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

Легководный реактор LWR - 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

Реакторы LWR бывают двух типов - с водой под давлением PWR и с кипящей водой BWR.
До настоящего времени эти реакторы разрабатывались как основные для гражданских цепей. Первый (в США) гражданский энергетический реактор PWR мощностью 60 МВт (эл.) вступил в эксплуатацию в декабре 1957 г. на АЭС в Шипиннг Порте, штат Пенсильвания. Разработка PWR основывалась на ранее принятом выводе, что вода под давлением будет поддерживать стабильную работу реактора, в то время как кипящая вода может эту стабильность нарушить.

Легководный реактор LWR
Рис. 1.3. Принципиальная схема энергетической установки с HTGR (компания General Atomic):
1 — парогенератор; 2 —  активная зона; 3 —  корпус реактора из предварительно напряженного бетона; 4 —  гелиевая газодувка; 5 —  теплообменник, парогенератор; 6 —  насос питания испарителя; 7 —  насос питательной воды; 8 —  насос конденсата; 9 —  конденсатор; 10 —  турбогенератор; 11 —  ступень высокого давления паровой турбины; 12 —  ступень среднего давления паровой турбины; 13 — ступень низкого давления паровой турбины
система HTGR
Рис. 1.4. Активная зона и паропроизводящая система HTGR:
1 —  каналы предварительного напряжения; 2 —  вспомогательный теплообменник активной зоны; 3 —  тепловая защита; 4 —  активная зона; 5 —  вспомогательная газодувка; 6 —  корпус из предварительно напряженного бетона; 7 — приводы регулирующих стержней и каналы загрузки топлива; 8 —  регулирующие стержни; 9 —  газодувка; 10 — топливные сборки; 11 —  парогенератор; 12 — вертикальные предварительно напряженные крепления; 13 —  опора корпуса

Топливом дня PWR служит слабо обогащенный (массовое содержание от 2,5 до 4%) UO2 в оболочке из циркониевого сплава циркалой-4. Для выравнивания энергораспределения и во избежание возникновения пиков в PWR используется так называемая гетерогенная система загрузки топлива. Активная зона состоит из ТВС с соответствующим обогащением и отдельных ТВС с природным или обедненным U, а также с внутренним и внешним бланкетами из природного урана (UO2); в PWR применяются различные системы загрузки активной зоны, рассмотренные в [27, 28].
Реактор с кипящей водой BWR первоначально разрабатывался на основе экспериментов на реакторных стендах BORAX I, II, III, т.д. и экспериментального реактора EBWR в Аргоннской национальной лаборатории в 1956 г. Первый демонстрационный BWR, сооруженный на АЭС в Дрездене, к югу от Чикаго, штат Иллинойс, вступил в эксплуатацию в 1960г., мощность реактора 200МВт (эл.).
Топливом BWR также служит слабо обогащенный (массовое содержание от 1,5 до 3%) UO2 в оболочке из циркалоя-2, аналогичного по составу циркалою-4, используемому для изготовления твэлов PWR. Для выравнивания энергораспределения в активной зоне BWR применяют трехзонную систему загрузки топлива.
В основном степень обогащения топлива как в PWR, так и BWR пропорциональна радиусу активной зоны, т.е. степень обогащения возрастает с увеличением радиуса. Вода или пар используются в качестве замедлителя, отражателя, теплоносителя, экранирующего материала (для нейтронов) и рабочего тепа в PWR или BWR [29, 30].

разрез АЭС с реактором PWR
Рис. 1.5. Продольный разрез АЭС с реактором PWR (компания Westinghouse): 1 —  вход охлаждающей воды; 2 —  градирня; 3 —  турбинный зал; 4 —  подогреватели теплоносителя; 5 —  трубопровод;  6  - ядерний реактор; 7 —  парогенераторы; 8 —  здание реактора; 9 —  полярный кран; 10 —  охлаждающий бассейн отработавшего топлива; 11 —  компрессор; 12 —  хранение топлива; 13 —  корпус реактора

На рис. 1.5 изображено продольное сечение типичной АЭС с PWR, а на рис. 1.6 представлена принципиальная схема активной зоны и системы подачи пара в на рис. 1.7 показано продольное сечение передвижной плавучей АЭС на рис. 1.8 и 1.9 представлено продольное сечение корпуса типичного с детальным изображением оборудования и системы циркуляции теплоносителя. Нужно отметить, что показанный на рис. 1.7 конденсатор представляет собой специальное оборудование, обеспечивающее годовым запасом льда для конденсации сбросного пара. Сбросный пар выделяется при понижении давления теплоносителя в первом контуре плавучей АЭС. При использовании конденсатора для конденсации сбросного пара требуется очень небольшое занимаемое пространство.
разрез плавучей энергетической установки с PWR
Активная зона и ядерная паропроизводящая система реактора PWR
Рис. 1.6. Активная зона и ядерная паропроизводящая система реактора PWR:
1 —  ядерный реактор; 2 —  здание реактора; З - регулирующие стержни; 4 —  парогенератор; 5 —  активная зона; 6 —  циркуляционный насос первого контура; 7 —  паропровод; 8 —  система турбогенератора; 9 —  подвод охлаждающей воды конденсатора; 10 —  конденсатор; 11 — циркуляционный насос второго контура
Рис. 1.7. Продольный разрез плавучей энергетической установки с PWR:
1 —  лайнер; 2 —  аккумулятор; 3 — насос первого контура; 4 — впускные двери; 5 —  конденсатор; 6 —  стальная оболочка; 7 —  бетонный защитный корпус; 8 —  полярный кран; 9 —  парогенератор; 10 —  защита привода регулирующих стержней; 11 —  ядерный реактор; 12 —  компрессор

