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

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

Ма Б.М.
Материалы ядерных энергетических установок: Пер. с англ. — Москва: Энергоатомиздат, 1987. 

АЭС

Рассмотрены характеристики и свойства различных материалов, используемых в качестве топлива и топливных элементов в ядерных реакторах, для изготовления корпусов реакторов и сосудов под давлением, в системах безопасности, стержнях регулирования, биологической защите.
Для инженерно-технических и научных работников, занимающихся разработкой и эксплуатацией ядерно-энергетических установок. Может быть полезна студентам вузов энергофизических и материаловедческих специальностей.

Широкое и интенсивное развитие ядерной энергетики во многих странах мира выдвинуло на передний план вопросы обеспечения безопасности и надежности ядерно-энергетических установок, их экономичности и экологической чистоты. Одно из основных условий решения этих задач — применение материалов (топливных, конструкционных, поглощающих и др.), удовлетворяющих необходимым требованиям.
Co временем возникновения ядерной энергетики как нового энергетического направления, т.е. начала промышленного строительства АЭС (середина 60-х годов), во многих странах мира, в том числе в Советском Союзе, продолжаются во все более широком масштабе многочисленные исследования поведения материалов, используемых в ядерной энергетике. Цепь всех этих исследований — совершенствование используемых и создание новых материалов для ядерно-энергетических установок и предприятий ядерного топливного цикла. В последнее время большое внимание уделяется исследованиям смешанных топливных материалов (U—Pu, U—Тh) и совершенствованию конструкционных материалов для повышения надежности ядерных установок и оборудования.
Результаты большинства выполненных в различных странах мира исследований за последнее десятилетие опубликованы в виде статей в научных журналах, докладов на специализированных конференциях, отчетов исследовательских центров и т.п. Обобщение и серьезный научный анализ накопленной экспериментальной информации, результатов эксплуатации ядерных установок и т.п. является полезным и нужным эвеном научной деятельности.
Книга профессора Бенжамина М. Ма охватывает практически все основные разделы научно-технической области реакторного материаловедения: ядерное горючее и топливные элементы; корпуса и трубопроводы под давлением для энергетических реакторов; материалы теплоносителей, замедлителей и отражателей; материалы защиты и систем безопасности; основные (узловые) устройства и установки ядерного топливного цикла (разделение, обогащение, переработка).
Приведена общая научно-техническая информация по существующим реакторным концепциям. Основное внимание уделено водо-водяным реакторам и быстрым реакторам с жидко металлическим охлаждением. Представлена общая информация по термоядерным установкам, нуклидным генераторам различного назначения и материалам для них.
Широта охвата заметно сказалась на качестве и глубине анализа. Некоторые разделы книги носят общий описательный характер, хотя и снабжены полезной технической информацией (в виде таблиц и рисунков). К таким разделам можно отнести некоторые параграфы гл. 1, 3, 11 и 15.

Имеется ряд отечественных монографий и переводных книг, посвященной этой тематике, например А.С. Займовский, В.В. Калашников, И.С. Головин "Тепловыделяющие элементы атомных реакторов” (2-е изд. М.: Атомиздат, 1967); С.Т. Конобеевский ’’Действие облучения на материалы” (М.: Атомиздат, 1967) посвящены отдельным важным проблемам реакторного материаловедения. Однако эти книги основаны на результатах исследований, выполненных в основном в 60-х годах. Это же замечание можно отнести и к трехтомному сборнику ’’Металловедение реакторых материалов”. Пер. с англ. Под ред. ДЛ1. Скорова (М.: Атомиздат, 1961, 1962).
Монография ДЛ1. Скорова, Ю.Ф. Бычкова, АН. Дашковского "Реакторное материаловедение", вышедшая вторым изданием в 1979 г. в Атомиздате, посвящена в основном описанию ядерного горячего и конструкционных материалов, процессам, происходящим в них под влиянием облучения и при воздействии других факторов, связанных с условиями эксплуатации. В монографии ДЛ1. Скорова и др. наиболее полно рассмотрены проблемы тепловыделяющих элементов энергетических реакторов.
Книга Ма охватывает все основные вопросы радиационного и реакторного материаловедения и рассчитана на научных работников, инженеров и техников, работающих в области атомной энергетики и смежных с ней областях науки и техники, а также на студентов и аспирантов соответствующих специальностей.
При редактировании перевода книги были обнаружены очевидные опечатки и описки в оригинале. Они были исправлены без специальных оговорок. Более существенные исправления, а также уточнение некоторых утверждений сделаны или оговорены в примечаниях редактора.

