Конструкционные материалы ядерных реакторов
Вступление
На данный момент Украина является одной из
далеко не последних стран по выработке электроэнергии. На территории нашей
страны расположено множество различных электростанций, которые работают на
разных видах топлива. Но одной из самых перспективных является станция
работающая на ядерном топливе, так называемая Атомная Электрическая Станция
(АЭС). Что же касается ядерного топлива то: Я́дерное
то́пливо
- это вещество, которое используется в ядерных реакторах для осуществления
цепной ядерной реакции деления.
Ядерное топливо принципиально отличается от
других видов топлива, используемых человечеством, оно чрезвычайно
высокоэффективно, но и весьма опасно для человека и может стать причиной очень
серьёзных аварий, что накладывает множество ограничений на его использование из
соображений безопасности. По этой и многим другим причинам ядерное топливо
гораздо сложнее в применении, чем любой вид органического топлива, и требует
множества специальных технических и организационных мер при его использовании,
а также высокую квалификацию имеющего с ним дело персонала.
Цепная ядерная реакция представляет собой
деление ядра на две части, называемые осколками деления, с одновременным
выделением нескольких (2-3) нейтронов, которые, в свою очередь, могут вызвать
деление следующих ядер. Такое деление происходит при попадании нейтрона в ядро
атома исходного вещества. Образующиеся при делении ядра осколки деления
обладают большой кинетической энергией. Торможение осколков деления в веществе
сопровождается выделением большого количества тепла. Осколки деления - это
ядра, образовавшиеся непосредственно в результате деления. Осколки деления и
продукты их радиоактивного распада обычно называют продуктами деления. Ядра,
делящиеся нейтронами любых энергий, называют ядерным горючим (как правило, это
вещества с нечетным атомным числом).
Существуют ядра, которые делятся только
нейтронами с энергией выше некоторого порогового значения (как правило, это
элементы с четным атомным числом). Такие ядра называют сырьевым материалом, так
как при захвате нейтрона пороговым ядром образуются ядра ядерного горючего.
Комбинация ядерного горючего и сырьевого материала называется ядерным топливом.
По классификации ядерное топливо делится на:
• Природное урановое, содержащее делящиеся ядра
235U, а также сырьё 238U, способное при захвате нейтрона образовывать плутоний
239Pu;
• Вторичное топливо, которое не встречается в
природе, в том числе 239Pu, получаемый из топлива первого вида, а также изотопы
233U, образующиеся при захвате нейтронов ядрами тория 232Th.
По химическому составу, ядерное топливо может
быть:
• Металлическим, включая сплавы;
• Оксидным (например, UO2);
• Карбидным (например, PuC1-x)
• Нитридным
• Смешанным (PuO2 + UO2)
Ядерное топливо используется в ядерных реакторах
в виде таблеток размером в несколько сантиметров, где оно обычно располагается
в герметично закрытых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), которые в свою
очередь для удобства использования объединяются по нескольку сотен в
тепловыделяющие сборки (ТВС).
К ядерному топливу применяются высокие
требования по химической совместимости с оболочками ТВЭЛов, у него должна быть
достаточная температура плавления и испарения, хорошая теплопроводность,
небольшое увеличение объёма при нейтронном облучении, а тек же технологичность
производства.
ТВЕЛ представляет собой своеобразный карандаш, в
котором и находятся эти самые таблетки с ядерным топливом. Оболочка которого
должна быть обязательно хорошо загерметизирована. Хорошая герметизация оболочки
ТВЭЛов необходима для исключения попадания продуктов деления топлива в
теплоноситель, что может повлечь распространение радиоактивных элементов за
пределы активной зоны. Также, в связи с тем, что уран, плутоний и их соединения
крайне химически активны, их химическая реакция с водой может повлечь деформацию
ТВЭЛа и другие нежелательные последствия.
1. Требования к материалам по изготовлению
оболочек ТВЭЛов
При работе реактора оболочка ТВЭЛа подвергается
одновременному воздействию облучения, высоких температур, значительных
статических и динамических нагрузок, а также физико-химическому взаимодействию
с инородными материалами - сердечником и теплоносителем.
