Основные требования.

–Механические свойства

–Коррозионная и эрозионная стойкость в теплоносителе при заданных параметрах.

–Низкая восприимчивость к радиационному воздействию.

–Совместимость с топливом.

–Удовлетворительные мех свойства с учетом воздействия ионизирующего излучения.

–Высокая теплопроводность.

–Низкое сечение захвата нейтронов.

–Технологичность. Экономичность. Доступность.

Корпус реактора должен обеспечивать надежную герметизацию активной зоны в течении всего периода эксплуатации (30 лет и более). Поэтому к материалу корпуса предъявляются требования высокой коррозионной стойкости в водном теплоносителе, высокой радиационной стойкости и устойчивости к хрупкому разрушению. Материал корпуса должен иметь малую теплоемкость, большую теплопроводность и возможно низкий коэффициент термического расширения. Последнее требование вызвано наличием в стенках корпуса постоянного градиента температуры, приводящего к термическим напряжениям, пропорциональным градиенту температуры и при прочих равных условиях тем больше чем выше теплоемкость и ниже теплопроводность материала.

Требования радиационной стойкости означает отсутствие значительных изменений механических свойств материала под воздействием нейтронного, гамма- и бета- излучений. Что касается требований к технологическим свойствам, то материал корпуса реактора должен обладать хорошей свариваемостью в больших сечениях, поскольку стенки корпуса имеют значительную толщину.

Перечисленным требованиям в наибольшей степени удовлетворяют различные сорта сталей. Основную опасность при использовании их в качестве конструкционных материалов представляет процесс хрупкого разрушения, в результате которого могут образовываться хрупкие изломы, развивающиеся с большой скоростью – (1÷3) 10³ м/с. Хрупкость не является постоянным свойством стали, а возникает лишь при определенном сочетании внешних и внутренних факторов и условий. На практике режим хрупкого разрушения стали может возникнуть при резком увеличении нагрузки и уменьшения температуры. На процесс хрупкого разрушения оказывает влияние и скорость изменения нагрузки, т.е. скорость деформации.

При выборе конструкционных материалов 1 –го контура, в первую очередь для корпуса реактора, необходимо учитывать повышение критической (на хрупкость) температуры Т_кр в результате облучения. Этот температурный сдвиг не зависит от химического состава, термообработки и прочности стали. Ухудшение пластических свойств стали в результате облучения – следствие нарушение атомной решетки. Радиационная стойкость сталей определяется их способностью частично восстанавливать свою структуру после полученных радиационных повреждений. Восстановление идет тем быстрее, чем выше температура стали.

Радиационный ресурс R корпуса реактора определяют по формуле

R ≤ F_доп / φ K,

где φ – плотность нейтронного потока в наиболее опасном месте корпуса реактора;

F_доп – допустимый флюенс нейтронов;

K – коэффициент запаса.

Как уже указывалось, важным требованием, предъявляемым к конструкционным материалам 1-го контура, является их коррозионная стойкость. Коррозия конструкционных материалов в воде обычно носит электрохимический характер.

Разновидностью электрохимической коррозии является щелевая коррозия, протекающая в застойных зонах теплоносителя (например, в местах механических соединений).

Наличие в растворе химически активных анионов, например Cl^–, увеличивает скорость коррозии, поскольку препятствует пассивации корродируемой поверхности. Повышение температуры увеличивает диффузионную подвижность ионов в растворе, а следовательно, и скорость коррозии.

Воздействие нейтронного излучения приводит к ухудшению защитных свойств окисных пленок и как следствие – к увеличению скорости коррозии. Кроме того, излучение реактора меняет состав теплоносителя, что также повышает скорость коррозии.

Коррозионно – стойкие конструкционные материалы получают обычно легированием, которое способствует улучшению механических свойств металла и повышает его коррозионную стойкость. При использовании в качестве конструкционных материалов нержавеющих сталей необходимо считаться с возможностью возникновения межкристаллитной коррозии при неравномерном распределении легирующих добавок по границам зерен основного металла. Например, в нержавеющей стали 1Х18Н10Т при работе в интервале 500 – 800ºС могут образовываться хромистые карбиды с соответствующим содержанием Cr и увеличением избирательной коррозии на границах зерен.

Предотвращение межкристаллитной коррозии достигается снижением содержания углерода, уменьшающим образование карбидов хрома, термической обработкой, исключающей неоднородное содержание хрома в зерне, дополнительным легированием стали более сильными, чем хром, карбидообразователями, например ниобием и титаном.

Склонность материалов к межкристаллитной коррозии увеличивается по мере укрупнения зерна, так как при этом пограничные участки обедняются легирующим элементом.

