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

Реактор типа LMFBR - 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

Быстрый реактор-размножитель с жидкометаллическим теплоносителем LMFBR . Реактор типа LMFBR является первым быстрым реактором, применяемым в гражданских целях. Основными особенностями реактора являются: наработка топлива (нового топлива производится больше, чем расходуется); высокое удельное энерговыделение (из-за отсутствия замедлителя); небольшая активная зона вследствие высокой энергонапряженности; более низкий запас реактивности на выгорание по сравнению с энергетическими реакторами на тепловых нейтронах (см. п. 6.4.1) [36,37].
Прототипом быстрого реактора-размножителя FBR был экспериментальный быстрый реактор EBR-I, введенный в эксплуатацию в 1951 г., в то же время EBR-I стал первым реактором, превратившим энергию ядерного излучения в электричество.
В 1963 г. вступил в эксплуатацию экспериментальный реактор EBR-II с тепловой и электрической мощностью соответственно 62,5 и 20 МВт [39, 40]. На этом реакторе были испытаны материалы и был приобретен большой опыт эксплуатации быстрых реакторов. Топливом для EBR-II служит смесь 48—51% 235U и 45—48% 238U с добавками делящихся радионуклидов (Mo, Zr, Ru и тд.) и плутония, получаемого по пирометаллургическому методу. Теплоносителем является жидкий натрий. Основные структурные компоненты, такие как корпус реактора, оболочки твэлов и каналы циркуляции теплоносителя, изготавливаются из нержавеющей стали. Основное назначение EBR-II состоит в том, чтобы продемонстрировать техническую возможность масштабирования бридерной системы быстрого реактора типа Fast Flux Test Facility (FFTF) и способствовать дальнейшему пониманию принципов построения и масштабирования энергетической системы быстрого реактора типа Clinch River Breeder Reactor (CRBR).
На рис. 1.15 показаны основные компоненты первого контура EBR-II, находящиеся в корпусе реактора или натриевом баке [43]. Первый контур состоит из реактора, системы подачи жидкого натрия, электромагнитных насосов и трубопровода, теплообменника и системы перемещения и хранения топлива.
На рис. 1.16 показана схематичная компоновка EBR-II. Конструкция тепловыделяющей сборки (ТВС) активной зоны реактора изображена на рис. 1.17. ТВС состоит из трех секций: верхнего бланкета, собственно топлива и нижнего бланкета. Секция топлива состоит из 91 цилиндрических твэлов пространственно расположенных по принципу треугольной кристаллической решетки вдоль одного из ребер с внешней стороны каждого твэла. Твэлы удерживаются вместе, так как их концы закреплены специальным креплением на шестигранной оболочке ТВС.

омпоненты реактора EBR-II
Рис. 1.15. Основные компоненты реактора EBR-II:
1 — теплообменник; 2 —  электромагнитный насос; 3 —  униполярный генератор; 4 —  механизм привода регулирующих стержней; 5 —  камера перегрузки топлива; 6 —  уровень жидкого натрия; 7 —  хранение топлива; 8 —  нейтронная защита; 9 —  насос теплоносителя 6ланкета зоны воспроизводства

На рис. 1.18 показана система загрузки топлива EBR-II (загрузка, перегрузка и перемещение топлива). После того как отсоединены и подняты механические приводы регулирующих стержней, удаляется крышка реакторного бака и активная зона готова к операции замены топлива.
Параметры конструкции и реакторные материалы, выбранные для реакторов FFTF и CRBR, похожи. На рис. 1.19 показана компоновка АЭС с реактором CRBR, состоящая из реакторного здания и вспомогательных сооружений. На рис. 1.20 представлена схема реактора CRBR - активная зона реактора, механические приводы регулирующих стержней, контрольные сейсмические устройства, системы перемещения и хранения топлива, системы безопасности и т.п. [42]. Каждая ТВС активной зоны содержит 217 (U, Pu)O3-твэлов.