Нагрузки, действующие на оболочку, возникают не
только из-за наличия больших температурных перепадов между ее внутренней и
наружной поверхностями, но и в результате так называемого распухания
сердечника. Причиной распухания является накопление в сердечнике продуктов
деления ядерного горючего. Среди них обнаружены радиоактивные атомы более 30
различных элементов, распад которых приводит к появлению в сердечнике новых
изотопов. Часть из них при высоких температурах находится в газообразном
состоянии (Кг, Хе и др.). В результате накопления примесей в материале
сердечника образуются газовые пузыри и его объем увеличивается. При этом
внутреннее давление, действующее на оболочку ТВЭЛа, повышается иногда до
нескольких атмосфер, что при недостаточной прочности материала оболочки может
привести к ее деформации и разрушению.
Из реакторных излучений на свойства материалов в
наибольшей мере влияют быстрые нейтроны. При облучении большими интегральными
потоками быстрых нейтронов материалы, как правило, охрупчиваются, а их
длительная прочность уменьшается.
Что может потянуть за собой серьезные
последствия. Именно по этой причине при изготовлении оболочек ТВЕЛов подбирают
специальные материалы, которые могли бы отвечать следующим характеристикам.
Материал оболочки ТВЭЛов должен обладать
следующими свойствами:
• Высокая коррозионная, эрозионная и термическая
стойкость;
• Он не должен существенно изменять характер
поглощения нейтронов в реакторе.
Оболочки ТВЭЛов в настоящее время изготавливают
из сплавов алюминия, циркония, нержавеющей стали. Сплавы Al используются в
реакторах с температурой активной зоны < 250-270°С, сплавы Zr - в
энергетических реакторах при температурах 350-400°С, а нержавеющая сталь,
которая интенсивно поглощает нейтроны, - в реакторах с температурой >400°С.
Иногда используют и другие материалы, например, графит.
В случае использования керамических сердечников,
между ними и оболочкой оставляют небольшой зазор, необходимый для учёта
различных коэффициентов теплового расширения материалов, а для улучшения
теплообмена оболочку ТВЭЛа вместе с сердечниками заполняют газом, который
хорошо проводит тепло, чаще всего для этих целей используют гелий. В процессе
работы ТВЭЛа исходный зазор уменьшается, вплоть до полного исчезновения.
На данный момент на территории нашей страны
широкой популярностью пользуются реакторы ВВЭР-1000. Где материалом для
изготовления оболочек ТВЭЛов является цирконий. Трубка ТВЭЛа у реактора
ВВЭР-1000 изготовлена из рекристализованного циркония, легированного 1% ниобия
(сплав Н-1). Плотность сплава 6.55 г/см3, температура плавления 1860 °С. Для
сплава Н-1 температура 350 °С является своеобразной критической точкой, после
которой прочностные свойства сплава ухудшаются, а пластические увеличиваются.
Наиболее резко свойства изменяются при температурах 400-500 °С. При температуре
выше 1000 °С цирконий взаимодействует с водяным паром, при 1200 °С эта реакция
протекает быстро (при этом выделяющееся тепло реакции разогревает оболочку до
температуры плавления (1860 °С) и образуется водород).
Наружный диаметр трубки ТВЭЛа 9,1 ± 0,05 мм,
толщина 0,65 ± 0,03 мм, внутренний диаметр - 7,72 + 0,08 мм.
. Материалы применяемые для изготовления
оболочек
Но несмотря на большую популярность,
эффективность в использовании и практичность этих реакторов. В Украине так же
работают и другие реакторы. Отличия у которых в принципе и не существенны но
все же есть. И если говорить в общем о реакторостроении, то в этой
промышленности применяют и другие материалы. Для изготовления оболочек ТВЭЛов,
технологических каналов и некоторых других деталей активной зоны
водоохлаждаемых реакторов широко применяются алюминиевые и циркониевые сплавы.
