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

Ядерная энергия и материалы - 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

ГЛАВА 1
ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ И МАТЕРИАЛ

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ

Энергия (тепловая энергия и тепло), выделенная в ходе реакции деления или синтеза или при излучении ядерного (радионуклидного) источника и превращенная в полезное тепло, механическую работу или электроэнергию, принято называть ядерной энергией. В зависимости от характеристик ядерных реакций или источников излучения различают три основные вида ядерной энергии: ядерная энергия деления [1—5]; ядерная энергия синтеза [6,7] и энергия излучения радионуклидов [8].
Энергия, выделяемая при делении или расщеплении ядер тяжелых элементов, таких как уран и плутоний в ходе цепной ядерной реакции, называется ядерной энергией деления. Энергия, высвобождаемая в процессе синтеза при очень высоких температурах ядер легких элементов, таких как изотопы водорода дейтерий и тритий и тд., — ядерной энергией синтеза. Энергия, выделяемая при распаде, например, таких радионуклидов, как 60Со, 90Sr, 238Pu, 242 Am и др., - энергией излучения радионуклидов. Основные частицы, испускаемые в ходе ядерного распада, состоят из а-частиц (атомов гелия), бета-частиц (электронов и позитронов), гамма-лучей (или фотонов). Вся энергия ядерного излучения выделяется в конечном счете в виде тепла или тепловой энергии, которую можно использовать для совершения механической работы или для выработки электроэнергии.

ЭНЕРГИЯ ДЕЛЕНИЯ

Среди трех основных видов ядерной энергии наиболее изученной является энергия деления. Конструирование, сооружение и эксплуатация многих ядерных реакторов деления в мире за последние годы, доказали безопасность и экономичность использования ядерной энергии для крупномасштабного производства электроэнергии.

ТИПЫ РЕАКТОРОВ ДЕЛЕНИЯ

Ядерные реакторы деления можно классифицировать по-разному. В основе классификации могут лежать следующие факторы: 1) область энергии (кинетической) нейтронов; 2) назначение реактора; 3) вид топлива или теплоносителя реактора.
Однако основным фактором является кинетическая энергия нейтронов, вызывающих основную долю делений ядер в ходе цепной реакции.
В зависимости от энергии нейтронов различают реакторы на быстрых нейтронах; про межуточные реакторы или реакторы на надтепловых нейтронах; реакторы на тепловых нейтронах, в которых наибольшую долю делений вызывают соответственно быстрые, надтепловые и тепловые нейтроны. Среди них наиболее разработанным является реактор на тепловых нейтронах. Реакторы на тепловых нейтронах вырабатывают основную часть ядерной энергии в мире.

расположение оборудования и вспомогательных устройств на АЭС
Рис. 1.1. Типичное расположение оборудования и вспомогательных устройств на АЭС:
1 —  хранение свежего топлива; 2 —  хранение отработавшего топлива; 3 —  парогенератор; 4 —  система понижения давления; 5 —  здание реактора; 6 —  аварийная система охлаждения активной зоны; 7 —  центральный пульт управления; 8 —  турбогенератор; 9 —  корпус вспомогательного оборудования; 10 —  подача пара к турбогенератору; 11 —  водяной насос; 12 —  ядерный реактор; 13 —  система контроля и управления активной зоной

По своему назначению реакторы делятся на энергетические для выработки электроэнергии [1,3—5]; исследовательские для проведения экспериментов и испытаний материалов [9,10]; учебные для обучения студентов основным реакторным экспериментам [11—14].
Энергетический реактор имеет, как правило, большие размеры и высокий уровень установленной электрической мощности для достижения экономичного производства электроэнергии. На рис. 1.1 показано расположение оборудования и вспомогательных устройств на атомной электростанции.
По виду топлива или теплоносителя различают: 1) газоохлаждаемый (с графитовым замедлителем) реактор GCR, усовершенствованный газоохлаждаемый реактор AGR, высокотемпературный газоохлаждаемый реактор HTGR и газоохлаждаемый быстрый реактор-размножитель GCFBR с относительно низким уровнем вырабатываемой мощности, использующие природный или слабо обогащенный уран [15-18];

  1. легководный реактор (с водой под давлением) PWR; с кипящей водой BWR, использующий слабо обогащенное 235U топливо и воду в качестве теплоносителя [1-5, 19, 20]; 3) тяжеловодный реактор, использующий в качестве топлива природный уран, замедлителя - тяжелую воду, теплоносителя — обычную или тяжелую воду [4, 19]; 4) жидкометаллический быстрый реактор-размножитель, использующий в качестве топлива плутоний и уран, а теплоносителя — жидкий металл (натрий) [4, 19]. Среди перечисленных выше реакторов основной вклад в выработку электроэнергии на АЭС вносят легководные реакторы.

