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

Корпуса реакторов под давлением - 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

В корпусе реактора под давлением размещено большинство материалов основных компонентов ядерного реактора деления.  

Рис. 14.12. Поперечный разрез типичного корпуса реактора PWR и первичных компонентов:
разрез типичного корпуса реактора PWR
1 — корпус реактора под давлением; 2 — твэлы (топливные, воспроизводящие и конструкционные материалы); 3 —  тепловая защита; 4 —  гильза активной зоны; 5 —  перегородка; 6 —  регулирующие стержни (24 шт.); 7 —  стержни грубой регулировки (8 шг.); 8 —  материалы замедлителя, отражателя, теплоносителя, а также системы зашиты и безопасности (H2O)

К ним относятся материалы ядерного топлива и материалы зоны воспроизводства, конструкционные материалы, материалы отражателя, замедлителя, регулирующих элементов, теплоносителя, а также системы защиты и безопасности (см. гл. 3). Сам корпус, например, легководных энергетических реакторов делается из конструкционных материалов. На рис. 14.12 показан разрез корпуса под давлением типичного реактора PWR с расположенными в нем первичными компонентами.
Проектирование толстостенного корпуса реактора PWR, работающего под давлением 15,0—17,5 МПа, состоит из нескольких этапов, включающих:

  1. выбор основных геометрических и конструктивных параметров, таких как высота, толщина и внутренний диаметр корпуса, расположение патрубков и трубопроводов для входа и выхода теплоносителя, конфигурация крышки и размещение внутрикорпусных конструкций, типы креплений и проходок, геометрия днища и тип опорных конструкций;
  2. определение максимальных рабочих значений температуры и давления для стационарных и переходных условий;
  3. определение радиационного распухания и радиационной ползучести материала корпуса при проектном флюенсе нейтронов;
  4. расчет с помощью специальных вычислительных программ [29— 31] термических, радиационных и механических напряжений и деформаций;
  5. экспериментальный анализ концентрации напряжений, растрескивания под действием усталостных напряжений и коррозионного растрескивания в наиболее опасных участках корпуса, включающих соединения крышки с оболочкой и места, где сечение оболочки претерпевает резкое изменение, т. е. сквозные отверстия, патрубки, фланцы, уплотнения, болтовые соединения и перегородки.

Наиболее ответственные участки в конструкции корпуса ядерного реактора расположены вблизи входного и выходного патрубков системы трубопроводов (Т-образные сечения). Под действием термического циклировании, радиационного распухания, радиационной ползучести и внешних переменных нагрузок в этих участках могут появиться усталостные и коррозионные трещины и течи.
14.7.1. Типы корпусов под давлением, их размеры и материалы. Тип корпуса реактора под давлением определяется типом ядерного реактора, плотностью энерговыделения реактора и его удельной мощностью.

Таблица 14.3. Размеры и материалы корпусов ядерных энергетических реакторов различных типов


Реактор

Относительная
плотность
энерговыделения

Относительная величина корпуса

Тип корпуса

Материал корпуса

GCR,
HTGR

Очень низкая, низкая

Очень
большой

КРПНБ*

Предварительно напряженный бетон, облицовка из нержавеющей стали

BWR

Высокая

Толстостенный, средний

МКР*3

Углеродистые (кремниевые) стали AS3B, А533В, А212В, плакированные нержавеющей сталью, нержавеющая сталь 304L

BWR

Средняя

Большой

МКР

Углеродистые стали АЗ 02В, А212В, А533В, А53В, плакированные нержавеющей сталью

LMFBR

Очень
высокая

Маленький

МКР

Нержавеющие стали 304, 304 L и 308

* КРПНБ - корпус реактора из предварительно напряженного бетона. ** МКР - металлический корпус реактора.

В соответствии с используемыми конструкционными материалами корпуса реакторов подразделяются на две категории: 1) металлические корпуса реакторов, 2) корпуса реакторов из предварительно напряженного бетона. В табл. 14.3 приведены данные по относительной плотности энерговыделения, относительному размеру корпусов реакторов и материалам корпусов ядерных энергетических реакторов различных типов.
Из-за очень низкой или низкой плотности энерговыделения (мощность в единице объема активной зоны реактора) активные зоны газоохлаждаемых и высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов имеют очень большой объем. Поэтому такие корпуса реакторов могут быть изготовлены непосредственно на площадке реактора только из предварительно напряженного бетона с внутренней облицовкой из углеродистой или нержавеющей стали. На рис. 14.13 схематично показан корпус реактора из предварительно напряженного бетона и указано типичное расположение внутрикорпусных узлов высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (реактор Fort St. Vrain).
Для реактора с водой под давлением (PWR), работающего при высокой плотности энерговыделения и при высоком давлении теплоносителя в активной зоне, желателен толстостенный корпус среднего размера. (Корпус большого размера должен иметь стенки очень большой толщины.) На рис. 14.14 показан вертикальный разрез корпуса реактора PWR и указано типичное расположение компонентов реактора внутри корпуса.

