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

Материалы радионуклидных генераторов энергии и термоядерных реакторов - 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 15
МАТЕРИАЛЫ РАДИОНУКЛИДНЫХ ГЕНЕРАТОРОВ ЭНЕРГИИ
И ТЕРМОЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

15.1. ВВЕДЕНИЕ

Энергию радиоактивного распада нуклидов можно использовать для создания источника тепла и производства электрической энергии, которую в свою очередь можно использовать в космических кораблях, спутниках погоды, спутниках связи, при научных экспериментах на лунной поверхности и в отдаленных областях на Земле (на суше, океане или в полярных областях), где отсутствует регулярная электрическая энергия.
Радионуклиды могут: 1) испускать заряженные частицы (а- и бета-излучение), a также нейтральные частицы (фотоны или гамма-излучение и нейтроны деления), 2) испытывать ядерные превращения (за счет испускания заряженных частиц) и 3) распадаться со временем по экспоненциальному закону с характерной скоростью распада, которую нельзя изменить никакими внешними условиями.
Термоэлектрические генераторы и атомные батареи компактны, надежны и пригодны для специальных приложений. Большинство радионуклидов, используемых в термоэлектрических генераторах энергии и атомных батареях, являются продуктами деления или продуктами активации нейтронами в реакторах деления.
Несмотря на то что видимого препятствия на пути теоретического или экспериментального развития термоядерных реакторов нет, достижимость контролируемой термоядерной реакции еще не продемонстрирована. Основное ядерное топливо — дейтерий — является тяжелым изотопом, дейтерий в качестве примеси содержится в воде. Существуют три основных первичных топливных цикла: D—D-цикл, D—Т-цикл и D—3He-цикл. Существуют также две главные реакции воспроизводства топлива: 6 Li (л, Т)4Не и 6 Li (р, 3 Не)4 Не. Уникальной особенностью ядерных топлив (деления, синтеза или радионуклидных) является их воспроизводство — потребление одного топлива может воспроизводить новое топливо, такое же или другое. Конструкционным критерием для разработки ТЯР (термоядерного реактора) является стойкость к радиационным и термическим повреждениям первой стенки реактора, который был использован для решения комплексных проблем проектирования самой первой стенки.
Возможность получения термоядерной энергии в больших масштабах даст окончательное решение проблемы растущего потребления энергии. Использование термоядерной реакции для получения энергии связано с некоторыми преимуществами:

  1. Основное термоядерное топливо 2D есть химический компонент тяжелой воды D2O, которая в качестве примеси содержится в обычной воде, и поэтому источник топлива для термоядерной энергетики неисчерпаем, как океан.
  2. Реакции синтеза ядер не производят существенного количества радиоактивных отходов. Продуктом реакции синтеза является только гелий*.
  3. В результате термоядерной реакции (по сравнению с делением ядер) выделяется очень большая энергия: синтез 1 г дейтерия производит около 4 МВт(т.) • сут, а деление 1 г 235U только около 1 МВт(т.) X X сут.
  4. Для управляемой термоядерной реакции характерна безопасность. Плотность плазмы — топлива реактора синтеза столь мала, что взрыв невозможен. Реактор останавливается автоматически, если плазма теряет устойчивость.
  5. Существует возможность прямого использования тока заряженных частиц (ионов и электронов) плазмы для прямого получения электроэнергии.

* Однако довольно высокая радиоактивность может возникать за счет взаимодействия термоядерных нейтронов с ядрами материала ТЯР; сравнение с радиоактивностью материалов реакторов деления см. в книге ’’Fusion and Fast Breeder Reacton”, International Institute for Applied Systems Analysis, RR-77-8, Nov. 1976. - Прим. пер.

