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

Материалы систем регулирования, защиты и 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

ГЛАВА 12
МАТЕРИАЛЫ СИСТЕМ РЕГУЛИРОВАНИЯ, ЗАЩИТЫ
И АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ

ВВЕДЕНИЕ

Для безопасного осуществления управляемых ядерных реакций (деления или термоядерных) ядерный реактор всегда должен находиться под контролем, т.е. его параметры должны регулироваться в точных пределах. Регулирование и аварийная защита ядерных реакторов деления могут достигаться путем изменения скорости генерирования нейтронов, скорости потери нейтронов за счет утечки и скорости потери нейтронов за счет паразитного захвата в активной зоне. Паразитный захват связан главным образом с образованием и накоплением продуктов деления в процессе выгорания ядерного топлива. Скорости генерирования и потери нейтронов непосредственно связаны с изменением реактивности ядерного реактора. Наиболее практичным и эффективным материалом органов регулирования является сильный поглотитель нейтронов.
Для уменьшения до минимума ядерного излучения снаружи реактора необходима защита. Источники радиации всех видов опасны для обслуживающего персонала, с помощью материалов защиты интенсивность излучения должна быть снижена до минимально допустимых уровней. Нейтроны и гамма-излучение, обладающие высокой проникающей способностью, должны быть ослаблены и поглощены в защите. Как правило, наилучшими материалами для защиты от быстрых и тепловых нейтронов являются легкие элементы или материалы с малой относительной атомной массой, а для защиты от первичного и вторичного гамма-излучения — тяжелые элементы или материалы с большой относительной атомной массой.
Обеспечение атомных электростанций системами аварийной защиты представляет собой задачу первостепенной важности. Системы аварийной защиты должны быть сконструированы и оборудованы таким образом, чтобы предотвратить любой чрезмерный риск для безопасности и здоровья людей. Любая вероятная гипотетическая авария на АЭС связана с высокими температурами и давлениями в активной зоне реактора. Системы аварийной защиты на АЭС состоят из первичной и вторичной систем аварийной защиты (см. § 3.8). Эти системы предназначены для предотвращения возможного чрезвычайно большого повышения температуры, предотвращения любого очень большого повышения давления и исключения вероятности появления очень большой радиации снаружи активной зоны реактора. Оборудование систем аварийной защиты легководных реакторов изготавливается из таких конструкционных материалов, как углеродистая и нержавеющая стали, и включает насосы, вентили, тепловые защиты и т.д. Различные материалы, используемые для изготовления оборудования систем регулирования, защиты и аварийной защиты атомных электростанций, должны обладать необходимой работоспособностью в течение всего срока службы.

РЕГУЛИРОВАНИЕ РЕАКТОРОВ

Система регулирования реактора включает устройства, методы и материалы, необходимые для осуществления плавной безопасной работы и обеспечения соответствующей защиты при аварийных ситуациях. Между системой регулирования ядерного реактора и системой регулирования любого другого преобразователя энергии имеется существенное различие, обусловленное природой ядерного топлива. Количество загруженного в гетерогенный реактор ядерного топлива в виде 235U или 239Pu должно быть достаточным для непрерывной эксплуатации реактора в условиях строгого контроля в течение длительных периодов времени (1—2 года) до перегрузки.
Для изменения и регулирования реактивности (или эффективного коэффициента размножения) существуют четыре метода регулирования, основанные на введении (или удалении): ядерного топлива в активную зону, замедлителя в активную зону для теплового реактора или зоны воспроизводства для быстрого реактора, отражателя вокруг активной зоны и поглотителя нейтронов в активную зону. Эти методы можно использовать для регулирования ядерных реакторов деления как индивидуально, так и совместно. Однако до настоящего времени наиболее широко использовался простой и удобный метод регулирования, заключающийся во введении или извлечении регулирующего стержня, изготовленного из такого сильно поглощающего нейтроны материала, как бор или кадмий. Недостаток регулирования реактора с помощью сильного поглотителя заключается в потере полезных нейтронов, которая приводит к ухудшению экономии нейтронов.
В системе регулирования реактора существуют цепь автоматического регулирования, цепь ручного регулирования и цепь, связанная с внешними нагрузками. Между этими независимыми цепями в системе регулирования предусмотрены блокирующие предохранительные устройства или цепи, позволяющие осуществлять то или иное действие только в определенных условиях. Цепь, связанная с внешними нагрузками, включает главным образом контрольно-измерительные приборы, реагирующие на изменение режимов работы ядерной паропроизводящей системы, системы турбогенераторов и т.д.

