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

Взаимодействие материалов с первой стенкой термоядерного реактора - 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

ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ПЛАЗМЫ С ПЕРВОЙ СТЕНКОЙ

Первая стенка вакуумной камеры термоядерного реактора непосредственно соседствует с плазмой — ядерным топливом термоядерного реактора. Поэтому при работе реактора плазма и внутренняя поверхность первой стенки взаимодействуют, что может приводить к сильному изменению ядерных и физических свойств плазмы и физических, тепловых и механических свойств материала первой стенки.
Плазма и первая стенка влияют друг на друга.
Главные аспекты влияния плазмы на первую стенку — это: 1) проникновение, накопление и диффузия ионов дейтерия и трития в материале первой стенки; 2) радиационное повреждение, распыление и блистеринг поверхности при ионном соударении, захвате и отражении; 3) выделение энергии на поверхности за счет заряженных частиц и гамма-излучения, 4) образование гелия, охрупчивание, возникновение пузырей за счет протекания ядерных реакций (л, а) на нейтронах синтеза, а также радиационное распухание, 5) термические, радиационные и механические напряжения и деформация в материале [28]1.
Главное влияние материала первой стенки на плазму обнаруживается в том, что распыление материала, блистеринг, испарение вносят примеси в плазму; примеси материала стенки уменьшают эффективность нагрева плазмы, изменяя ее эффективный заряд Z3ф.
Эффекты взаимодействия плазмы со стенкой усложняют исследование плазмы и затрудняют разработку термоядерного реактора.

СОВМЕСТИМОСТЬ МАТЕРИАЛОВ ПЕРВОЙ СТЕНКИ И ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ БЛАНКЕТА

Возможными конструкционными материалами первой стенки считают аустенитные нержавеющие стали, никелевые сплавы, сплавы ниобия, ванадиевые сплавы и сплавы титана, а также комбинации нержавеющих сталей со сплавами ниобия и нержавеющих сталей с ванадиевыми сплавами (см. табл. 15.6). Теплоносителями в бланкете могут быть литий, эвтектический сплав лития со свинцом, расплавы солей LiF • BeF2 или Li2BeF4. Воспроизводящие материалы бланкета Li20, LiAl, LiAlO2 и Li7Pb2 являются твердыми, так как имеют высокую точку плавления. Конструкция первой стенки и бланкета может быть либо единой, либо разборной; каждая имеет свои достоинства и недостатки (рис. 15.18)*, **.
Схема устройства термоядерного реактора с системой каналов охлаждения за первой стенкой
Рис. 15.18. Схема устройства термоядерного реактора с системой каналов охлаждения за первой стенкой

*      Анализ условий работы материалов первой стенки материалов ТЯР на основе токамака проведен в работе Орлова В. В. и Альтовското И. В. Условия работы материалов первой стенки термоядерных реакторов, ВАНТ. Сер. ФРП и М. 1981, № 1 (15),с. 9-16. -Прим. пер.
**  Автор рассматривает чистые (не гибридные) реакторы, к которым относится и советский проект реактора ТВЭ-2500 (Васильев Н. Н., Лукаш В. Э., Недоспасов А. В. и др.: Термоядерная электростанция с высокотемпературным реактором типа токамак. Докл. Всесоюзной конференции по инженерным проблемам термоядерных реакторов (Ленинград, 28-30 июня 1977 г.). Т. 1, Ленинград,НИИЭФА, 1977. - Прим. пер.

Совместимость материалов первой стенки с теплоносителем определяется ядерными, тепловыми, механическими и коррозионными явлениями. Поскольку ядерные, тепловые и механические свойства материалов первой стенки, теплоносителя и воспроизводящего материала обычно согласованы в результате физического рассмотрения, совместимость почти всегда зависит от эффектов коррозии аналогично совместимости материалов оболочки и конструкций, теплоносителя и теплопередающих материалов радионуклидных генераторов. В качестве предельно допустимой скорости коррозии при взаимодействии материала первой стенки и теплоносителя, являющегося одновременно и воспроизводящим материалом (Li или Li2BeF4), или при взаимодействии материала первой стенки, теплоносителя и воспроизводящего материала (разные материалы, например, Li или Li20) обычно принимают 2,5 • 10~3 мм/день (около 1 мм/год). Скорость коррозии включает окисление, химические реакции и радиационную коррозию.
Перспективными теплоносителями и воспроизводящими материалами термоядерного энергетического реактора на D—Т-реакции являются жидкий литий и расплавленные соли лития, например Li2BeF4. Серьезные данные о коррозии в литии имеются лишь для сплавов на основе ниобия или тантала. Для нержавеющей стали, сплавов никеля и ванадия информация недостаточна. Однако опыт работы быстрых реакторов-размножителей с жидкометаллическим теплоносителем представляет широкие сведения о коррозии нержавеющей стали в жидком натрии.
Если принять в качестве допустимой скорости коррозии материала первой стенки, теплоносителя и воспроизводящего материала в жидком литии или расплаве литий содержащих солей значение 1 мм в год, то оценочные температурные интервалы работы материалов первой стенки соответствуют условиям работы термоядерных реакторов, приведенным в табл. 15.13.

