Корпусний ядерний реактор: відмінності між версіями

Матеріал з Вікіпедії — вільної енциклопедії.
Перейти до навігації Перейти до пошуку
Наступне редагування →
Вилучено вміст Додано вміст
ВізуальнийВікірозмітка
Створена сторінка: {{У роботі|}} thumb|right|Корпус реактора, використаний на першій в [[США комерційній атомній електростанції Атомна електростанція Шипінгпорт. Фото 1956 року.]] '''Корпусний ядерний реактор''' на атомній електростанції — це посудина пі...
(Немає відмінностей)

Версія за 09:29, 8 травня 2022

Ця стаття в процесі редагування певний час.

Будь ласка, не редагуйте її, бо Ваші зміни можуть бути втрачені.

Якщо ця сторінка не редагувалася кілька днів, будь ласка, приберіть цей шаблон. Це повідомлення призначене для уникнення конфліктів редагування.

Останнє редагування зробив користувач Alessot (внесок, журнали) о 09:29 UTC (1077959 хвилин тому).
Корпус реактора, використаний на першій в США комерційній атомній електростанції Атомна електростанція Шипінгпорт. Фото 1956 року.

Корпусний ядерний реактор на атомній електростанції — це посудина під тиском, що містить охолоджуючу рідину ядерного реактора, колону активної зони і активну зону реактора.

Класифікація ядерних енергетичних реакторів

Типовий корпусний ядерний реактор

Російські радянські реактори РБМК мають кожну паливну збірку, укладену в окрему трубу діаметром 8 см, а не в посудину під тиском. Хоча більшість енергетичних реакторів мають резервуар під тиском, вони, як правило, класифікуються за типом теплоносія, а не за конфігурацією резервуара, який використовується для розміщення теплоносія. Класифікації такі:

З основних класів реакторів із посудиною під тиском реактор із водою під тиском унікальний тим, що під час роботи посудина під тиском зазнає значного нейтронного опромінення (так званого fluence) і в результаті може стати крихким з часом. Зокрема, більша ємність під тиском реактора з киплячою водою краще захищена від потоку нейтронів, тому, хоча й дорожча у виготовленні, насамперед через цей додатковий розмір, вона має перевагу, оскільки не потребує відпал для продовження терміну служби.

Відпал корпусів реакторів із водою під тиском для продовження терміну їх служби є складною та високоцінною технологією, яку активно розвивають як постачальники ядерних послуг (AREVA), і оператори реакторів з водою під тиском.

Компоненти корпусу водяного реактора під тиском

Корпус реактора та головка корпусу відправляються на Дрезденська генеруюча станція

Усі резервуари водяних реакторів під тиском мають деякі особливості незалежно від конкретної конструкції.

Корпус корпусу реактора

Корпус корпусу реактора є найбільшим компонентом і призначений для розміщення паливної збірки, теплоносія та фітингів для підтримки потоку теплоносія та опорних конструкцій. Зазвичай він циліндричної форми і відкритий у верхній частині для завантаження палива.

Головка корпусу реактора

Головка корпусу реактора для водяного реактора під тиском

Ця конструкція прикріплена до верхньої частини корпусу реактора. Він містить прорізи, які дозволяють механізму приводу керуючого стрижня прикріпитися до стрижнів управління в паливній збірці. Зонд для вимірювання рівня теплоносія також потрапляє в ємність через головку корпусу реактора.

Паливна збірка

Паливна збірка ядерного палива зазвичай складається з урану або уран-плутонієвих сумішей. Зазвичай це прямокутний блок з решітчастих паливних стрижнів.

Відбивач чи поглинач нейтронів

Захищає внутрішню частину судна від швидких нейтронів, що вириваються з паливної збірки, є циліндричним щитом, обгорнутим навколо паливної збірки. Відбивачі відправляють нейтрони назад у паливну збірку для кращого використання палива. Основна мета полягає в тому, щоб захистити судно від пошкоджень, викликаних швидкими нейтронами, які можуть зробити посудину крихким і зменшити термін його служби.