Эти материалы обладают чрезвычайно малыми сечениями поглощения тепловых
нейтронов, поэтому их использование в активной зоне позволяет уменьшить
загрузку реактора делящимся материалом. Алюминиевые и циркониевые сплавы
обладают достаточно высокой коррозионной стойкостью в воде, а соответственно и
хорошими технологическими свойствами.
Для изготовления оболочек ТВЭЛов также успешно
используются циркониевые сплавы, такие ТВЭЛы работают при температурах свыше
500° С в реакторах, охлаждаемых жидкими Nа
и Na-К.
Непременное условие этого - высокая чистота
теплоносителя по газовым примесям, особенно по кислороду.
В некоторых реакторах, охлаждаемых углекислым
газом, для изготовления оболочек ТВЭЛов используют сплавы на основе магния,
обладающие малым сечением поглощения тепловых нейтронов и хорошей
совместимостью с ядерным горючим (например, с ураном - до 500°С). Однако низкие
жаропрочность и коррозионная стойкость, а также легкая воспламеняемость
затрудняют применение магниевых сплавов при температурах выше 350-400°С.
Аустенитные нержавеющие стали имеют высокую
жаропрочность до 700° С и достаточно коррозионностойки в газах, воде, в жидком
натрии и эвтектике N-К- Эти
стали применяются для изготовления почти всех ответственных узлов реакторов:
оболочек твэлов и регулирующих стержней, технологических каналов,
парогенераторов и промежуточных теплообменников, трубопроводов первого и
второго контуров и т. д. Однако из-за склонности аустенитных нержавеющих сталей
к коррозионному растрескиванию, значительной активации при облучении, а также
сравнительно невысоких теплофизических свойств в последнее время появилась
тенденция заменять их низколегированлыми перлитными сталями, которые не имеют
этих недостатков и, кроме того, значительно дешевле. Рассмотрев в общей
особенности все эти материалы, сейчас мы преступим к рассмотрению их в
частности. В данном курсовом проекте я решил уделить внимание материалам,
которые наиболее распространенно применяются в Атомной энергетике (изготовлении
оболочек ТВЭЛов), а именно: Магний, Алюминий и Цирконий.
Магний. Свойства магния.
Магний используется для изготовления оболочек
твэлов. Он обладает низким сечением поглощения тепловых нейтронов, имеет малую
плотность и высокую теплопроводность . Тепловыделяющие элементы с оболочками из
магниевых сплавов нашли промышленное применение в уран-графитовых и
тяжеловодных реакторах, в которых в качестве топлива используется природный
уран и в качестве теплоносителя - углекислый газ. Эти реакторы имеют
двухцелевое назначение: они служат для производства плутония и для выработки
электроэнергии. В Англии магниевые сплавы применены в реакторах Колдер-Холла,
Беркли, Брадуэлла и др. Температура теплоносителя - углекислого газа -
достигает в активной зоне реактора 350-450°С. Оболочки твэлов, изготовленные из
магниевых сплавов, характеризуются хорошей совместимостью с металлическим
ураном до 500°С.
Магний кристаллизуется в гексагональную
плотноупакованную кристаллическую решетку (с/а=\,6235) и не имеет
аллотропических превращений. В связи с тем что в его решетке только одна
плоскость скольжения - плоскость базиса, магний обладает более низкой
пластичностью по сравнению с алюминием и меньшей способностью к деформации.
В тепловыделяющих элементах магниевым сплавам
отводится роль защитной оболочки, предохраняющей урановый металлический
сердечник от коррозионного воздействия теплоносителя. В этом случае
первостепенным является не прочность оболочки ТВЕЛа, которая у магниевых
сплавов, особенно при повышенной температуре, низка, а способность
компенсировать деформацию металлического урана без нарушения сплошности
оболочки. Механическую прочность ТВЕЛа обеспечивает урановый металлический
сердечник.
Магниевые сплавы в атомной энергетике.