В ядерных реакторах получили распространение следующие материалы:

Алюминий - применяют в низко температурных реакторах с органическим и водным теплоносителем до 300ºС. Высоко Теплопроводность и низкое сечение захвата. Технологичен.

Магний - низкое сечение захвата, высокая теплопроводность. Низкое сечение захвата. Дешевый и доступный. Обладает повышенной коррозионностью.

Используют магнокс - это магний легированный цирконием 0,5% и алюминием 0,8%. Используют в реакторах охлаждаемых CO₂.

Бериллий - самое низкое сечение захвата. Высокая теплопроводность. Обладает низкой пластичностью. Очень токсичен.

Цирконий и его сплавы. Низкое сечение поглощения нейтронов. Высокая температура плавления. Хорошая коррозионная и эрозионная стойкость в воде и паре. Чистый цирконий пластичен, поэтому легируют ниобием. В нем растворяется водород и из-за этого увеличивается хрупкость. При высоких температурах с паром горит.

Нержавеющие аустенитные стали. Коррозионно-стойкие в воде и паре до температуры 360ºС воде и паре, 650ºС в жидкометаллических реакторах. Обладает высокой пластичностью, низкой теплопроводностью. Сравнительно высокое сечение захвата тепловых нейтронов. Технологичен. Применяют на быстрых реакторах т.к. низкое сечение поглощение в быстрой области.

Графит. Используют в высокотемпературных реакторах как замедлитель или материал для изготовления оболочек. Графит горит. Необходимо обеспечивать строгое соблюдение газового режима. Хорошо совместим с топливом. С увеличением температуры растет прочность. Высока теплопроводность. Низкое сечение захвата. Технологичность.

18. Действие реакторных излучений на топливо и конструкционные материалы.

В материалах происходит радиационное распухание – повреждение кристаллической решетки. На первом этапе когда энергия нейтрона высока, при движении через кристаллическую решетку нейтрон редко сталкивается с атомами. По мере замедления он выбивает атом со своего места и появляется дефект. В узле образуется вакансия а атом находиться в межузелье, образуется парный дефект вакансия – межузельный атом. Если межузельный атом обладает большой энергией, то может столкнуться с другим атомом который или выбивается, а или смещается. Получается цепочка парных дефектов.

Нейтрон может отдать всю энергию атому, при этом происходит большое выделение тепла. Следовательно, происходит нагрев. Кристаллическая решетка плавится. После остывания кристаллическая структура расплавленного вещества практически полностью восстанавливается. Дефекты приводят к изменению прочностных характеристик. Увеличивается предел прочности. Теплопроводность уменьшается.

Топливо при работе в ядерном реакторе подвержено распуханию из-за увеличения количества вещества при делении. При этом структура топлива может полностью разрушиться (зависит от типа топлива и глубины выгорания)

Корпус реактора должен обеспечивать надежную герметизацию активной зоны в течении всего периода эксплуатации (30 лет и более). Поэтому к материалу корпуса предъявляются требования высокой коррозионной стойкости в водном теплоносителе, высокой радиационной стойкости и устойчивости к хрупкому разрушению.

Требования радиационной стойкости означает отсутствие значительных изменений механических свойств материала под воздействием нейтронного, гамма- и бета- излучений. Что касается требований к технологическим свойствам, то материал корпуса реактора должен обладать хорошей свариваемостью в больших сечениях, поскольку стенки корпуса имеют значительную толщину.

При выборе конструкционных материалов 1-го контура, в первую очередь для корпуса реактора, необходимо учитывать повышение критической (на хрупкость) температуры Т_кр в результате облучения. Этот температурный сдвиг не зависит от химического состава, термообработки и прочности стали. Ухудшение пластических свойств стали в результате облучения – следствие нарушение атомной решетки. Радиационная стойкость сталей определяется их способностью частично восстанавливать свою структуру после полученных радиационных повреждений. Восстановление идет тем быстрее, чем выше температура стали.

Радиационный ресурс R корпуса реактора определяют по формуле

R ≤ F_доп /φK,

где φ – плотность нейтронного потока в наиболее опасном месте корпуса реактора;

F_доп – допустимый флюенс нейтронов;

K – коэффициент запаса.

Воздействие нейтронного излучения приводит к ухудшению защитных свойств окисных пленок и как следствие – к увеличению скорости коррозии. Кроме того, излучение реактора меняет состав теплоносителя, что также повышает скорость коррозии.

19. Физические особенности реактора ВВЭР.