ОРГАНЫ РЕГУЛИРОВАНИЯ И МАТЕРИАЛЫ

При рассмотрении работы органов регулирования (стержней или пластин) в течение длительного периода эксплуатации реактора необходимо принимать во внимание следующие четыре основные фактора: 1) уменьшение реактивности при выгорании топлива; 2) воспроизводство нового топлива в результате нейтронного облучения, 3) образование и накопление продуктов деления или поглотителей и 4) выгорание поглощающего материала в органе регулирования. Эти факторы требуют постоянного точного перемещения регулирующих элементов.
Возможные материалы регулирующих элементов и основные требования, предъявляемые к ним, были рассмотрены в гл. 3. Регулирующие элементы обычно выполняются в виде регулирующих стержней, имеющих большое сечение поглощения нейтронов.
Используются регулирующие стержни трех типов:

  1. стержни грубой регулировки, которые применяются время от времени для довольно существенного изменения плотности нейтронов и имеют среднюю компенсирующую способность;
  2. стержни тонкой регулировки, предназначенные для поддержания требуемого уровня мощности и имеющие небольшую компенсирующую способность;
  3. стержни аварийной защиты, предназначенные для быстрой остановки реактора в случае аварии и имеющие большую компенсирующую способность.

Что касается материалов, используемых для изготовления органов регулирования, то к элементам с очень большими сечениями поглощения тепловых нейтронов относятся Cd (2450 б), В (755 б), Hf (105 б), Ir (440 б) и редкоземельные элементы. Поскольку Hf, Ir и редкоземельные элементы (Eu, Sm и т.д.) относительно дороги, в качестве материалов органов регулирования уже давно были выбраны В и Cd. Однако в элементарной форме они не удовлетворяют всем основным требованиям, перечисленным в гл. 3. В настоящее время в качестве материала органов регулирования широко используется карбид бора B4OС в виде кермета или в виде дисперсии карбида в нержавеющей стали.

12.3.1. Бор, его соединения и керметы. Одними из наиболее важных минералов бора являются кернит Na2B4O7 • 4H2O и бура Na2B4O7 • 10H2O, которые содержат до 75% бората натрия и остаток в виде нерастворимой в воде глины. Бор имеет орторомбическую и тетрагональную кристаллические структуры.
Температура плавления бора составляет 2300 °С, а температура кипения — 2550 °С. Плавление бора осуществляют в тиглях из карбида бора (B4С). Ниже точки плавления бор обладает очень высокой твердостью и хрупкостью. Обычно бор изготавливается методом горячего прессования. Имеются четыре соединения бора, которые можно легко определить с помощью серной кислоты и этилового спирта: 1) борная кислота H3ВO3,встречающаяся в природе в некоторых родниковых водах; 2) бура Na2B4O7 • 10H2O, встречающаяся в некоторых бассейнах высохших озер, 3) колеманит Ca2B60i 1 • 5H2O, имеющий довольно широкое распространение, и 4) этилборат (С2Н5)3ВO3. Из них борная кислота используется в качестве поглотителя нейтронов и выполняет функцию химического органа регулирования, когда она растворена в водяном теплоносителе реакторов FWR; бура используется в ядерных реакторах в качестве материала защиты от нейтронов.
Бор или карбид бора (естественный или обогащенный бором-10) обычно используется в виде кермета, т.е. в виде дисперсии в нержавеющей стали. Керамический порошок B4С используется также для изготовления поглощающей композиции с алюминием дисперсионного типа, например, в исследовательских реакторах применяются регулирующие стержни из бораля. В газоохлаждаемых реакторах использовался также естественный или обогащенный бор, диспергированный в железе, содержащем некоторое количество алюминия [ 1 ]. Для экспериментальных целей бориты Cr, Fe, Ti или Zr диспергировались в кадмии.
В кермете или дисперсионной системе с В или B4С металлы матрицы предназначены для увеличения механической прочности, поверхностной твердости, теплопроводности и коррозионной стойкости регулирующих стержней. Однако при использовании В или B4С (естественного или обогащенного) в органах регулирования возникает проблема, связанная с образованием гелия по (л, а)-реакциям:

(12.1)
(12.2)
Гелий приводит к радиационному распуханию и растрескиванию регулирующих стержней. Поэтому в процессе эксплуатации регулирующие стержни требуют контроля.