С физической точки зрения это связано с
необходимостью иметь минимальную потерю нейтронов деления. Поэтому легирующие
элементы магниевых сплавов, так же как и основа сплава - магний, должны иметь
минимальное сечение захвата тепловых нейтронов. В качестве компонентов сплавов
обычно используют Аl, Zг,
Ве, Si . В
некоторых сплавах применяют также легирование марганцем.
Алюминий и его свойства.
Алюминий относится к металлам с относительно
низкой температурой плавления (660°С). Он кристаллизуется в г. ц. к.-решетку и
не имеет аллотропических превращений. Чистый алюминий обладает малой
прочностью, низким модулем упругости и высокой пластичностью, что ограничивает
его применение для изготовления деталей и конструкций, работающих при
повышенной температуре.
Одновременно алюминий обладает хорошими ядерными
и теплофизическими свойствами: малым сечением поглощения тепловых нейтронов,
слабой наведенной активностью, высокой теплопроводностью, малой плотностью и
пр. Поэтому сплавы на его основе находят применение в ядерном реакторостроении,
особенно в активной зоне реакторов (оболочки твэлов, канальные трубы, арматура
и др.). Использование алюминия в активной зоне реактора позволяет работать при
невысоком обогащении ядерного топлива или на природном уране и допускает
значительную степень его выгорания.
В первых исследовательских, а также в
промышленных реакторах для получения плутония урановые стержни помещали в
алюминиевые оболочки, охлаждаемые проточной водой или потоком воздуха.
Применение алюминиевых сплавов в
реактростроении.
Возможность использования алюминиевых сплавов
для оболочек твэлов и деталей активной зоны ядерных энергетических установок
определяется комплексом ядерных, физических и жаропрочных характеристик,
коррозионной стойкостью, а также технологическими свойствами. По совокупности
этих свойств практическое применение в реакторостроении находят ограниченное
количество алюминиевых сплавов.
Технический алюминий может с успехом применяться
в ТВЭЛах водо- водяных исследовательских реакторов до температуры 100- 130°С;
сплавы, легированные никелем и железом, - в качестве оболочек и матриц
дисперсионных ТВЭЛов в энергетических ядерных реакторах с водой под давлением
при температуре до 200-230°С. В то же время проводятся исследования
коррозионной стойкости и жаропрочных свойств алюминиевых сплавов при более
высоких температурах. Это связано с тем, что алюминиевые сплавы имеют хорошие
технологические и ядерные свойства и их промышленное производство получило
широкое развитие. Однако задача использования в реакторостроении алюминиевых
сплавов с температурой водного теплоносителя 250-300°С и выше, по-видимому, еще
далека от практического решения, так как даже при отсутствии движения
теплоносителя скорость коррозии лучших алюминиевых сплавов значительно
превышает скорость коррозии циркониевых сплавов.
При рассмотрении характеристик алюминиевых
сплавов, перспективных для использования в атомной энергетике, следует иметь в
виду вопросы совместимости этих сплавов с топливом и другими конструкционными
материалами. При этом следует отметить, что алюминий при температуре >200°С
начинает взаимодействовать с природным ураном, образуя интерметаллидные
соединения .Это ограничивает применение алюминиевых сплавов для оболочек ТВЭЛов
указанным уровнем температуры.
Совместимость алюминия с двуокисью урана (UO2),
по некоторым данным, удовлетворительна до 260°С, по другим - до 540°С С
монокарбидом урана (UС) алюминий
хорошо совместим вплоть до температуры 540°С. Сплавы алюминия плохо совместимы
с циркониевыми сплавами, а контакт алюминиевых сплавов нержавеющей сталью типа
Х18Н8 повышает их коррозионную стойкость вплоть до температуры 315°С.
Цирконий. Применение циркония.
Цирконий - единственный металл с высокой
температурой плавления (tПл=1852°С),
у которого сечение поглощения тепловых нейтронов значительно меньше 1 барн .Эта
особенность в сочетании с хорошей совместимостью с ядерным горючим,
сравнительно высокими технологическими свойствами (деформируемостью и
свариваемостью) делают цирконий весьма перспективным материалом для ядерных
реакторов на тепловых нейтронах, работающих при невысоком обогащении горючего и
допускающих значительную степень выгорания. В реакторах канального типа
применение циркония существенно снижает поглощение нейтронов по сравнению с
каналами, изготовленными из нержавеющих сталей.