Схема реактора EBR-Q
Рис. 1.16. Схема реактора EBR-Q:
1 — входное пространство бланкет; 2 — вход теплоносители активной зоны; 3 —  выход теплоносителя; 4 —  крышка реакторного бака; 5 —  нейтронная защита; 6 —  защита реактора; 7 —  выходное пространство; 8 —  центральный бланкет; 9 — верхний бланкет; 10 — внутренний бланкет; 11 —  активная зона; 12 — нижний бланкет; 13 —  внешний бланкет; 14 — реакторный бак; 15 —  опорные решетки; 16 — вход теплоносителя бланкета; 17 —  входное пространство активной зоны
Тепловыделяющая сборка реактора EBR-11
Рис. 1.17. Тепловыделяющая сборка реактора EBR-11:
1 — вид на топливный элемент по А-А; 2 — разрез по сечению В-В; 3 —  разрез по сечению С-С; 4 — верхний наконечник; 5 — секция верхнего бланкет; 6 —  секция активной зоны; 7 —  секция нижнего бланкет; 8 —  нижний наконечник

Рис. 1.18. Система загрузки топлива ЕВ R-II:
Система загрузки топлива ЕВ R-II
1 — реактор; 2 —  захватный механизм; 3 —  захват; 4          - механизм
привода регулирующих стержней; 5 —  поворотный пробки; 6 —  передаточное пято; 7 — топливный элемент во время переноса; 8 —  хранилище топливных элементов; 9    -  реакторный бак
План размещения АЭС с реактором CRBR
Рис. 1.19. План размещения АЭС с реактором CRBR
1 —  насосная охлаждающей воды; 2 —  зона технического обслуживания; 3 —  бетонная площадка; 4 —  парогенераторный зал; 5 —  корпус обслуживания реактора; 6 —  очистные сооружения; 7 —  реактор; 8 —  проходная; 9 —  главный пульт управления; 10 —  вспомогательная зона здания; 11 —  зал дизельного генератора; 12 —  цистерны с мазутом; 13 —  вспомогательная галерея; 14 —  цистерна конденсата; 15 —  цистерна хранения деминерализованной воды; 16 —  башня аварийного охлаждения; 17 —  распределительное устройство 161 кВ; 18 —  резервное распределительное устройство 161 кВ; 19 —  бак продувной очистки; 20 —  зона очистки загрязненной воды; 21 —  зона хлорирования; 22 — зона размещения электрооборудования; 23 —  зона обращения с радиоактивными отходами; 24 —  здание обслуживания АЭС; 25 —  здание реактора; 26 —  зал турбогенератора; 27 —  мастерские; 28 — градирни

Рис. 1.20. Схема реактора CRBR:
Схема реактора CRBR
1 —  нижний входной модуль; 2 —  опорная плита активной зоны; 3 —  поддерживающая конструкция активной зоны; 4 —  система перегрузки и хранения топлива; 5 —  каркас активной зоны; 6 —  горизонтальный дефлектор; 7 —  смесительная камера; 8 —  опорная колонна; 9 — труба; 10 — уровень жидкого натрия; 11 —  верхняя часть подъемного механизма; 12 —  привод основного регулирующего стержня; 13 —  привод регулирующего стержня; 14 —  опорная конструкция защиты; 15 —  направляющий канал регулирующего стержня; 16    - отражательная плита; 17 —  пробка механизма перегрузки топлива; 18 — внутренние детали реактора; 19 —  радиальный замок; 20 —  узел управления; 21 — ТВС; 22 —  активная зона; 23 —  оболочка активной зоны; 24 —  выходной объем; 25 —  входной объем

Кроме указанных реакторов EBR-II FFTF и CRBR в мире эксплуатируются еще три прототипа энергетического быстрого реактора-размножителя с жидкометаллическим теплоносителем, а  именно Phenix во Франции, БН-350 в СССР и быстрый реактор PFR в Великобритании. В ходе их эксплуатации выявились общие проблемы, связанные с парогенераторами, промежуточными теплообменниками, образованием трещин и течей в сопле реакторного корпуса [44], а то время как собственно реакторы работали хорошо. Все три имели коэффициенты готовности 80—90% в течение всего периода эксплуатации.
Для лучшего понимания представленных выше реакторных схем на рис. 1.21 показаны упрощенные схемы АЭС с основными типами энергетических реакторов деления.

схемы АЭС с основными типами ядерных реакторов
Рис. 1.21. Упрощенные схемы АЭС с основными типами ядерных реакторов:
1 —  вода под давлением; 2 —  корпус реактора; 3 —  парогенератор; 4 —  топливные каналы; 5 —  теплообменник, парогенератор; 6  - газ; 7 —  газодувки; 8 —  жидкий металл; 9 —  промежуточный теплообменник



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