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

Тяжеловодный реактор HWR - 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

Концепция HWR была продемонстрирована на ядерном реакторе NPD в Канаде. Цель создания NPD (или NPD-2) — проверка возможности определить технологические параметры эксплуатации АЭС с HWR типа CANDU [31, 33]. Уникальная особенность реакторов CANDU заключается в том, что каналы с HWR располагаются в горизонтальном направлении и специальное устройство позволяет осуществлять перегрузку топлива в процессе эксплуатации реактора. Другими словами, процесс перегрузки может осуществляться простой заменой стержней ТВС в каналах без остановки реактора. Это важное преимущество реакторов CANDU, являющихся реакторами канального, а не корпусного типа, как LWR.
На рис. 1.13 показан разрез реакторного здания типичного реактора CANDU с размещенным в нем оборудованием. Теплоносителем реактора служит тяжелая (или обычная) вода, подаваемая под давлением по горизонтальным каналам, замедлителем — охлажденная тяжелая вода, топливом - таблетки диоксида природного урана UO2. Тяжело водный отражатель, выполняющий также функцию защитного экрана, объединен с замедлителем. Реакторный бак из нержавеющей стали имеет на концах защитные экраны, через которые проходят топливные каналы реактора, изготовленные из циркалоя-2.

Разрез здания реактора CANDU
Рис. 1.13. Разрез здания реактора CANDU [AECL]:
1 —  бак тяжелой воды; 2 —  поджигающие и поглощающие стержни; 3 —  испарители; 4 —  главные насосы первого контура; 5 —  герметичная перегородка; 6 —  вспомогательное оборудование первого контура; 7 —  паросборники; 8 —  здание реактора (герметизированное); 9 —  воздушный замок; 10 —  зона обслуживания загрузочного механизма реактора; 11 —  зона контроля активности; 12 —  зона контроля потока воздуха; 13 —  хранилище отработавшей смолы; 14 —  бак сброса пара; 15 —  экранирующий бак; 16 — канал сброса давления; 17 —  ионные камеры; 18 —  затвор сброса пара; 19 —  герметичная панель

Каналы циркуляции теплоносителя также изготовлены из циркалоя-2 с наконечниками из нержавеющей стали. На рис. 1.14 изображен продольный разрез активной зоны, топливных каналов и оболочки бака. Реакторный бак представляет собой сосуд из нержавеющей стали, усиленный снаружи кольцами жесткости. В дне сосуда находится отводное отверстие. Бак содержит несколько сот каналов из циркалоя-2 и два внутренних трубопровода. Размеры каналов и самого бака зависят от конструкционных параметров.

Разрез активной зоны реактора CANDU
Рис. 1.14. Разрез активной зоны реактора CANDU
1 — распылительный охладитель бака тяжелой воды; 2 —  гелий на продувку; 3 —  инспекционный люк; 4 —  гелиопровод; 5 —  кольцевое ребро жесткости; 6 —  оболочка бака тяжелой воды; 7 —  питательные трубки; 8 —  подвески защитного торцевого экрана; 9 — подвески тяжеловодного бака; 10 —  плита с отверстиями для каналов; 11 —  топливо; 12 —  поджигающие стержни; 13 —  поглощающие стержни; 14 —  канал, несущий давление; 15 —  каналы бака тяжелой воды; 16 —  коллектор замедлителя; 17 —  выходная трубка замедлителя; 18 —  индикаторы уровня воды; 19 —  входная трубка замедлителя; 20 —  переходный участок; 21 —  сборник воды охлаждающего распылителя; 22 —  сбросной и расширительный баки системы распылительного охлаждения; 23 —  сбросный бак (пара); 24 —  переходная секция воды охлаждающего распылителя; 25 —  водоотводные желоба; 26 —  конструкция элементов жесткости; 27 —  защита конструкций жесткости; 28 —  кольцо защитного торцевого экрана; 29 —  тепловая защита; 30 —  соединения расширителя; 31 —  охлаждающие трубки защитного торцевого экрана, 32 —  торцевой защитный экран; 33 —  защитная пробка; 34 - герметизирующая насадка; 35 — концевые соединения труб; 36 —  слив сбросного бака

Интересно проследить за дальнейшим развитием реакторных программ CANDU и SGHWR, которая была разработана в Швеции и Великобритании {34, 35]. Конструкция реактора SGHWR заметно отличается от конструкции CANDU: SGHWR имеет вертикально расположенные ТВС и несущий давление реакторный корпус.



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