  1. Кадмий и его сплавы. Кадмий является компонентом цинковых руд, поскольку по своим свойствам он имеет большое сходство с цинком. Отношение Cd/Zn в рудах составляет около 1/200. Кадмий получается в виде побочного продукта при плавлении цинковых руд. Путем фракционной перегонки кадмий можно получить в очень чистом виде в первой порции дистиллята.

Кадмий представляет собой серебристый металл, более мягкий и более ковкий, чем цинк. Температура плавления кадмия составляет 321 °С, а температура кипения — 767 °С. Поэтому металлический кадмий можно использовать в качестве материала регулирующего элемента только для низкотемпературной эксплуатации. Плотность кадмия (8,65 г/см3) несколько превышает плотность железа (7,65 г/см3). Кадмиевые изделия можно легко изготавливать методами прокатки, ковки, волочения и т.д. Сечение поглощения кадмия быстро уменьшается с увеличением энергии нейтронов выше резонансного уровня 0,18 эВ. Кадмий не обладает достаточной коррозионной стойкостью по отношению к воде или влажному воздуху при высоких температурах, так что при изготовлении регулирующих стержней кадмий необходимо помещать в оболочки из алюминия или нержавеющей стали.
Для реакторов PWR в качестве материала регулирующих стержней применяют сплав Ag с 5% Cd и 15% In, имеющий удовлетворительные характеристики в отношении механической прочности, твердости, теплопроводности и коррозионной стойкости. В последнее время в реакторах PWR стали использовать также сплавы Ag - Cd - Hf; Cd - Ag - Ir; Ag — Ir — Hf — Cd; Ag — Hf.

  1. Гафний и его сплавы. Подобно тому как кадмий сопрювождает цинк, гафний сопровождает в рудах цирконий (см. § 10.6), поскольку оба элемента имеют близкие химические и физические свойства. Гафний обычно получают в процессе очистки циркония. Температура плавления гафния равна 1700 °С, температура кипения - 3200 °С, плотность 12,1 г/см3.


Гафний считается хорошим материалом для регулирующих органов легководных реакторов, поскольку он эффективно поглощает нейтроны в надтепловой энергетической области. Изделия из гафния можно изготавливать с помощью тех же технологических процессов, которые применяют для изготовления изделий из циркония. Как и цирконий, гафний обладает хорошей коррозионной стойкостью по отношению к воде при высоких температурах. Его коррозионная стойкость не ухудшается под действием небольших примесей, например азота.
В качестве материалов регулирующих стержней легководных реакторов используют сплавы Hf — In — Ag и Ag-Hf.

  1. Редкоземельные элементы и их оксиды. Основным источником редкоземельных элементов, связанных с торием, является монацитовый песок, представляющий собой очень сложную смесь фосфатов этих элементов. Монацитовые пески являются аллювиальными месторождениями, расположенными главным образом по побережьям Бразилии и Индии. В качестве материалов регулирующих стержней предполагалось использовать оксиды следующих редкоземельных элементов: европия Eu, эрбия Ег, гадолиния Gd, самария Sm, диспрозия Dy и лютеция Lu. Эти элементы имеют большое сечение поглощения тепловых нейтронов и высокое резонансное сечение захвата нейтронов в надтепловой области. Оксиды EU2O3, Er2O3 и Gd2CO3, диспергированные в нержавеющей стали или в оксиде урана, применяются в качестве выгорающих поглотителей в твэлах реакторов BWR или быстрых реакторов-размножителей. Важная характеристика выгорающего поглотителя заключается в том, что захват ядром поглотителя тепловых или надтепловых нейтронов приводит к образованию новых нуклидов, которые также имеют относительно большие поперечные сечения поглощения. Благодаря такой характеристике можно поддерживать равномерное распределение нейтронного потока и мощности в активной зоне во время эксплуатации реактора [5-7].
  2. Регулирующие стержни, химическое регулирование и выгорающие поглотители. Регулирование ядерного реактор» деления, в частности легководного реактора, осуществляется следующими методами: 1) с помощью регулирующих стержней из таких поглощающих материалов, как В, B4С (естественного или обогащенного), Cd, Hf, сплавы Ag — Cd — In, Ag — Hf и Ag — Ir — Hf или редкоземельные элементы; 2) методом химического регулирования с использованием H3ВO3 в качестве поглотителя; 3) с помощью выгорающих поглотителей в виде оксидов редкоземельных элементов Eu2 O3, Er2O3 или Gd2O3. Регулирующие стержни выполняют функцию первичных органов регулирования, а химическое регулирование и выгорающие поглотители выполняют функции вторичных или дополнительных органов регулирования легководных реакторов. Интересно отметить, что при химическом регулировании растворимость H3ВO3 увеличивается с ростом температуры теплоносителя в активной зоне. В реакторах PWR используется комбинация регулирующих стержней с химическим регулированием, а для регулирования и аварийной защиты реакторов BWR применяется комбинация регулирующих стержней и выгорающих поглотителей. Первую комбинацию органов регулирования можно использовать как в легководных, так и в тяжеловодных реакторах. Вторую комбинацию органов регулирования можно применять в реакторах различных типов с твердым топливом, т.е. в легководных, тяжеловодных, газоохлаждаемых и жидкометаллических реакторах.