Энергия радиоактивного распада может быть использована в термоэлектрических генераторах и ядерных батареях для специальных приложений в космосе и удаленных районах земли и моря. Проектируемые термоядерные реакторы можно использовать для крупномасштабного получения ядерной энергии. Поэтому свойства материалов, которые можно применять в термоэлектрических генераторах мощности и термоядерных реакторах, представляют большой интерес.

15.2. РАДИОНУКЛИДНОЕ ПРЕОБРАЗОВАНИЕ ЭНЕРГИИ

Энергия радиоактивного распада и источники заряженных частиц связывались с возможностью создания множества различных систем преобразователей и генераторов энергии [1-5]. Однако достаточное техническое развитие получили только следующие статические и динамические системы:
термоэлектрические генераторы энергии;
термоэлектронные преобразователи;
ядерные (атомные) батареи;
тепловые двигатели (турбогенераторы).
Только первая и третья системы работают сегодня достаточно надежно.

  1. Термоэлектрические генераторы энергии. В качестве термоэлектрических источников энергии использовались сначала металлические термопары, однако они оказались непрактичными из-за их малого коэффициента полезного действия (около 1-2%). Сегодня во всех радионуклидных термоэлектрических генераторах энергии для повышения их коэффициента полезного действия (до 10%) применяют легированные полупроводники. Полупроводниковые материалы в n- и p-блоках вставлены или запрессованы в горячий и холодный токовыводы. На рис. 15.1 показан типичный радионуклидный термоэлектрический генератор энергии (ядерная термобатарея) из серии SNAP. Электрическая мощность термобатареи SNAP-27 равна 63 Вт. В качестве топлива использован 238Pu в виде PuO2. Топливная капсула заключена в графитовую оболочку. Поток тепла проходит через легированные полупроводники n- и p-типа, служащие термоэлементами (см. рис. 15.1). Термобатарея SNAP-27 в составе системы Аро11о-12 оставалась на лунной поверхности в качестве единственного источника электрической мощности. На рис. 15.2 приведена зависимость изменения удельного сопротивления полупроводниковых материалов термоэлектрических элементов от температуры.

Коэффициент полезного действия термобатареи

Коэффициент полезного действия термобатареи

(15.1)
где I - электрический ток; R — сопротивление нагрузки; Rth - сопротивление термопары; Тн и Тс — температуры горячего и холодного вводов соответственно; К — теплопроводность термобатареи; оip„ — коэффициент Зеебека. Ток, протекающий через термопары, их электросопротивление и теплопроводность, а также качество можно представить в виде


(15.2)
(15.3)
(15.4)
(15.5)

где рр, рп - удельные электросопротивления; /р, 1п - длина; Ар, А„ площадь; кр и кп - удельные теплопроводности длины и площади поперечного сечения, полупроводников р- и n-типа соответственно.
Схема радионуклидного термоэлектрического генератора энергии
Рис. 15.1. Схема радионуклидного термоэлектрического генератора энергии:
1 — топливная капсула; 2 — горячий вывод; 3 — топливо; 4 —  радиатор и корпус; 5 —  термоэлектрический преобразователь; 6 — термоэлемент n-типа; 1 —  термоэлемент р-типа; 8 — тепловой поток; 9 — теплоизоляция
Рис. 15.2. Зависимость удельного электросопротивления р от температуры для разных материалов термоэлементов

Входная мощность определяется эффектом Пельтье арпГГн, потоком тепла через полупроводниковые элементы К(ТН — Тс) и, кроме того, включает в себя половину омических потерь в батарее. Явление Пельтье заключается в том, что на границе двух металлов или на полупроводниковом переходе выделяется поток тепла, пропорциональный электрическому току через эту границу. Возникновение ЭДС на металлических или полупроводниковых контактах, которая пропорциональна разности температур холодного и горячего контактов, называется явлением Зеебека, а величина его характеризуется коэффициентом Зеебека.
Из формулы (15.5) следует, что для того, чтобы качество устройства было высоким, арп должно быть большим, а удельные электросопротивления и теплопроводности малыми. Оптимизируя параметры термобатареи, можно достигнуть максимального КПД термобатареи. Соотношение между оптимальным КПД nopt, качеством термопар Z, разностью температур Тн — Тс и средней температурой можно записать в виде
(15.6)
Оптимальную нагрузку можно найти из отношения
(15.7)
На рис. 15.3, а и б показана зависимость параметра качества ZT термопар от температуры для разных материалов термопар [6—8]. Чем больше Z, тем лучше материал (см. § 15.3).