Газоохлаждаемые (с графитовым замедлителем) реакторы GCR.

Концепция газоохлаждаемого реактора GCR была впервые реализована в первом производящем плутоний реакторе СР-I еще в 1943 г. Дальнейшее развитие реакторы GCR получили в 1956 г., когда в Великобритании был создан реактор типа Calder Hall двойного назначения: для наработки плутония и производства электроэнергии. В дальнейшем аналогичные реакторы создавались и в других странах мира. На рис. 1.2 изображен продольный разрез АЭС с типичным реактором Calder Hall. Тепловыделяющие элементы реакторов изготовляются из природного урана в металлической оболочке и помещаются в цилиндрические трубки из магниевого сплава магнокс (см. ниже п. 6.6.2).
разрез типичного газоохлаждаемого энергетического реактора типа Calder Hall
Рис. 1.2. Продольный разрез типичного газоохлаждаемого энергетического реактора типа Calder Hall:
1 —  полярный кран; 2 —  здание реактора; 3 —  механизм загрузки топлива; 4 —  трубопроводы перегретого пара; 5 —  основные трубопроводы пара; 6 —  активная зона; 7 —  испаритель; 8 —  трубопроводы подпитки испарителя; 9 —  газодувки; 10 —  выходной канал газодувки; 11 —  опорная решетка; 12 —  теплоизоляция; 13 —  газовый зазор; 14 —  продольный кабельный канал

Теплоносителем служит диоксид углерода CO2, циркулирующий под давлением между активной зоной реактора и парогенератором. Пар подается в систему турбогенератора, где происходит выработка электроэнергии.
Ввиду относительно низкой точки плавления металлического урана (Tпл = 1130 °С) и химической реакции между CO2 и графитом С максимальная температура для данного типа реактора поддерживается около 345 °С. В результате рабочие температуры, давление, общий тепловой КПД АЭС и ее электропроизводительность не велики.
Для увеличения указанных характеристик были предложены и разработаны два существенно различных подхода. Реализация этих подходов привела к созданию двух новых типов реакторов GCR: усовершенствованного газоохлаждаемого реактора AGR и высокотемпературного газоохлаждаемого реактора HTGR.
Реактор AGR был сконструирован, разработан и опробован в Великобритании и некоторых других странах. Тепловыделяющие элементы изготавливаются из слабо обогащенных (массовое содержание составляет от 1,2 до 1,5%) таблеток UO2, запрессованных в трубки из бериллия или нержавеющей стали. Теплоносителем служит гелий или диоксид углерода, замедлителем - графит [21]. Указанные изменения привели к значительному росту рабочих температур, давления, общего теплового КПД АЭС и ее мощностных характеристик. Реактором AGR вырабатывают основную долю электроэнергии на АЭС Великобритании (основная электрическая компания — Центральное управление по электропроизводству, CEGB).
Концепция HTGR разработана и опробована на реакторных стендах по теплопередаче и экспериментальном газоохлаждаемом реакторе [17, 23] и была впоследствии продемонстрирована на реакторах HTGR на АЭС Peach Bottom и Fort St. Vrain [17, 24]. Топливо HTGR состоит примерно (массовое содержание) : 14% — 235U, 1% - 238U, 85% - 232Th в форме соответствующих карбидов, распределенных в графитовом замедлителе. Топливо помещают в оболочку из плотного, непроницаемого пиролитического графита, который наносится на внешнюю поверхность каждой топливной сборки. На рис. 1.3 показана принципиальная схема типичной атомной энергоустановки (АЭУ) с HTGR. На рис. 1.4 изображена схема активной зоны реактора и системы подачи пара АЭС (см. рис. 1.3). Конструкция и эксплуатационные характеристики основных компонентов АЭС с GCR проанализированы и обсуждены в [25].
Концепция газоохлаждаемого быстрого реактора-размножителя GCFBR рассматривается как альтернативная концепция быстрого реактора с жидкометаллическим теплоносителем LMFBR [18].



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