корпус реактора из предварительно напряженного бетона
Рис. 14.13. Схематическое изображение корпуса реактора из предварительно напряженного бетона и типичное расположение основного оборудования высокотемпературного газоохлаждаемого реактора:
1 —  приводы регулирующих стержней; 2 —  отражатель; 3 —  твэлы и активная зона; 4 —  регулирующие стержни; 5 —  опорная площадка; 6 — парогенераторы; 7 —  гелиевые газодувки; 8 —  корпус из предварительно напряженного бетона
Рис. 14.14. Вертикальный разрез корпуса реактора PWR
1 — механизм привода регулирующего стержня; 2 —  крышка корпуса; 3 — регулирующий стержень; 4 —  корпус реактора; 5 —  выходное пространство; 6 —  выходной патрубок (315 °С); 7 —  плита для выравнивания ТВС; 8 —  ТВС; 9 —  опорная гильза активной зоны; 10 —  экран активной зоны; 11 — опорная конструкция активной зоны; 12 —  приборные проходки; 13 —  входной патрубок (288 °С)

Кипящий реактор BWR характеризуется относительно низкой плотностью энерговыделения, средним рабочим давлением теплоносителя (составляющим примерно половину рабочего давления теплоносителя реактора PWR) и большими размерами. Корпус реактора BWR одновременно выполняет функции парогенератора. На рис. 14.15 показан вертикальный разрез корпуса реактора BWR и указано типичное расположение внутрикорпусных устройств.
Быстрый реактор-размножитель с жидкометаллическим теплоносителем (LMFBR) характеризуется очень высокой плотностью энерговыделения, очень низким давлением натриевого теплоносителя (или теплоносителя в виде сплава NaK) и очень небольшими размерами корпуса ввиду отсутствия замедлителя в активной зоне реактора. 
корпус  реактора BWR

Рис. 14.16. Схемы корпусов реакторов LMFBR петлевого (а), и бассейнового (б) типов:
1 — насос натриевого бака; 2 —  активная зона реактора; 3 —  теплообменник; 4 — насосы; 5 — корпус реактора
Рис. 14.15. Вертикальный разрез корпуса реактора BWR.
1 — выходной патрубок паропровода; 2 —  паросепаратор; 3 —  ТВС (активная зона); 4 — опускное пространство; 5 —  эжектор; 6 — нижний пленум внутри корпуса; 7 —  верхний пленум; 8 —  уровень воды; 9 —  паросушитель; 10 —  сухопарник внутри корпуса; 11 —  экран активной зоны; 12 —  входной патрубок для подпитки воды; 13 —  корпус реактора; 14 —  ресивер; 15 —  рециркуляционный насос

Быстрый реактор-размножитель с жидкометаллическим теплоносителем (LMFBR) характеризуется очень высокой плотностью энерговыделения, очень низким давлением натриевого теплоносителя (или теплоносителя в виде сплава NaK) и очень небольшими размерами корпуса ввиду отсутствия замедлителя в активной зоне реактора. Для реакторов LMFBR используются корпуса петлевого и бассейнового типов (рис. 14.16) [32, 33]. В корпусе петлевого типа размещены только активная зона реактора, элементы системы регулирования и жидкометаллический теплоноситель. Теплообменники, насосы и другие компоненты первого контура расположены вне корпуса реактора. Такая же компоновка оборудования осуществляется и на АЭС с реакторами PWR. Компоненты первого контура взаимосвязаны системой трубопроводов, образующих замкнутую петлю и расположенных в основном в большом реакторном здании. В этом здании должна поддерживаться инертная (гелий) атмосфера для предотвращения воспламенения натрия в случае его утечки. В корпусе бассейнового типа размещено все оборудование первого контура (активная зона реактора, элементы системы регулирования, теплообменники, насосы и т. д.). Преимущества компоновки всего оборудования первого контура внутри корпуса под слоем натрия связаны с такими положительными характеристиками натрия, как низкая упругость пара и высокая теплопроводность.
Основное преимущество корпуса петлевого типа заключается в том, что оборудование первого контура разобщено и доступно для обслуживания и ремонта. Основные преимущества корпусов бассейнового типа заключаются в относительной нечувствительности к течам в первом контуре, компактном расположении оборудования, позволяющем сократить объем защиты трубопроводов и оборудования, заполненных радиоактивным 24Na, безопасности реакторов такого типа и их низкой стоимости. В реакторе EBR-1I применяется корпус бассейнового типа, тогда как в реакторах FFTF и CRBR используются корпуса петлевого типа.


