Резервуар реактора - Reactor pressure vessel

Корпус реактора, использованный в первом нас коммерческая атомная электростанция, Шиппорт Атомная Электростанция. Фото 1956 года.

А корпус реактора (ДПЛА) в атомная электростанция это сосуд под давлением содержащий теплоноситель ядерного реактора, кожух сердечника, а активная зона реактора.

Классификация ядерных энергетических реакторов

Типичный ДПЛА

Русская советская эпоха РБМК В реакторах каждая тепловыделяющая сборка заключена в отдельную трубу диаметром 8 см, а не в сосуд высокого давления. Хотя у большинства энергетических реакторов есть сосуд высокого давления, они обычно классифицируются по типу теплоносителя, а не по конфигурации сосуда, используемого для хранения теплоносителя. Классификации следующие:

Из основных классов реакторов с корпусом высокого давления реактор с водой под давлением уникален тем, что корпус высокого давления подвергается значительному нейтронному облучению (так называемое флюенс ) во время эксплуатации и в результате со временем может стать хрупким. В частности, корпус большего размера реактора с кипящей водой лучше защищен от нейтронного потока, поэтому, хотя его производство дороже в первую очередь из-за этого дополнительного размера, оно имеет преимущество в том, что он не требует отжиг чтобы продлить его жизнь.

Отжиг корпусов реакторов с водой под давлением для продления срока их службы - сложная и дорогостоящая технология, активно разрабатываемая обоими поставщиками ядерных услуг (АРЕВА ) и операторов реакторов с водой под давлением.

Компоненты корпуса высокого давления реактора с водой под давлением

Корпус корпуса реактора и крышка корпуса отправляются в Дрезденская генерирующая станция

Все сосуды высокого давления реакторов с водой под давлением имеют некоторые общие черты, независимо от конкретной конструкции.

Корпус корпуса реактора

Корпус реактора является самым крупным компонентом и предназначен для размещения тепловыделяющей сборки, теплоносителя и фитингов для поддержки потока теплоносителя и опорных конструкций. Обычно он имеет цилиндрическую форму и открыт в верхней части для загрузки топлива.

Головка корпуса реактора

Головка корпуса реактора для реактор с водой под давлением

Эта конструкция прикреплена к верхней части корпуса реактора. Он содержит отверстия, позволяющие приводному механизму управляющих стержней прикрепляться к управляющим стержням в топливной сборке. Зонд для измерения уровня теплоносителя также входит в емкость через верхнюю часть корпуса реактора.

Топливная сборка

Топливная сборка ядерного топлива, обычно состоящая из урана или уран-плутониевых смесей. Обычно это прямоугольный блок твэлов с сеткой.

Отражатель или поглотитель нейтронов

Защищает внутреннюю часть корпуса от быстрых нейтронов, вылетающих из ТВС, представляет собой цилиндрический экран, обернутый вокруг ТВС. Отражатели отправляют нейтроны обратно в топливную сборку, чтобы лучше использовать топливо. Однако основная цель - защитить сосуд от повреждений, вызванных быстрыми нейтронами, которые могут сделать сосуд хрупким и сократить срок его службы.

Материалы для корпусов реакторов под давлением

Корпус реактора играет важную роль в безопасности реактора PWR, и используемые материалы должны быть в состоянии удерживать активную зону реактора при повышенных температурах и давлениях.[1][2] Материалы, используемые в цилиндрической оболочке сосудов, со временем эволюционировали, но в основном они состоят из низколегированных ферритных сталей, плакированных толщиной 3-10 мм. аустенитная нержавеющая сталь. Облицовка из нержавеющей стали в основном используется в местах, контактирующих с охлаждающей жидкостью, чтобы минимизировать коррозию.[2] До середины 1960 г. в корпусе судна использовалась пластинчатая молибден-магниевая сталь марки B SA-302.[2] Поскольку для изменения конструкции требовались сосуды высокого давления большего размера, для увеличения предела текучести потребовалось добавление никеля в этот сплав примерно на 0,4-0,7 мас.%.[2] Другие распространенные стальные сплавы включают SA-533 класса B класса 1 и SA-508 класса 2. Оба материала содержат основные легирующие элементы никель, марганец, молибден и кремний, но последний также включает 0,25-0,45 мас.% Хрома.[2] Все сплавы, перечисленные в ссылке, также содержат> 0,04 мас.% Серы.[2]Низколегированные ферритные стали NiMoMn привлекательны для этой цели из-за их высокой теплопроводности и низкого теплового расширения, свойств, которые делают их устойчивыми к тепловым ударам.[3] Однако, рассматривая свойства этих сталей, необходимо учитывать реакцию, которую они должны будут иметь на радиационное повреждение. Из-за суровых условий материал оболочки цилиндра корпуса реактора часто является компонентом, ограничивающим срок службы ядерного реактора.[1] Понимание воздействия излучения на микроструктуру в дополнение к физическим и механическим свойствам позволит ученым создавать сплавы, более устойчивые к радиационным повреждениям.