Активная зона ВВЭР состоит из тепловыделяющих сборок (ТВС) и каналов со стержнями системы управления и защиты. В ТВС размещен пучок твэлов, представляющих собой герметичные полые цилиндры из циркониевого сплава диаметром около 1 см, заполненные таблетками из UO₂, обогащенного до 4,4 % по ²³⁵U. Общий вес топлива около 80 тонн.

Решётка тесная – отношение среднего пути нейтронов в замедлителе (l) к длине свободного пробега (λ_s) в этой же среде меньше 1.

Использование тесной решетки является неизбежным следствием использования в качестве замедлителя воды и ее нейтронно-физических свойств, сечения поглощения нейтронов.

Замедляющая способность воды в 20 раз больше чем у других например (B, C).

Тесное расположение ТВЭЛов приводит к тому что максимальный спектр нейтронов смещается в область более высоких энергий (более жесткий спектр). Относительно большая доля деления надтепловыми нейтронами. Жесткость спектра приводит к большой доле деления на U²³⁸ .

Относительна велика вероятность нейтронов резонансных энергий вылетающих из блока испытать первое столкновение в одном из соседних блоков, т.к. минимальное расстояние между ТВЭЛами в 2 раза меньше длины свободного пробега нейтронов резонансных энергий в воде, приводит к тому что спектр падающих на них нейтронов будет обеднен нейтронами резонансных энергий (затенение блока для нейтронов резонансных энергий).

Особенно большую роль в процессе деления и захвата, под тепловыми нейтронами играет при больших выгораний топлива, когда накапливается большое количество Pu 239 имеющего резонансы в этой области энергий.

Сечение поглощение в ячейки всегда больше сечения (а) чистой воды, поэтому для ВВЭР характерны малые значения длин замедления для тепловых нейтронов. В следствии этого при нарушение однородности решетки (появление водных зазоров между кассетами) наблюдается всплеск потока нейтронов, что приводит к деформации поля энерговыделения. Это важно при компоновки АЗ, и при перегрузках.

Большой диапазон изменения температурного, плотностного и мощностного эффектов реактивности при разогреве реактора, его выхода на мощность и останове.

Эффекты реактивности рассчитываются для трех состояний – холодное, горячeе и рабочее.

Для безопасной работы водо-урановое отношение должно быть меньше 1,7 при концентрации борной кислоты 8 г/кг.

20. Физические особенности реактора РБМК; изменения, внесенные после Чернобыльской аварии.

Тяжелый замедлитель графит и вода: среднелогарифмические потеря на столкновение мало и оно хуже, чем на воде. 90 столкновений на графите, 15 - на воде. Поэтому большое количество замедлителя, но неприемлемого большого поглощения нейтронов не возникает, так как сечение захвата у графита мало. Расстояние между технологическими каналами 25-30 см. Длина свободного пробега нейтрона без столкновения очень мала, поэтому к каналу он уже подлетает тепловым. Все поглощения нейтронов происходят после замедления, когда спектр нейтронов максвелловский. Внутри канала ТВЭЛЫ расположены близко, образуя тесную решетку. Но технологические каналы в ректоре образуют разряженную решетку. В результате получаем квадратные полиячейки из которых набрана квазицилиндрическая активная зона. Пространственное распределение теплоносителя и замедлителя позволяет выбрать их рабочие параметры не зависимо друг от друга, что удобно с конструкционной и технологической точки зрения. Так как у графита слабая замедляющая способность, поэтому графитовая решетка характеризуется большим возрастом нейтронов - 90 столкновений до того, как он станет тепловым. Площадь миграции - определяется не только замедлителем но и диффузией в отличие от водных решеток.

Изменения, внесённые после аварии на ЧАЭС.

1. Увеличение обогащения до 2,4% вместо 1,8%. Растет доля захвата нейтронов в топливе. Увеличивается жесткость спектра. Повышается накопление плутония. Что приводит к увеличению поглощения на резонансах. В итоге уменьшается относительных захват тепловых нейтронов воде.

2. Установка в АЗ дополнительного поглотителя. При снижении плотности воды увеличивается длина миграции нейтронов т.к. эффективность поглощающего стержня пропорциональна площади миграции, то при увеличении площади миграции увеличивается эффективность поглотителя.

3. Переход на уран-эрбиевое топливо. В стержнях с бором есть недостаток - пик К_эф. В середине компании, распухает, выделяет энергию, так как реакция n+α. В эрбии реакция n+γ тепло рассеивается. Эрбий хороший поглотитель. Хорош при запаривании зоны. Удаление воды приводит к ужесточению спектра и соответственно поглощению на эрбии.

Date: 2016-07-18; view: 372; Нарушение авторских прав