разрез корпуса PWR
Рис. 1.8. Продольный разрез корпуса PWR (компания Westinghouse):
1 — проушина для захвата; 2 —  высокая балка; 3 —  верхняя поддерживающая плита; 4 — консоль опоры внутренних деталей; 5 —  корпус активной зоны; 6 —  дополнительная опора; 7 —  впускной патрубок; 8 — верхняя плита активной зоны; 9 — тепловая защита; 10 — корпус реактора; 11 —  радиальная опора; 12 —  кованая нижняя часть корпуса; 13 —  направляющие регулирующих стержней; 14 — механизм привода регулирующих стержней; 15 —  контрольно-измерительные устройства термопар; 16 —  верхняя крышка; 17 —  тепловая рубашка; 18 —  наружная трубка управляющего стержня; 19 —  стопорные пружины; 20 —  центрирующее устройство; 21 —  направляющая трубка регулирующего стержня; 22 —  канал привода регулирующего стержня; 23 —  регулирующий стержень (выведенное состояние) ; 24 —  выпускной патрубок; 25 —  дефлектор; 26 —  прокладка; 27 —  топливные сборки; 28 —  нижняя плита активной зоны; 29 —  смеситель потока; 30 —  опоры активной зоны; 31 —  гильзы контрольных датчиков


Разрез реакторного здания PWR
Рис. 1.10. Разрез реакторного здания PWR: 1 —  тороидальная камера снижения давления; 2 —  основание реактора; 3 —  активная зона; 4 —  сепаратор пара; 5 — мостовой кран; 6 —  корпус реактора; 7 —  здание реактора; 8 — хранилище топлива; 9 —  тепловая защита здания; 10 —  сухой колодец; 11 —  защитный экран; 12 —  металлическая оболочка; 13 — уровень земли

Схема циркуляции теплоносителя в PWR

Рис, 1.9. Схема циркуляции теплоносителя в PWR:
1 —  корпус, несущий давление; 2 —  впускной патрубок; 3 —  защитные трубки регулирующих стержней; 4 —  привод регулирующего стержня; 5 —  регулирующий стержень; 6 —  выпускное пространство; 7 —  выпускной патрубок; 8 —  крепежная плита ТВС; 9 —  ТВС; 10 —  корпус активной зоны; 11 —  каркас активной зоны; 12 —  опора активной зоны; 13 —  наконечники контрольно-измерительных приборов

На рис. 1.10 изображены активная зона, сухой колодец реактора и камера подавления давления BWR. В случае аварии с прорывом главного трубопровода пар из реактора попадает в сухой колодец и оттуда по специальным каналам в камеру подавления давления, где произойдет его конденсация. На рис. 1.11 показано продольное сечение корпуса BWR с детальным изображением оборудования. Схема движения теплоносителя и пара в BWR приведена на рис. 1.12.


Рис. 1.11. Разрез корпуса BWR (компания General Electric):
1 — размещение приводов регулирующих стержней; 2 — герметизирующие кольцевые прокладки; 3 —  струйный насос; 4 — впускной патрубок охлаждающей воды; 5 —  датчики слежения за нейтронным потоком в активной зоне; 6 — распылитель активной зоны; 7 —  крепление кожуха зоны; 8 —  водосборник распылителя активной зоны; 9 — верх кожуха; 10 —  распылитель питательной воды; 11 — проушины захвата экранирующей насадки; 12 — выходной патрубок пара; 13 —  пароперегреватель; 14 — проушины захвата пароперегревателя; 15 —  верхняя крышка реактора; 16 —  верхний выпускной клапан; 17 —  направляющие опоры пароперегревателя и кожуха зоны; 18 —  сепаратор пара и паропровод в сборе; 19 —  впускной патрубок питательной воды; 20 — верхняя направляющая топливных сборок; 21 —  канал охлаждения топливных сборок; 22 — ТВС; 23 — регулирующие стрежни; 24 — крепление топлива; 25 —  вход теплоносителя в пучок ТВС; 26 —  экранирующая оболочка активной зоны; 27 —  плита активной зоны; 28 —  ограничитель скорости; 29 —  выходной патрубок охлаждающей воды: 30 —  труба регулирующего стержня; 31 —  опора реактора

Рис. 1.12. Схема циркуляции воды и пара в корпусе реактора BWR:
Схема циркуляции воды и пара в корпусе реактора BWR

1 — циркуляционный насос; 2 —  струйный насос; 3 —  коллектор разводки труб; 4 —  вход питательной воды; 5 —  оболочка активной зоны; 6 —  верхняя крышка корпуса; 7 —  паропровод; 8 —  сепаратор пара; 9 —  ТВС; 10 —  циркуляционная труба; 11 —  нижнее пространство; 12 —  каналы охлаждения; 13 —  сушильная камера; 14 —  паровой колпак



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