В 2018 г. Росатом объявил, что разработал термический отжиг техника для корпусов реакторов, которая уменьшает радиационные повреждения и продлевает срок службы на 15–30 лет. Это было продемонстрировано на блоке 1 Балаковская АЭС.[4]

Радиационные повреждения металлов и сплавов

Из-за характера производства ядерной энергии материалы, используемые в корпусе реактора, постоянно подвергаются бомбардировке частицами высоких энергий. Эти частицы могут быть нейтронами или фрагментами атома, образованными в результате деления.[5] Когда одна из этих частиц сталкивается с атомом в материале, она передает часть своей кинетической энергии и выбивает атом из его положения в решетке. Когда это происходит, этот первичный «ударный» атом (PKA), который был смещен, и энергичная частица может отскочить и столкнуться с другими атомами в решетке. Это создает цепную реакцию, которая может вызвать смещение многих атомов с их исходных позиций.[5] Это атомное движение приводит к созданию многих типов дефектов.[5]Накопление различных дефектов может вызвать изменения микроструктуры, которые могут привести к ухудшению макроскопических свойств. Как уже упоминалось ранее, цепная реакция, вызванная PKA, часто оставляет на краю след вакансий и скоплений дефектов. Это называется каскад смещения.[6] Богатое вакансиями ядро ​​каскада смещений также может коллапсировать в дислокационные петли. Из-за облучения в материалах обычно образуется более высокая концентрация дефектов, чем в обычных сталях, а высокие рабочие температуры вызывают миграцию дефектов. Это может вызвать такие вещи, как рекомбинация междоузлий и вакансий и кластеризация подобных дефектов, которые могут либо создавать, либо растворять выделения или пустоты. Примерами раковин или термодинамически благоприятных мест для миграции дефектов являются границы зерен, пустоты, некогерентные выделения и дислокации.

Радиационно-индуцированная сегрегация

Взаимодействие между дефектами и легирующими элементами может вызвать перераспределение атомов на стоках, таких как границы зерен. Физический эффект, который может произойти, заключается в том, что определенные элементы будут обогащаться или обедняться в этих областях, что часто приводит к охрупчиванию границ зерен или другим пагубным изменениям свойств. Это связано с тем, что существует поток вакансий в сторону стока и поток атомов в сторону или в сторону стока, которые могут иметь различные коэффициенты диффузии. Неравномерная скорость диффузии вызывает концентрацию атомов, которая не обязательно будет иметь правильные пропорции сплава. Сообщалось, что никель, медь и кремний имеют тенденцию к обогащению в стоках, тогда как хром имеет тенденцию к обеднению.[6][7] Результирующий физический эффект заключается в изменении химического состава на границах зерен или вокруг пустот / некогерентных выделений, которые также служат стоками.

Образование пустот и пузырей

Пустоты образуются из-за скопления вакансий и обычно легче образуются при более высоких температурах. Пузырьки - это просто пустоты, заполненные газом; они произойдут, если присутствуют реакции трансмутации, то есть газ образуется из-за разрушения атома, вызванного бомбардировкой нейтронами.[6] Самая большая проблема с пустотами и пузырями - нестабильность размеров. Примером того, где это было бы очень проблематично, являются участки с жесткими допусками по размерам, такие как резьба на застежке.

Радиационное упрочнение

Создание дефектов, таких как пустоты или пузыри, выделения, петли или линии дислокаций, а также скопления дефектов может упрочнить материал, поскольку они блокируют движение дислокаций. Движение дислокаций приводит к пластической деформации. Хотя это приводит к затвердеванию материала, обратная сторона - потеря пластичности. Потеря пластичности или увеличение хрупкости опасны для корпусов реакторов корпуса, поскольку это может привести к катастрофическому отказу без предупреждения. При разрушении пластичных материалов перед разрушением происходит существенная деформация, которую можно контролировать. Хрупкие материалы будут трескаться и взрываться под давлением без особой предварительной деформации, поэтому инженеры мало что могут сделать, чтобы определить, когда материал вот-вот разрушится. Медь является особенно опасным элементом сталей, который может привести к закалке или охрупчиванию. Осадки, богатые медью, очень маленькие (1-3 нм), поэтому они эффективны при закреплении дислокаций.[6][8] Было признано, что медь является основным вредным элементом в сталях, используемых для корпусов реакторов, особенно если уровень примесей превышает 0,1 мас.%.[8] Таким образом, разработка «чистых» сталей или сталей с очень низким уровнем примесей важна для снижения радиационного упрочнения.