Из циркониевых сплавов изготавливают оболочки
ТВЭЛов энергетических и транспортных реакторах. Максимальная температура
(300-350°С), при которой сплавы циркония могут применяться в водоохлаждаемых
реакторах, определяется их коррозионной стойкостью.
Циркониевые сплавы могут применяться для
изготовления оболочек ТВЭЛов и других деталей активной зоны реакторов на
тепловых и быстрых нейтронах с жидкометаллическими теплоносителями, в частности
с жидким натрием, нагретым до температуры 500-550°С; возможно также применение
сплавов на основе циркония в реакторах, охлаждаемых углекислым газом при
температуре 500°С и выше.
Влияние термообработки на цирконий.
Многочисленные экспериментальные результаты
показывают, что исходное состояние сплава, характер взаимодействия легирующего
элемента с цирконием и вид термической обработки оказывают существенное влияние
на коррозионную стойкость циркониевых сплавов. В соответствии с этим
циркониевые сплавы можно разделить на три основные группы.
. Сплавы, в которых легирующие элементы имеют
неограниченную растворимость в цирконии и образуют в результате взаимодействия
с ним непрерывный ряд твердых растворов (Тi;Hf).
. Сплавы, в которых легирующие элементы
практически нерастворимы и присутствуют в нем в виде интерметаллидных
соединений. Это сплавы, легированные железом, оловом, хромом, молибденом,
никелем, медью и др.
. Сплавы, в которых легирующие элементы имеют
неограниченную растворимость и ограниченную растворимость в (легирующие
элементы Nb и Та).
магний алюминий урановый атомный
Тугоплавкие соединения циркония, по-видимому,
совместимы с соединениями урана до более высокой температуры, чем с
металлическим ураном. Так, например, двуокись циркония совместима с двуокисью
урана до 1500°С. Это может быть связано с меньшей диффузионной подвижностью
неметаллических элементов в некоторых фазах типа карбидов, нитридов и окислов
по сравнению с их подвижностью в металлах. Хорошая совместимость тугоплавких
керамических материалов на основе циркония и урана делает их перспективными для
использования в высокотемпературных ядерных реакторах.
Вывод
Для изготовления оболочек ТВЕЛов, а так же и
других деталей для АЭС можно использовать множество различных материалов,
которые по своей структуре будут совместимы с ядерным топливом. Но при выборе
таких материалов стоит учитывать не только совместимость с Я.Т. но и их
практичность, доступность в замене, а так же стоимость. В своей курсовой работе
я описал материалы, которые обладают именно этими свойствами и идеально
подходят для изготовления оболочек ТВЕЛов.
Устройство реактора ВВЭР-1000: 1 - привод СУЗ; 2
- крышка реактора; 3 - корпус реактора; 4 - блок защитных труб (БЗТ); 5 -
шахта; 6 выгородка активной зоны; 7 - топливные сборки (ТВС), регулирующие
стержни;
|
Характеристика
|
ВВЭР-1000
|
|
Тепловая
мощность реактора, МВт
|
3000
|
|
К.
п. д., %
|
33,0
|
|
Давление
пара перед турбиной, кг/см2
|
60,0
|
|
Давление
в первом контуре, кг/см2
|
160,0
|
|
Температура
воды, °С:
|
|
|
на
входе в реактор
|
289
|
|
на
выходе из реактора
|
322
Схема принципа работы реактора ВВЭР-100
Список литературы
1. Антикаин
П.А. «Металловедение» 1972г.
2. Бескоровайный
М.Н. «Конструкционные материалы ядерных реакторов» Москва 1972г. 1 часть.
.
Герасимов В.В. Монахов А.С. «Материалы ядерной техники» Москва 1982г
.
Гуляев В.Н. «Металл в теплоэнергетических установках» 1969г.
Похожие работы на - Конструкционные материалы ядерных реакторов
|