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

Материалы для изготовления магнитной системы и системы безопасности 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

МАТЕРИАЛЫ ДЛЯ ИЗГОТОВЛЕНИЯ МАГНИТНОЙ СИСТЕМЫ И СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ
В термоядерных реакторах с магнитным удержанием плазма удерживается в пределах тора магнитными полями — тороидальным и полоидальным. Магнитные поля создаются электромагнитами, изготовленными из определенных проводящих материалов.
Электромагниты можно разделить на обычные несверхпроводящие и магнитные системы с применением сверхпроводников.
Несверхпроводящие магнитные системы уже используются в экспериментальных установках термоядерного синтеза*.

*В ИАЭ им. И. В. Курчатова на экспериментальном токамаке Т-7 сверхпроводники уже используются (Иванов Д. Конструкция установки токамак-7. Препринт ИАЭ-3413/7. М.: 1981. 31 с. - Прим. пер.

Ожидается, что сверхпроводящие магнитные системы окажутся необходимыми для создания в будущем энергетического термоядерного реактора.
Система безопасности термоядерных реакторов должна быть спроектирована с учетом необходимости обращения с тритием и его переработки; Низкая плотность термоядерного топлива (плазмы) делает взрывы невозможными, и поэтому для термоядерных реакторов характерна их безопасность. Однако локальная закупорка каналов теплоносителя, выход из строя насоса, электрические пробои во время работы могут повлиять на безопасность реактора.

  1. Несверхпроводящие магнитные системы. Охлаждаемые водой магнитные системы из меди позволяют получать высокие магнитные поля в больших токамаках и изготавливаются по хорошо разработанной существующей технологии. Основное их назначение — это надежное получение постоянных и переменных магнитных полей для удержания плазмы в лабораторных экспериментах. Электрические свойства меди, общие свойства изоляторов и система водяного охлаждения сильно влияют на конструкцию несверхпроводящих магнитов. В дополнение к требованиям магнитных свойств магнитные обмотки токамаков должны быть механически самоподдерживающимися конструкциями, способными противостоять большим механическим нагрузкам и крутящему моменту, обусловленным магнитными полями. Оба аспекта необходимо учитывать при проектировании магнитных систем.

Можно сравнить некоторые характеристики несверхпроводящих обмоток тороидального поля современных исследовательских токамаков, таких как JT-60 (Япония), PDX (Принстон, США), JET (Калэм, Великобритания) и TFTR (Принстон, США) (табл. 15.9). Основные проектные характеристики установок приведены в табл. 15.10.
Из табл. 15.9 и 15.10 видно, что основные проектные параметры и ожидаемые условия работы магнитных систем на основе несверхпроводящих материалов более или менее сходны.

  1. Сверхпроводящие магнитные системы. Потребление электроэнергии I2R и сам ток I в несверхпроводящих электромагнитах весьма велики (см. табл. 15.9). Применение их сильно удорожило бы производство электроэнергии в термоядерных реакторах с такими системами.

Экономическая значимость термоядерных реакторов зависит от возможности заблаговременной разработки больших сверхпроводящих магнитов. В последние годы были достигнуты значительные успехи в создании сверхпроводящих магнитов для использования в ускорителях заряженных частиц, например для магнитов пузырьковых камер.

Таблица 15.9. Некоторые проектные характеристики несверхпроводящих обмоток тороидального поля установок

Таблица15.10. Некоторые проектные параметры установок PLT, PDX, JET и TFTR


Параметры

PLT

PDX

JET

TFTR

Большой радиус, м

1,4

0,8  0,8

1,25 • 2,10

0,85

Малый радиус, м

0,44

0,78

1,2 • 2,05

0,82

Ток плазмы, кА

400

500

3000

2500

Магнитное поле по оси плазмы, Тл

4,96

2,35

2,70

5,20

Магнитное поле на внутренних проводниках обмоток тороидального поля, Тл

10,6

6,40

5,60

9,75

Температура плазмы, кэВ

6

8-10

5

5

Однако для использования в термоядерных реакторах потребуется дальнейшее продвижение в области технической сверхпроводимости.