  1. Термоэлектронные преобразователя. Термоэлектронные преобразователи могут иметь значительно более высокие коэффициенты полезного действия и работать при большей температуре, чем термоэлектрические системы. Простой термоэлектронный преобразователь или генератор мощности состоит из двух электродов, высокотемпературного эмиттера и коллектора при низкой температуре, разделенных промежутком, содержащим ионизированный газ (плазма из паров цезия). На рис. 15.4 показана схема термоэлектронного преобразователя. Эмиттер испускает термоэлектроны, которые проходят через ионизированный газ и собираются на коллекторе. Если тепло, получающееся в результате радиоактивного распада, нагревают эмиттер, а тепло с коллектора снимают, то через внешнюю цепь между электродами термоэлектронного преобразователя течет ток.



Рис. 15.3. Зависимость параметров качества ZT материалов термоэлементов на n-р-переходе от температуры

5
(15.8)
где 1 — плотность электрического тока; V — напряжение на диоде; р — удельное сопротивление ввода эмиттера; 1 —  длина ввода; А - площадь
Рис. 15.4. Схема типичного термоэлектронного преобразователя:
1 —  эмиттер; 2 —  радиоизотопное топливо; 3 —  температура эмиттера Те ; 4 —  температура коллектора Tq', 5 —  радиатор; 6 —  коллектор; 7 — ионизированные пары цезия
Коэффициент полезного действия термоэлектронного преобразователя [1,2,8-11]
типы ядерных батарей
Рис. 15.5. Различные типы ядерных батарей

поперечного сечения ввода; а — постоянная Стефана—Больцмана; F — степень черноты; kCt — коэффициент теплопроводности паров цезия; kj — коэффициент теплопроводности ввода эмиттера; Ес — напряжение, характеризующее потерю энергии электронами на электродном промежутке диода.

Важными характеристиками термоэлектронного преобразователя являются термоионная эффективность и мощность. На эти характеристики влияют пять параметров: температура эмиттера Тн, температура коллектора Tq, давление паров цезия, расстояние между эмиттером и коллектором; внешнее напряжение на диоде. Для того чтобы преобразование тепла в электричество происходило с максимальной эффективностью, работа выхода эмиттера должна быть велика, а коллектора — мала. В качестве материалов эмиттера обычно используют W или Nb, а для коллектора берут Мо или Та, материалы с высокой температурой плавления.

  1. Ядерные (атомные) батареи. Ядерные батареи применяют для использования высокой энергии заряженных частиц (а-частиц или электронов), испускаемых радионуклидами. Вообще говоря, ядерные батареи можно разделить на три типа (рис. 15.5). В ядерных батареях первого типа электрическая энергия производится непосредственно заряженными частицами. В ядерных батареях второго и третьего типов большая электрическая энергия генерируется соответственно с помощью вторичных электронов или по механизмам двойного преобразования электронов и фотонов [1,2].

Ядерные батареи первого типа состоят из двух концентрических или параллельных поверхностей, разделенных вакуумным или заполненным диэлектриком пространством (рис. 15.6, а). Эмиттерный электрод содержит слой радионуклидов, которые, распадаясь, эмитируют а- или бета-частицы. Эти частицы в большинстве своем поглощаются и собираются на коллекторном электроде, создают на нем электростатический потенциал, и за счет него электроны проходят через внешнюю нагрузку. В результате через внутреннее R{ и внешнее Re сопротивления ядерной батареи течет ток I. Поскольку ни а-, ни бета-излучение не обладают существенной проникающей способностью, работа ядерной батареи безопасна и надежна.