Слизняк

Слизняк происходит, когда материал находится под уровнем напряжения ниже своего предела текучести, что со временем вызывает пластическую деформацию. Это особенно распространено, когда материал подвергается высоким напряжениям при повышенных температурах, потому что диффузия и движение дислокаций происходят быстрее. Облучение может вызвать ползучесть из-за взаимодействия между напряжением и развитием микроструктуры.[6] В этом случае увеличение диффузии из-за высоких температур не является очень сильным фактором, вызывающим ползучесть. Размеры материала могут увеличиваться в направлении приложенного напряжения из-за создания дислокационных петель вокруг дефектов, образовавшихся в результате радиационного повреждения. Кроме того, приложенное напряжение может позволить интерстициальным элементам легче абсорбироваться в дислокации, что способствует подъему дислокации. Когда вывихи могут взбираться, остаются лишние вакансии, что также может привести к отеку.[6]

Коррозионное растрескивание под напряжением под воздействием облучения

Из-за охрупчивания границ зерен или других дефектов, которые могут служить инициаторами трещин, добавление радиационного воздействия на трещины может вызвать межкристаллитное коррозионное растрескивание под напряжением. Основным фактором стресса окружающей среды, который образуется из-за излучения, является водородное охрупчивание вершин трещин. Ионы водорода образуются, когда радиация расщепляет молекулы воды, которые присутствуют, потому что вода является хладагентом в PWR, на OH.− и H+. Есть несколько предполагаемых механизмов, объясняющих водородное охрупчивание, три из которых: механизм декогезии, то теория давления, и метод водородной атаки. В механизме декогезии считается, что накопление ионов водорода снижает прочность связи металл-металл, что облегчает расщепление атомов.[6] Теория давления - это идея, что водород может выделяться в виде газа на внутренних дефектах и ​​создавать пузырьки внутри материала. Напряжение, вызванное расширяющимся пузырем в дополнение к приложенному напряжению, снижает общее напряжение, необходимое для разрушения материала.[6] Метод водородной атаки аналогичен теории давления, но в этом случае предполагается, что водород вступает в реакцию с углеродом в стали с образованием метана, который затем образует пузыри и пузыри на поверхности. В этом случае добавленное напряжение пузырьков усиливается обезуглероживанием стали, что ослабляет металл.[6] Помимо водородного охрупчивания, ползучесть, вызванная излучением, может вызвать скольжение границ зерен друг относительно друга. Это еще больше дестабилизирует границы зерен, облегчая распространение трещины по длине.[6]

Разработка радиационно-стойких материалов для корпусов реакторов высокого давления.

В очень агрессивных средах требуются новые подходы к материалам для борьбы со снижением механических свойств с течением времени. Один из методов, который пытались использовать исследователи, - это введение функций для стабилизации смещенных атомов. Это может быть сделано путем добавления границ зерен, растворенных веществ большого размера или небольших оксидных диспергаторов, чтобы минимизировать перемещение дефектов.[5][6] При этом будет меньше радиационно-индуцированной сегрегации элементов, что, в свою очередь, приведет к более пластичным границам зерен и меньшему межкристаллитному коррозионному растрескиванию под напряжением. Блокирование дислокации и движения дефекта также помогло бы увеличить сопротивление ползучести при помощи излучения. Сообщалось о попытках введения оксидов иттрия для блокировки движения дислокаций, но было обнаружено, что технологическая реализация представляет большую проблему, чем ожидалось.[5] Необходимы дальнейшие исследования для повышения стойкости к радиационным повреждениям конструкционных материалов, используемых на атомных электростанциях.

Производители

Из-за экстремальных требований, необходимых для создания больших уровень развития корпуса реакторов под давлением и ограниченный рынок, по состоянию на январь 2020 г. В мире существует всего несколько производителей, в том числе:[9]

Смотрите также

Рекомендации

  1. ^ а б Цинкль, Стивен Дж. (2009). «Конструкционные материалы для энергии деления и синтеза». Материалы сегодня. 12 (11): 12–19. Дои:10.1016 / S1369-7021 (09) 70294-9.
  2. ^ а б c d е ж «Оценка и управление старением основных компонентов АЭС, важных для безопасности: сосуды высокого давления PWR». Международное агентство по атомной энергии. 1999.
  3. ^ Благоева, Д.Т .; Debarberis, L .; Jong, M .; тен Пиерик, П. (2014). «Устойчивость ферритной стали к более высоким дозам: обзор данных по стали корпуса реактора и сравнение с материалами-кандидатами для будущих ядерных систем». Международный журнал сосудов под давлением и трубопроводов. 122 (122): 1–5. Дои:10.1016 / j.ijpvp.2014.06.001.
  4. ^ «Росатом запускает технологию отжига для блоков ВВЭР-1000». Мировые ядерные новости. 27 ноября 2018 г.. Получено 28 ноября 2018.
  5. ^ а б c d е «Разработка радиационно-стойких конструкционных материалов активной зоны реактора». Международное агентство по атомной энергии. 2009.
  6. ^ а б c d е ж грамм час я j k Был, Гэри С. (2007). Основы радиационного материаловедения: металлы и сплавы. Springer. ISBN  978-3-540-49471-3.
  7. ^ "Информационный бюллетень по вопросам, связанным с корпусом реактора под давлением". NRC: Информационный бюллетень по проблемам сосудов под давлением реакторов. Комиссия по ядерному регулированию США.
  8. ^ а б Хоффельнер, Вольфганг (2013). Материалы для атомных станций: от безопасного проектирования до оценки остаточного ресурса. Springer. ISBN  978-1-4471-2914-1.
  9. ^ https://www.world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/nuclear-power-reactors/heavy-manufacturing-of-power-plants.aspx