На рис. 15.15 [23] показана одна из ранних концептуальных конструкций сверхпроводящей катушки тороидального поля D-образной формы для проекта термоядерного реактора UWMAK-1. D-образная форма катушек выбрана для того, чтобы обеспечить постоянное механическое натяжение по обводу катушки тороидального поля. Катушки тороидального поля UWMAK-1 состоят из 34 дисковых катушек в каждом магните; каждая катушка имеет по 30 сверхпроводников из NbTi с каждой стороны стального диска, залитых в эпоксидной смоле. Другими словами, конструкция катушки включает в себя 34 диска из нержавеющей стали с 60 проводниками медной матрицы, помещенными в эпоксидную смолу на стальные диски по 30 с каждой стороны с переменной площадью поперечного сечения. Кроме того, между стальными дисками имеются изоляционные прокладки из гетинакса, образующие пространство для каналов теплоносителя (жидкого гелия). Каналы имеют переменное сечение в соответствии с изменением сечения проводников медной матрицы в зависимости от их расположения на стальном диске (рис. 15.16). В катушках тороидального поля расположены тысячи слоев сверхпроводников из NbTi с проводниками-стабилизаторами из меди.

Рис.  15.15. Схема конструкции D-образной катушки тороидального поля
Таблица 15.11. Сравнение сверхпроводящих катушек трех типов

разрез диска D-образной катушки тороидального поля
Рис. 15.16. Поперечный разрез диска D-образной катушки тороидального поля с переменным поперечным сечением (все размеры - в сантиметрах):
1 — несущий диск из нержавеющей стали D-образной катушки тороидального магнитного поля; 2 —  диск из нержавеющей стали; 3 — изоляционная прокладка из микарта; 4 — внутренний виток (высокое поле); 5 — плоская выемка по длине и ширине проводника; 6 —  седьмой виток; 7 — плоская выемка по ширине проводника; 8 —  внешний виток (малое поле)

В США существуют три программы разработки и исследования больших сверхпроводящих катушек. Сравнение трех соответствующих конструкций приведено в табл. 15.11 [24,25].
Конструкция катушки фирмы General Dynamics (рис. 15.17) состоит из сверхпроводящего кабеля NbTi, впаянного в медный прямоугольный стабилизирующий стержень с канавками [24]. Этот сложный проводник слоями навит на катушку. Используются три типа проводника, отличающиеся одновременно измененными размерами медного стабилизатора и сверхпроводящего кабеля. Щеки и бобина катушки сварены из нержавеющей стали 304L, не содержащей азот. Проводник охлаждают выкипающим гелием при температуре 4,2 К и давлении 0,1 МПа.
Конструкция катушки фирмы General Electric (рис. 15.17, б) представляет собой проводник, включающий в себя сверхпроводящие проводники из NbTi, навитые на сердечник прямоугольного сечения из меди [25]. Такой сложный проводник навит в плоские диски. Щеки и бобина такой катушки изготовлены из нержавеющей стали 316LN и скреплены болтами. Проводник охлаждают гелием при 4,2 К и давлении 0,1 МПа, выкипающим в окружающее пространство.
Катушка фирмы Westinghouse использует проводник из сверхпроводящего кабеля Nbs Sn в трубе [26]. Композитный проводник соединяется в обработанные пластины из сплава 2219-Т87Al. Пластины привинчиваются друг к другу и образуют катушку. Проводник принудительно охлаждают закритическим гелием при температуре 4—6 К и давлении
1 МПа, проходящим через пространства между жилами кабеля и трубой, как это показано на рис. 15.17, в.
Можно ожидать, что все три конструкции исходных сверхпроводящих катушек значительно изменятся (при сохранении основного принципа) после их испытания в тороидальных или линейных установках термоядерного синтеза.

Существует 26 элементов и более 1000 соединений и в особенности сплавов, обнаруживающих явление сверхпроводимости в лабораторных  условиях [27]. Сверхпроводимость сильно зависит от напряженности магнитного поля. Каждый сверхпроводник обладает критическим магнитным полем, выше которого он становится обычным проводником. Это критическое поле зависят от температуры. Для данной температуры, например для температуры жидкого гелия 4,2 К, сверхпроводимость определяется в основном рабочим магнитным полем. В настоящее время подходящими по стоимости являются только два сверхпроводящих интерметаллических соединения: NbTi и Nb3Sn. В конструкциях сверхпроводящих магнитов NbTi можно использовать вплоть до магнитного поля, равного 8-10 Тл, a Nb3Sn — до приблизительно 18 Тл. Эксперименты показывают, что сверхпроводящие магнитные системы в термоядерных реакторах с зажиганием должны накапливать энергию около 10s МДж при максимальном магнитном поле 8-16 Тл. Таким условиям могут удовлетворять сверхпроводники NbTi и Nb3Sn.
15.113. Материалы системы безопасности. Система безопасности термоядерного реактора, использующего для получения энергии D-T-peакцию, должна учитывать в первую очередь: 1) систему обращения с тритием и его переработку; 2) возможность аварии с утечкой или снижением потока теплоносителя; 3) электрический пробой в магнитной системе во время работы или выход из строя проводника.
конструкции сверхпроводящих катушек для больших магнитов фирм
Рис. 15.17. Три различные конструкции сверхпроводящих катушек для больших магнитов фирм: General Dynamics (л), General Electric (fi) и Westinghouse (в):
1 —  межслойная изоляция для сверхпроводящей катушки из NbTi; 2 — межвитковая изоляция; 3 —  сетчатая изоляция; 4 —  основная изоляция; 5 —  путь потока жидкого гелия; 6 —  сверхпроводящий кабель из NbTi с припоем; 7 —  медный стабилизатор; 8 — проволоки из сверхпроводника; 9 —  прямоугольный медный сердечник; 10 —  медный стабилизатор; 111 —  канал охлаждения; 12 —  поток жидкого гелия; 13 —  композитный сверхпроводник; 14-1) жгутов; 15 — сверхпроводящий кабель из изолированных проволок (3-3-3'3-7) в трубе квадратного сечения; 16 — труба из нержавеющей стали; 17 —  в центральной группе только медный стабилизатор; 18 —  композитные проволоки Nb3Sn/Cu

