систему охлаждения активной зоны разбрызгиванием, систему инжекции теплоносителя высокого давления, систему самосброса давления, систему удаления остаточного тепла и систему хранения резервного теплоностеля на АЭС, внутриреакторную и внереакторную систему приборною контроля, например систему контроля режимов работы реактора на мощности, систему контроля пусковых режимов, систему контроля промежуточных режимов и тд., систему контроля герметичности, например систему контроля герметичности оболочек твэлов, систему контроля герметичности патрубков корпуса реактора, систему контроля герметичности трубопроводов для теплоносителя и тд., и систему аварийной защиты при землетрясениях и ураганах.
Система сброса давления состоит из: 1) сухого колодца, имеющего коническую или цилиндрическую форму и сделанного из облицованного сталью предварительно напряженного бетона; 2) камеры для сброса давления, сделанной из предварительно напряженного бетона, облицованного сталью, в виде сосуда тороидальной формы, соединенного с днищем корпуса реактора и имеющего предохранительный клапан (пружинного типа) для автоматического сброса давления в случае повышения и пульсации давления в результате аварии; 3) системы для контроля температуры и давления в сухом колодце и камере для сброса давления в сочетании с системой хранения реакторного теплоносителя в резервуаре.
Система аварийного охлаждения активной зоны оборудована емкостью для хранения теплоносителя, изготовленной из предварительно напряженного бетона со стальной облицовкой, предохранительными клапанами аварийной защиты (срабатывающими при чрезмерном изменении параметров) и механизмом регулирования в случае аварии с потерей теплоносителя.
Внутриреакторная и внереакторная системы приборного контроля предназначены для регистрации любых ненормальных ситуаций в активной зоне реактора и в здании реактора для обеспечения безопасной работы реактора (см. рис. 3.1).
В конструкцию реактора, а также в конструкцию АЭС входит система аварийной защиты при землетрясениях и ураганах. Если горизонтальное ускорение при землетрясении (измеряемое сейсмографом) или скорость ветра при урагане (регистрируемая манометром) превысят определенные пределы, реактор будет автоматически остановлен.



 
« Магнитный фильтр-сепаратор в схеме очистки производственного конденсата   Метод определения параметров тепловой изоляции паротурбинных блоков ТЭС »
электрические сети