Таблица 12. 1. Ядерные свойства материалов органов регулирования
Ядерные свойства материалов органов регулирования
В табл. 12.1 приведены данные по сечениям поглощения тепловых и надтепловых нейтронов (резонансные сечения) для материалов, используемых в регулирующих стержнях, при химическом регулировании и в качестве выгорающих поглотителей.
На рис. 12.1 показан типичный кластер (сборка регулирующих стержней) кассеты PWR, на рис. 12.2 —  регулирующий стержень крестообразной формы для реактора BWR. На рис. 12.3, а показано расположение регулирующего стержня крестообразной формы между четырьмя топливными кассетами, а на рис. 12.3, б — расположение регулирующих стержней и топливных кассет в активной зоне реактора BWR.

сборка регулирующих стержней
Рис. 12.1. Типичная сборка регулирующих стержней (кластер) в кассете реактора PWR (фирма Westmghouse Electric)
1 — сборка регулирующих стержней; 2 —  регулирующий стержень; 3 —  отверстия для теплоносителя в головке; 4 — твэлы; 5-верхняя дистанционирующая решетка; 6 —  направляющие трубы для регулирующих стержней; 7 —  средняя дистанционирующая решетка; 8 —  нижняя дистанционирующая решетка; 9 —  отверстия для теплоносителя в хвостовике
Рис. 12.2. Типичный регулирующий стержень крестообразной формы для реактора BWR (фирма General Electric).
1 — рукоятка; 2 — отверстия для теплоносителя; 3 — стержни с поглотителем нейтронов или с выгорающим поглотителем; 4 —  оболочка; 5 —  лопасть; 6 —  решетка стержня; 7 — соединительная муфта
регулирующий стержень крестообразной формы для реактора BWR
топливная кассета и регулирующий стержень реактора EBR-II
Рис. 12.3. Расположение регулирующего стержня крестообразной формы между четырьмя топливными кассетами (а) и расположение регулирующих стержней и топливных кассет в активной зоне реактора BWR (б) :
1 —  топливная кассета; 2 — лопасть регулирующего стержня; 3 —  положение регулирующего стержня
Рис. 12.4. Типичная топливная кассета и регулирующий стержень реактора EBR-II (Аргониская национальная лаборатория):
1 — регулирующий стержень (поднят); 2 — ход регулирующего стержня; 3 —  регулирующий стержень (опущен); 4 —  секция верхней зоны воспроизводства; 5 — чехловая труба; 6 —  пустотная секция; 7 —  топливная секция в активной зоне реактора; 8 —  топливная секция; 9 —  секция нижней зоны воспроизводства; 10— опорные решетки

На рис. 12.4 схематично изображены топливная кассета и регулирующий стержень быстрого реактора-размножителя с жидкометаллическим теплоносителем (реактор EBR-II). Из представленных выше рисунков ясно, что при проектировании регулирующих стержней необходимо учитывать опыт эксплуатации и знать ядерные, физические, теплофизические и механические свойства материалов органов регулирования.



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