Безопасность обращения, влияние на окружающую среду для проектируемых сегодня термоядерных энергетических реакторов с использованием D—Т-цикла (безразлично магнитного или инерциального удержания) будет зависеть в основном от способности удерживать тритий и работать с ним в реакторном помещении таким образом, чтобы расходование трития осуществлялось безопасно и экономно. Отправными пунктами для проектирования технологических систем обращения с тритием и безопасности можно считать материаловедение и безопасную работу и переработку топлива. На сегодняшней стадии материаловедческие вопросы и безопасная работа с тритием являются предметом научных исследований и технологических предложений. Вопросы переработки топлива после воспроизводства трития из сырьевого материала в термоядерном реакторе станут предметом разработки, когда это понадобится.

Таблица 15.12. Система аварийной защиты дейтерий-тритиевого термоядерного реактора


Возможная
авария

Система аварийной защиты

Материалы и оборудование

Тритиевое загрязнение

Система дистанционного управления и работы

Конструкционные материалы и датчики

 

 

 

Утрата теплоносителя

Система аварийного охлаждения реактора

Система аварийного охлаждения реактора и жидкие Не и Am

Электрический
пробой

Периодическая проверка, система обнаружения неисправностей

Периодическая проверка и система обнаружения неисправностей, проводящие и изоляционные материалы высокого качества

Оценка состояния уровня научных исследований и технологии должна основываться на рассмотрении достижений в исследовании исходных материалов, их поведении и работе систем безопасности в присутствии дейтерия, трития и гелия. При этом особое внимание должно уделяться эффектам, связанным с радиоактивностью трития (период полураспада 12,6 года). Важными явлениями, которые должны быть рассмотрены при любых условиях, когда приходится работать со значительными количествами трития при повышенных температурах и давлениях, следует считать его проникающую способность, растворение, поглощение, десорбцию, накопление и загрязнение радиоактивным тритием. Основной задачей системы безопасности при обращении с тритием является предотвращение тритневого загрязнения при дистанционном контроле его количеств.
В ядерном реакторе деления главная забота системы безопасности это меры при аварии с утечкой, или снижением потока теплоносителя в активной зоне. В дейтерий-тритиевом термоядерном реакторе такой заботой является возможность потерь теплоносителя в бланкете. В реакторе деления, например в легководном, системой безопасности служит система аварийного охлаждения активной зоны, предотвращающая перегрев. В термоядерном реакторе с аналогичной системой безопасности может быть устройство для аварийного охлаждения реактора, например, жидким гелием или аргоном. При этом учитывается, что в случае любой местной закупорки каналов теплоносителя (или при выходе из строя аварийных насосов и клапанов) в секции бланкета, охлаждаемой жидким металлом, литий или LiF - BeF2 совместимы с инертными жидкими аргоном и гелием.
Электрические пробои во время работы реактора или разрыв проводников (механический или электрический) нарушат нормальную работу сверхпроводящих магнитов, что, в свою очередь, приведет к распаду плазменной структуры и ’’выключит” реактор автоматически. Для того чтобы предотвратить такую аварию, нужно постоянно следить за исправностью проводников и изоляции.
В соответствии с проведенным выше анализом тритиевого загрязнения, потери теплоносителя или электрических пробоев в табл. 15.12 приведена система мер безопасности термоядерного реактора.



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