Рис. 14.17. Зависимость изменения плотности энерговыделения Qv, удельной мощности N и теплового потока Н с наружной поверхности оболочки от наружного диаметра твэлов
Рис. 14.18. Зависимость изменения радиуса активной зоны R и числа твэлов, необходимых для достижения критичности Nc, от водо-уранового отношения в легководных реакторах:
1 — радиус активной зоны; 2 —  число твэлов

Очевидно, что преимущества корпуса одного типа являются недостатками корпуса другого типа и наоборот.
В тяжеловодных реакторах, например типа CANDU, вместо корпусов под давлением применяются трубы под давлением. Материалами труб под давлением служат такие циркониевые сплавы, как циркалой-2 или сплав Zr — 2,5% Nb, которые используются также в качестве материалов оболочек твэлов реакторов BWR.
14.7.2. Соотношения между параметрами активной зоны, диаметром твэлов, диаметром и толщиной корпуса реактора. При проектировании энергетического реактора параметры активной зоны в целом можно охарактеризовать плотностью энерговыделения (мощность в единице объема активной зоны) и удельной мощностью (мощность, приходящаяся на единицу массы ядерного топлива). Фактически плотность энерговыделения в активной зоне и удельная мощность тесно связаны с наружным диаметром твэлов и наружным диаметром корпуса реактора. Как правило, плотность энерговыделения и удельная мощность падают при увеличении наружных диаметров твэлов и корпуса реактора.
На рис. 14.17 представлены зависимости максимальных значений плотности энерговыделения, удельной мощности и теплового потока на поверхности раздела наружная поверхность оболочки - вода (теплоноситель) от наружного диаметра твэлов с топливом в виде UO2. Представленные зависимости найдены для следующих условий; исходный зазор между наружной поверхностью топливных таблеток из обогащенного UO2 (обогащение 2,5-3,5%) и внутренней поверхностью оболочки из циркалоя равен 0,0038 см, зазор заполнен гелием, толщина оболочки составляет 0,051 см, максимальная температура в центре топлива равна 2650 °С (ниже точки плавления) и объемная температура теплоносителя равна 286 °С. Видно, что по мере увеличения наружного диаметра твэлов плотность энерговыделения быстро падает.

Рис. 14.19. Зависимость изменения плотности энерговыделения Qv, удельной мощности N и теплового потока Я на внутренней поверхности от отношения внутреннего диаметра корпуса реактора к толщине стенки корпуса d/t


На рис. 14.18 представлены типичные данные для реактора PWR (АЭС Yankee), которые связывают радиус активной зоны и число твэлов. необходимых для достижения критичности, с водо-урановым отношением [34].
На базе теории тонкостенных оболочек или мембран максимально допустимое тангенциальное напряжение в стенке корпуса реактора (Oq) max в наиболее простой форме можно выразить через внутреннее давление р, внутренний диаметр d и толщину стенки t формулой [30]:
(H.1)
где Po, d0 и г0 исходные внутреннее давление, внутренний диаметр корпуса реактора и толщина стенки корпуса соответственно. Для данного материала корпуса легководного реактора (стали А53В, А533В по ASTM) максимально допустимое тангенциальное напряжение (°0)тах постоянно
(14.2)
давление р изменяется обратно пропорционально отношению d/1. Исходное давление теплоносителя в реакторах PWR примерно в 2 раза превышает давление теплоносителя в реакторах BWR. Поэтому отношение d/t для корпуса реактора PWR составляет примерно 1/2 отношения для корпуса реактора BWR, что видно из табл. 14.3.
Необходимо отметить, что прочность и максимально допустимые тангенциальные напряжения материала корпуса реактора постепенно уменьшаются под действием термических, радиационных, механических и коррозионных эффектов.
Если в активных зонах реакторов PWR или BWR в течение всего срока службы давление не меняется, то (14.1) упрощается
(14-3)
Используй первое из уравнений (14.3). можно найти зависимости между плотностью энерговыделения, удельной мощностью, потоком тепла на внутренней поверхности и размерным отношением d/1 для корпуса реактора под давлением. Типичные соотношения для корпусов легководных реакторов приведены на рис. 14.19. Плотность энерговыделения, удельная мощность и тепловой поток на внутренней поверхности корпуса монотонно уменьшаются при увеличении отношения наружного диаметра корпуса к толщине стенки.



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