Матеріали

RPV відіграє вирішальну роль у безпеці реактора PWR, і використовувані матеріали повинні мати можливість утримувати активну зону реактора при підвищених температурах і тисках.[1][2] Матеріали, що використовуються в циліндричних оболонках посудин, з часом розвивалися, але в цілому вони складаються з низьколегованих феритних сталей, плакованих 3-10 мм аустенітної нержавіючої сталі. Облицювання з нержавіючої сталі в основному використовується в місцях, які контактують з охолоджувальною рідиною, щоб мінімізувати корозію.[2] До середини 1960 року в корпусі використовували SA-302, клас B, молібден-магнієву пластинчасту сталь.[2] Оскільки зміна конструкції вимагала більших резервуарів під тиском, для підвищення межі плинності було потрібно додавання нікелю до цього сплаву приблизно на 0,4-0,7% мас.[2] Інші поширені сталеві сплави включають SA-533 Grade B Class 1 і SA-508 Class 2. Обидва матеріали містять основні легуючі елементи нікелю, марганцю, молібдену та кремнію, але останній також містить 0,25-0,45% мас. хрому.[2] Усі сплави, наведені в довідці, також мають >0,04 мас.% сірки.[2] Низьколеговані феритні сталі NiMoMn є привабливими для цієї мети завдяки їх високій теплопровідності та низьким тепловим розширенням, властивостями, які роблять їх стійкими до теплового удару.[3] Однак, розглядаючи властивості цих сталей, необхідно враховувати реакцію, яку вона матиме на радіаційне ураження. Через суворі умови матеріал корпусу циліндра RPV часто є компонентом, що обмежує термін служби ядерного реактора.[1] Розуміння впливу випромінювання на мікроструктуру, крім фізико-механічних властивостей, дозволить вченим створювати сплави, більш стійкі до радіаційного пошкодження.

У 2018 році Росатом оголосив, що розробив технологію термічного відпалу для RPV, яка покращує радіаційні пошкодження та подовжує термін служби на 15-30 років. Це було продемонстровано на блоці 1 Балаківська атомна електростанція.[4]

Радіаційні ураження металів і сплавів

Через природу виробництва ядерної енергії матеріали, які використовуються в RPV, постійно піддаються бомбардуванню частинками високої енергії. Ці частинки можуть бути як нейтронами, так і осколками атома, утвореними подією поділу.[5] Коли одна з цих частинок зіткнеться з атомом у матеріалі, вона передасть частину своєї кінетичної енергії і виб'є атом з його положення в ґратці. Коли це станеться, цей первинний атом (PKA), який був зміщений, і енергійна частинка може відскочити та зіткнутися з іншими атомами в ґратці. Це створює ланцюгову реакцію, яка може призвести до зміщення багатьох атомів зі своїх початкових положень.[5] Цей рух атомів призводить до створення багатьох типів дефектів.[5] Накопичення різноманітних дефектів може викликати мікроструктурні зміни, які можуть призвести до погіршення макроскопічних властивостей. Як згадувалося раніше, ланцюгова реакція, викликана PKA, часто залишає слід вакансій і скупчень дефектів на краю. Це називається каскад зміщення.[6] Багате вакансіями ядро ​​каскаду зміщення також може згортатися в дислокаційні петлі. Внаслідок опромінення матеріали мають тенденцію утворювати більш високу концентрацію дефектів, ніж у типових сталях, а високі температури експлуатації викликають міграцію дефектів. Це може спричинити такі речі, як рекомбінація проміжних елементів і вакансій і групування подібних дефектів, які можуть створювати або розчиняти осади або порожнечі. Прикладами поглиначів або термодинамічно сприятливих місць для міграції дефектів є межі зерен, порожнечі, некогерентні осади та дислокації.