Рис. 15.6. Схема работы (а) и эквивалентная электрическая цепь (б) ядерной батареи первого типа
1 — положительный электрод; 2 — испускаемые во всех направлениях электроны; 3 —  отрицательный электрод; 4 — изолятор; 5 — коллектор; 6 — спой бета-излучателя; 7 —  емкость; 8 — ядерная батарея

Ядерная батарея первого типа является источником электрического напряжения, а не мощности. Эквивалентная электрическая цепь ядерной батареи приведена на рис. 1S.6, б. Если сопротивление нагрузки велико (Re > R. ), то напряжение V на выводах батареи (батарея разомкнута)
V=IR..                                                                                   (15.9)
Если батарея замкнута на сравнимую с R. внешнюю нагрузку, то
V = IRiRe/(R. +Re).                                                                                     (15.10)

 а-Излучатель 2 10Po батареи первого типа безопасен, стабилен и в течение длительного времени является источником высокого напряжения малой мощности. Ядерные батареи второго типа делятся на три группы: батареи на р — n-переходе; батареи с контактной разностью потенциалов и батареи с вторичной электронной эмиссией (рис. 15.7). Имеющие высокую энергию заряженные частицы (а- или бета-изл учение) или нейтральные частицы (гамма-излучение или нейтроны), испускаемые радиоактивными нуклидами, могут быть причиной разделения зарядов, образования пар электрон—дырка или вторичной электронной эмиссии. Сочетание этих эффектов и различие работ выхода разных материалов может создавать ток и разность потенциалов между электродами ядерных батарей.
Первая группа ядерных батарей второго типа использует для получения разности потенциалов р— n-переход (рис. 15.7,а). Кинетическая энергия ядерных частиц, испускаемых радионуклидом, преобразуется в электрический потенциал разделенных эпектронно-дырочиых пар, которые из-за наличия разности потенциалов на р — n-переходе создают ток через нагрузку. В качестве материалов такой ядерной батареи нар— n-переходе можно использовать бета-излучатель 90 Sr и легированный германий.
В ядерных батареях с использованием контактной разности потенциалов (вторая группа) электрический ток и напряжение возникают в результате разницы работ выхода двух электродов (рис. 15.7, б). Напряжение и ток зависят от типа контактирующих материалов, типа и энергии излучаемых радионуклидом частиц, выбора газа и его давления и состояния поверхности электродов. Типичными материалами с высокой работой выхода являются Pt, PbО, Мо и Au. Малую работу выхода имеют, например, Mg, Al и сплавы Al. В качестве а-излучателей применяют 210PO, 242Ст и 244Cm, а в качестве бета-излучателей — 90Sr и 144Се.

Рис. 15.7. Ядерная батарея второго типа на основе n-р-перехода (а); батарея элементов на основе контактной разности потенциалов (б); батарея на основе использования вторичной электронной эмиссии (в):
Ядерная батарея второго типа
1 —  полупроводниковый материал; 2 —   р-тип; 3 —  р-n-переход; 4 —  n-тип; 5 —  промежуток; 6 — радионуклидный излучатель; 7 —  капсула или пластина; 8 — отрицательный электрод; 9 —  положительный электрод; 10 —  изолирующая обойма; 11 —  кольцо  изолятора; 12 —  герметическая оболочка; 13 —  электрический контакт; 14 —  стенка контейнера; 15 —  электрод из материала с высокой работой выхода; 16 — электрод из материала с малой работой выхода; 17 — заполняющая газовая смесь: аргон с водородом и тритием; 18 —  керамика; 19 —  положительный электрод; 20 — свинцовая защита; 21 — алюминиевый коллектор; 22 — радионуклидное топливо; 23 — спой, испускающий вторичные электроны; 24 —  отрицательный электрод; 25 —  вакуум; 26 —  поглотитель ядерного излучения; 27 —  эвакуированное пространство; 28 —  пробка; 29 —  изолирующий диск

