Материалы ядерных энергетических установок - Корпуса реакторов под давлением

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:

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

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.

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. 


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.