Радіаційна сегрегація

Взаємодія між дефектами та легуючими елементами може викликати перерозподіл атомів на стоках, таких як межі зерен. Фізичний ефект, який може виникнути, полягає в тому, що певні елементи будуть збагачуватися або виснажуватися в цих областях, що часто призводить до крихкості меж зерен або інших шкідливих змін властивостей. Це пов’язано з тим, що існує потік вакансій у бік поглинача і потік атомів убік або до стоку, які можуть мати різні коефіцієнти дифузії. Нерівномірні швидкості дифузії викликають концентрацію атомів, яка не обов’язково буде в правильних пропорціях сплаву. Повідомлялося, що нікель, мідь і кремній, як правило, збагачуються в раковинах, тоді як хром, як правило, виснажуються.[6][7] Результуючий фізичний ефект змінює хімічний склад на кордонах зерен або навколо пустот/некогерентних осадів, які також служать поглиначами.

Утворення пустот і бульбашок

Порожнечі утворюються через групування вакансій і, як правило, утворюються легше при вищих температурах. Бульбашки – це просто порожнечі, заповнені газом; вони відбуватимуться, якщо присутні реакції трансмутації, тобто газ утворюється внаслідок розпаду атома, викликаного нейтронним бомбардуванням.[6] Найбільша проблема з пустотами та бульбашками - це нестабільність розмірів. Прикладом того, де це було б дуже проблематично, є ділянки з жорсткими допусками розмірів, наприклад різьблення на застібці.

Променеве зміцнення

Створення дефектів, таких як порожнечі або бульбашки, осаду, дислокаційні петлі або лінії, а також кластери дефектів можуть зміцнити матеріал, оскільки вони блокують рух дислокації. Рух дислокацій – це те, що призводить до пластичної деформації. Хоча це затверджує матеріал, недоліком є ​​втрата пластичності. Втрата пластичності або збільшення крихкості небезпечні для RPV, оскільки це може призвести до катастрофічного виходу з ладу без попередження. Коли пластичні матеріали руйнуються, перед руйнуванням виникає значна деформація, яку можна контролювати. Крихкі матеріали будуть тріскатися та вибухати під тиском без особливої ​​попередньої деформації, тому інженери мало що можуть зробити, щоб визначити, коли матеріал ось-ось випаде з ладу. Особливо шкідливим елементом в сталях, який може призвести до затвердіння або крихкості, є мідь. Багаті Cu осади дуже малі (1-3 нм), тому вони ефективні при закріпленні дислокацій.[6][8] Було визнано, що мідь є домінуючим шкідливим елементом у сталях, які використовуються для RPV, особливо якщо рівень домішок перевищує 0,1% мас.[8] Таким чином, розробка «чистих» сталей або сталей з дуже низьким рівнем домішок має важливе значення для зменшення радіаційного зміцнення.

Повзання

Повзучість виникає, коли матеріал утримується під рівнями напруги нижче межі текучості, що викликає пластичну деформацію з часом. Це особливо поширене, коли матеріал піддається високим напруженням при підвищених температурах, оскільки дифузія та рух дислокації відбуваються швидше. Опромінення може викликати повзучість через взаємодію між напругою та розвитком мікроструктури.[6] У цьому випадку збільшення коефіцієнтів дифузії внаслідок високих температур не є дуже сильним фактором, що викликає повзучість. Імовірно, що розміри матеріалу збільшаться в напрямку прикладеної напруги за рахунок створення дислокаційних петель навколо дефектів, що утворилися внаслідок радіаційного пошкодження. Крім того, прикладена напруга може дозволити проміжним тканинам легше поглинатися в дислокації, що сприяє підйому дислокації. Коли вивихи можуть залізти, залишаються зайві вільні місця, що також може призвести до набряку.[6]