Принцип устройства ядерных батарей третьей группы показан на рис. 15.7, в. Используется вторичная электронная эмиссия за счет излучения радионуклида. Частицы высокой энергии, испускаемые радионуклидом, соударяясь с атомами вещества и ионизируя его, приводят к испусканию одним из электродов (эмиттером) вторичных электронов.
Ядерные батареи третьего типа используют комбинированные физические явления, двойную систему преобразования. Нейтральные частицы (например, фотоны), эмиттируемые радионуклидом, частично поглощаются люминофором и приводят к испусканию света в результате электронных возбуждений, как показано на рис. 1S.8. Свет затем попадает на фотоумножитель и преобразуется в электричество в окружающей устройство солнечной батарее с оптическими коллекторами из кремния. Таким образом, в такой ядерной батарее соединены принцип сцинтилляционного счетчика и солнечной батареи. Соединение нескольких ядерных батарей третьего типа может повысить уровень мощности радионуклидного генератора от микроватт до единиц ватт.
Схема работы ядерной батареи третьего типа
Рис. 15.8. Схема работы ядерной батареи третьего типа с двойным преобразованием энергии:
1 —  смесь люминофора с радиоизотопом; 2 —  трубка фотоумножителя; 3 —  солнечная батарея с кремниевой оптикой; 4 — последовательное соединение батарей

Таблица 15.1. Сравнение трех термодинамических циклов работы радионуклидных тепловых двигателей


Параметр
сравнения

Цикл Ренкина

Цикл Брайтона

Цикл Стирлинга

Главные
компоненты

Паровая турбина, накосы, генератор, теплоизлучатель

Газовая турбина, компрессор, генератор, теплоизлучатель

Газовый поршневый двигатель, генератор, теплоизлучатель

Рабочее
тело

Hg, К, Li

Не, Ne, Ai

Не, Ne, Ai

Состояние разработок

Концептуальный
проект

Концептуальный
проект

Концептуальный
проект

Преимущества

Низкое давление паров, хорошие характеристики теплопередачи жидкого металла, небольшие размеры

Инертный газ, отсутствие фазовых переходов, отсутствие коррозии

Инертный газ, отсутствие фазовых переходов, возможность высокого КПД

Недостатки

Двухфазное рабочее тело, коррозия, в теплоизлучателе происходит конденсация

Большие размеры и большая потребляемая мощность компрессора, большие размеры теплоизлучателя

Механическая сложность, отсутствие опыта работы, проблемы уплотнений, смазки и износа

  1. Тепловые двигатели. Описанные выше системы радионуклидных преобразователей или генераторов энергии (термоэлектрические генераторы, термоэлектронные преобразователи и атомные батареи) являются статическими. Радионуклидные тепловые двигатели, использующие турбогенераторы, по принципу работы являются динамическими. Поэтому турбоэлектрические тепловые двигатели имеют компоненты, которые во время работы подвержены механическому износу (например, подшипники) или термической усталости.

Для динамических тепловых двигателей с радионуклидными источниками тепла предложено использовать термодинамические циклы Ренкина, Брайтона или Стирлинга, однако разработки еще не начались. В табл. 15.1 [12—14] дано сравнение трех термодинамических циклов для радионуклидных систем тепловых двигателей.
В США для питания космических объектов создана программа разработки ядерных систем питания SNAP. Статические системы радионуклидных преобразователей энергии, т. е. термоэлектрические генераторы энергии и термоэлектронные преобразователи, согласно условиям этой программы обозначаются нечетными номерами (табл. 1.1), а динамические (тепловые электродвигатели с турбиной) — четными, например SNAP-2,8 или SNAP-10 (с реактором).



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