Таблица 15.13. Температурные области совместимости материалов первой стенки, теплоносителей 

Хотя повышение рабочей температуры и приводит к увеличению теплового коэффициента полезного действия термоядерной электростанции, полная скорость коррозии возрастает при этом за счет ужесточения радиационной обстановки настолько, что материалы первой стенки, теплоноситель и воспроизводящий материал перестают быть совместимыми. Это указывает на необходимость точного выбора интервала рабочих температур.

ТЕПЛОВЫЕ ЭФФЕКТЫ В МАТЕРИАЛЕ ПЕРВОЙ СТЕНКИ

Материал первой стенки энергетического термоядерного реактора может испытывать тепловые удары и усталость при термоциклировании [28,29].
Вообще говоря, тепловые удары происходят во многих практических случаях, когда твердое тело (или конструкция) претерпевает быстрое изменение температуры из-за изменения внешних условий или состояния внутренних тепловых источников. Тепловой удар сопровождается переходным процессом быстрого изменения температуры поверхности или распределения напряжений около поверхности в материале конструкции. Термоциклирование, вызванное кинетическими процессами в ядерных реакторах, присуще реакторам деления и синтеза с пульсирующим режимом работы. Фактически как устройства с магнитным удержанием, так и замкнутые инерциальные установки на первых порах будут, видимо, работать как импульсные термоядерные энергетические реакторы, в которых первая стенка будет испытывать тепловые удары и термоциклирование. В результате материал будет подвергаться механической усталости и растрескиванию при периодических сменах радиационной и тепловой нагрузки.
На основании анализа экспериментальных данных для многих конструкционных материалов, например по опыту работы нержавеющих сталей и сплавов титана в космических установках, для теплового удара может быть установлено эмпирическое соотношение [29] между максимальным нормированным напряжением1 (бп)mах и числом Био NBi =

= Lh/k:
(15.21)
где an — отношение поверхностного механического напряжения к среднему термическому напряжению; L — характерная длина* (толщина первой стенки); h — коэффициент теплопередачи; к — теплопроводность материала стенки. На рис. 15.19 показана зависимость обратного максимального нормированного напряжения от обратного числа Био для теплового удара конструкционных материалов. Эмпирическая кривая, удовлетворяющая экспериментальным данным, хорошо аппроксимируется прямой линией.

*Стенка предполагается цилиндрической. - Прим. пер.

Для оценки и анализа термической циклической усталости конструкции первой стенки важно соотношение между амплитудой напряжения Да или деформации Де, пределом усталости аи и числом циклов до разрушения Nf. Из экспериментов по термоциклированию конструкционных материалов установлено полуэмпирическое соотношение [29]
(15.22)
где Ег — приведенный или эффективный модуль упругости материала при повышенной температуре; v — коэффициент Пуассона; М пропорционально модулю упругости материала; т — константа; п — целое число. На рис. 15.20 приведена зависимость эффективной деформации от числа циклов Np полученная в экспериментах по термоциклической усталости тонкостенных труб и цилиндров. Образцы были изготовлены из инконеля (сплав на основе никеля) и испытаны при 815 °С при комбинированных осевых нагрузках, внутреннем давлении и кручении. На рис. 15.21 показаны аналогичные кривые зависимости полной амплитуды деформации (сумма упругой и пластической деформаций) от циклической долговечности, полученные в экспериментах на сплаве инколой-800 и нержавеющей стали 304, нагруженных при 650 °С с учетом влияния времени выдержки под напряжением. Видно, что рост времени выдержки и сложное нагружение уменьшают амплитуду напряжения и число циклов нагружения до разрушения.

Рис. 15.20. Зависимость эффективной полной амплитуды деформации Ас от циклической долговечности образцов из инконеля при 815 °С для одноосных и сложнонапряженных нагружений. Штриховая кривая - теоретическая кривая усталости при кручении:
О - усталость при одноосном напряжении; А - усталость при кручении; Д - усталость трубчатых образцов под давлением, циклированне в осевом направлении, разрушение перпендикулярно осевому напряжению; • — усталость трубчатых образцов под давлением, циклирование в осевом направлении, разрушение перпендикулярно касательному напряжению •


Рис. 15.19. Соотношение между обратным безразмерным напряжением (Пп) и обратным числом Био NBi для теплового удара
Рис. 15.21. Сравнение одноосной и сложнонапряженной усталости николоя-800 (•) и нержавеющей стали 304 (А) при 650 °С для разных времен выдержки:
1 —  одноосное нагружение; 2 —  сложнонапряженное нагружение

Для первой стенки термоядерного энергетического реактора с пульсирующим режимом работы характерна возможность одновременно тепловых ударов и термоциклирования. Если частоты и фазы тепловых ударов и термоциклирования совпадают или кратны, то возможно явление, похожее на резонанс, в результате которого возникает весьма серьезная ситуация комбинированного действия теплового удара и термоциклировании, которая может привести к усилению и ускорению термоциклической усталости и растрескиванию материала первой стенки. По теории усталостного растрескивания сдвиговые напряжения приводят к трещинообразованию. Возникающие максимальные главные напряжения определяют распространение трещин в плоскостях, перпендикулярных главным напряжениям [29].



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