Корозійне розтріскування під впливом опромінення

Внаслідок крихкості меж зерен або інших дефектів, які можуть слугувати ініціаторами тріщин, додавання радіаційного впливу на тріщини може спричинити міжкристалічне корозійне розтріскування під напругою. Основним фактором екологічного стресу, який утворюється внаслідок радіації, є водневе окрихкість на вершинах тріщин. Іони водню утворюються, коли випромінювання розщеплює молекули води, що присутнє, оскільки вода є охолоджувачем у PWR, на OH− і H+. Існує кілька підозрюваних механізмів, які пояснюють водневе окрихкість, три з яких — це «механізм декогезії», «теорія тиску» і «метод водневої атаки». В механізмі декогезії вважається, що накопичення іонів водню знижує міцність зв’язку метал-метал, що полегшує розщеплення атомів.[6] Теорія тиску — це ідея, що водень може випадати в осад у вигляді газу на внутрішніх дефектах і створювати бульбашки всередині матеріалу. Напруга, викликана розширюваним бульбашкою на додаток до прикладеної напруги, є тим, що знижує загальну напругу, необхідну для руйнування матеріалу.[6] Метод водневої атаки подібний до теорії тиску, але в цьому випадку є підозра, що водень реагує з вуглецем у сталі з утворенням метану, який потім утворює пухирі та бульбашки на поверхні. У цьому випадку додаткова напруга від бульбашок посилюється зневуглецюванням сталі, що послаблює метал.[6] На додаток до водневого крихкості, повзучість, викликана радіацією, може призвести до ковзання меж зерен один проти одного. Це ще більше дестабілізує межі зерен, полегшуючи поширення тріщини по її довжині.[6]

Проектування радіаційно-стійких матеріалів для корпусів реакторів під тиском

Дуже агресивні середовища вимагають нових підходів до матеріалів, щоб боротися зі зниженням механічних властивостей з часом. Один із методів, який намагалися використати дослідники, — це введення функцій для стабілізації зміщених атомів. Це можна зробити, додаючи межі зерен, великі розчинені речовини або невеликі оксидні диспергатори, щоб мінімізувати переміщення дефектів.[5][6] Завдяки цьому буде менше радіаційної сегрегації елементів, що, у свою чергу, призведе до більш пластичних меж зерен і меншого міжкристалічного корозійного розтріскування під напругою. Блокування дислокації та переміщення дефекту також допоможе підвищити опір повзучості за допомогою радіації. Повідомлялося про спроби запровадити оксиди ітрію для блокування руху дислокацій, але було виявлено, що технологічна реалізація представляла більшу проблему, ніж очікувалося.[5] Необхідні подальші дослідження для продовження підвищення стійкості до радіаційного ураження конструкційних матеріалів, що використовуються на атомних електростанціях.

  1. ↑ а б Zinkle, Steven J. (2009). Structural materials for fission & fusion energy. Materials Today. 12 (11): 12—19. doi:10.1016/S1369-7021(09)70294-9.
  2. ↑ а б в г д е Assessment and management of ageing of major nuclear power plant components important to safety: PWR pressure vessels. International Atomic Energy Agency. 1999.
  3. ↑ Blagoeva, D.T.; Debarberis, L.; Jong, M.; ten Pierick, P. (2014). Stability of ferritic steel to higher doses: Survey of reactor pressure vessel steel data and comparison with candidate materials for future nuclear systems. International Journal of Pressure Vessels and Piping. 122 (122): 1—5. doi:10.1016/j.ijpvp.2014.06.001.
  4. ↑ Rosatom launches annealing technology for VVER-1000 units. World Nuclear News. 27 November 2018. Процитовано 28 November 2018.
  5. ↑ а б в г д Development of Radiation Resistant Reactor Core Structural Materials. International Atomic Energy Agency. 2009.
  6. ↑ а б в г д е ж и к л м Was, Gary S. (2007). Fundamentals of Radiation Materials Science: Metals and Alloys. Springer. ISBN 978-3-540-49471-3.
  7. ↑ Fact Sheet on Reactor Pressure Vessel Issues. NRC: Fact Sheet on Reactor Pressure Vessel Issues. United States Nuclear Regulatory Commission.
  8. ↑ а б Hoffelner, Wolfgang (2013). Materials for Nuclear Plants: From Safe Design to Residual Life Assessment. Springer. ISBN 978-1-4471-2914-1.
Отримано з https://uk.wikipedia.org/w/index.php?title=Корпусний_ядерний_реактор&oldid=35645252