Ю.Ф. Чернилин

ПРЕДИСЛОВИЕ АВТОРА

Настоящая книга является результатом прочитанных лекций по ядерной энергетике и опубликованных работ в этой области за последнее время. Лекционный материал готовился для следующих курсов: материалы ядерных реакторов, ядерные топливные циклы, теория термоядерного синтеза и использование радиоактивных изотопов в технике. Опубликованные работы в основном были посвящены материалам ядерных реакторов (деления и синтеза, а также радионуклидных источников), безопасности, экономике ядерных реакторов, конструкции тепловыделяющих элементов и корпусам гетерогенных реакторов деления, термоядерной плазме и первым стенкам в термоядерном реакторе, эффектам облучения материалов ядерных реакторов деления, синтеза и радионуклидных электрогенераторов, радиационному распуханию, охрупчиванию и температуре облучения, эффектам коррозии твэлов, корпусов под давлением, первых стенок и радионуклидных источников.
Данная книга, во-первых, может быть использована как учебник для студентов и аспирантов в США и за границей и, во-вторых, как справочник для исследователей, работающих в области ядерной энергетики. С точки зрения практического применения материалов ядерных реакторов вопросы технического характера в конструировании реактора и выборе материалов имеют принципиальное значение.
Материалы, используемые в ядерных реакторах, особенно топливо, могут: 1) изменять свои ядерные, физические, химические, тепловые и механические свойства в условиях интенсивного облучения в течение эксплуатации в реакторе и 2) воспроизводить новое топливо в большем количестве, чем было израсходовано в быстром реакторе-размножителе. Изменения в указанных свойствах оказывают влияние на конструкцию, эксплуатацию и безопасность ядерного реактора. Воспроизводство (бридинг) ядерного топлива может увеличить топливные ресурсы ядерной энергетики.
Учитывая возрастающие потребности в энергии, в частности ядерной энергии, поиск и разработка новых или улучшенных реакторных материалов, так же как и экологически чистых, безопасных и экономичных способов выработки электроэнергии, приобретут большую важность. В то же время использование неисчерпаемого источника дешевой энергии позволит сделать экономичными некоторые процессы получения синтетических топлив, например ожижение и газификацию угля.
На основании опыта преподавания курсов материалов ядерных реакторов в гл. 1—12 книг» освещены все основные компоненты и материалы ядерных реакторов или источников. В гл. 13—15 рассмотрены некоторые специальные вопросы, касающиеся использования относительно
усовершенствованных материалов. Все математические выкладки, использованные в книге, приведены в простейшей математической форме.
Я хочу выразить свою признательность моим многочисленным друзьям и студентам, оказавшим мне неоценимую помощь во время написания и подготовки рукописи к печати. Я также хочу с благодарностью отметить любезность Аргоннской национальной лаборатории, Ок-Риджской национальной лаборатории, Эймской национальной лаборатории (работающей по программе университета штата Айовы), Хэнфордской лаборатории технического развития, Принстонской лаборатории физики плазмы, Ливер морс кой лаборатории им. Лоуренса, электрической корпорации Westinghouse, компании General Electric, компании General Atomic, ядерной компании Ехоп и другим, которые предоставили возможность использовать свои фотографии, иллюстрации и пр.
Наконец, я хочу выразить горячую признательность своей семье, которая помогала мне в работе всегда, когда это было нужно.
Автор



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