Реактор сосуд под давлением предназначен для

Сосуд высокого давления реактора (ДПЛА) в атомной электростанции является сосуд под давлением , содержащий реакторный хладагент ядерного , основной кожух , и активную зону реактора .

Классификация ядерных энергетических реакторов

В российских реакторах РБМК советских времен каждая тепловыделяющая сборка была 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:

• Легководный реактор – включает реактор с водой под давлением и реактор с кипящей водой . Большинство ядерных энергетических реакторов относятся к этому типу.
• Реактор с графитовым замедлителем – включает чернобыльский реактор ( РБМК ), который имеет весьма необычную конфигурацию реактора по сравнению с подавляющим большинством атомных электростанций в России и во всем мире.
• Термический реактор с газовым охлаждением – включает усовершенствованный реактор с газовым охлаждением, реактор на быстрых нейтронах с газовым охлаждением и высокотемпературный реактор с газовым охлаждением . Примером реактора с газовым охлаждением является British Magnox .
• Реактор с тяжелой водой под давлением – использует тяжелую воду или воду с более высокой, чем обычно, долей изотопа водорода дейтерия. Однако D 2 O (тяжелая вода) дороже и может использоваться в качестве основного компонента, но не обязательно в качестве охлаждающей жидкости в этом случае. Примером тяжеловодного реактора является канадский реактор CANDU .
• Жидкий металл охлаждают реактор – использует жидкий металл, например, натрий или свинец – висмут сплава для охлаждения активной зоны реактора.
• Реактор с расплавом солей – в качестве хладагента используются соли, обычно фториды щелочных и щелочноземельных металлов. Работа аналогична реакторам с металлическим охлаждением, с высокими температурами и низким давлением, что снижает давление, оказываемое на корпус реактора, по сравнению с конструкциями с водяным или паровым охлаждением.

Из основных классов реакторов с корпусом высокого давления реактор с водой под давлением уникален тем, что корпус высокого давления подвергается значительному нейтронному облучению (называемому флюенсом ) во время работы и в результате со временем может стать хрупким. В частности, более крупный сосуд высокого давления реактора с кипящей водой лучше защищен от нейтронного потока, поэтому, хотя он и дороже в производстве, в первую очередь из-за этого дополнительного размера, он имеет преимущество в том, что не требует отжига для продления срока его службы.

Отжиг корпусов реакторов с водой под давлением для продления срока их службы – сложная и дорогостоящая технология, активно разрабатываемая как поставщиками ядерных услуг ( AREVA ), так и операторами реакторов с водой под давлением.

Компоненты корпуса высокого давления реактора с водой под давлением

Все сосуды высокого давления реакторов с водой под давлением имеют некоторые общие характеристики, 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

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 тепловыделяющую 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 способны удерживать активную зону реактора при повышенных температурах и давлениях. Материалы, используемые в цилиндрической оболочке резервуаров, со временем эволюционировали, но в основном они состоят из низколегированных ферритных сталей, плакированных 3-10 мм аустенитной нержавеющей сталью . Облицовка из нержавеющей стали в основном используется в местах, контактирующих с охлаждающей жидкостью, чтобы минимизировать коррозию. До середины 1960 г. в корпусе судна использовалась пластинчатая молибден-магниевая сталь марки B SA-302. 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.%. 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. Все сплавы, перечисленные в ссылке, также содержат> 0,04 мас.% Серы. 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. Однако, рассматривая свойства этих сталей, необходимо принимать во внимание 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. Понимание влияния излучения на микроструктуру в дополнение к физическим и механическим свойствам позволит ученым создавать сплавы, более устойчивые к радиационным повреждениям.

В 2018 году Росатом объявил о разработке технологии термического отжига для корпусов реакторов, которая снижает радиационные повреждения и продлевает срок службы от 15 до 30 лет. Это было продемонстрировано на энергоблоке №1 Балаковской АЭС .

Радиационное повреждение 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. 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 привести к смещению многих атомов из их исходных положений. Это атомное движение приводит к созданию многих типов дефектов. Накопление различных дефектов может вызвать микроструктурные изменения, 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 каскадом смещения . 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 скопление подобных дефектов, которые могут либо создавать, либо растворять преципитаты 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 обогащены или истощены 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. 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 будут происходить, если присутствуют реакции трансмутации, то есть газ образуется из-за разрушения атома, вызванного бомбардировкой нейтронами. 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 заключается в потере 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 отслеживать. 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 с высоким содержанием меди очень маленькие (1-3 нм), поэтому они эффективны для закрепления дислокаций. Было установлено, что медь является доминирующим вредным элементом в сталях, используемых для корпусов реакторов, особенно если уровень примесей превышает 0,1 мас.%. Таким образом, разработка «чистых» сталей или сталей с очень низким уровнем примесей важна для снижения радиационного упрочнения.

Ползать

Ползучесть возникает, когда материал находится под давлением ниже предела текучести, что со временем вызывает пластическую деформацию. Это особенно часто встречается, когда материал подвергается высоким напряжениям при повышенных температурах, поскольку диффузия и движение дислокаций происходят быстрее. Облучение может вызвать ползучесть из-за взаимодействия между напряжением и развитием микроструктуры. 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.

Коррозионное растрескивание под напряжением под действием 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, образующимся 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 подозреваемых механизмов, объясняющие водородное охрупчивание, три из которых являются механизм отслаивания, в теории давления, и метод атаки водорода . В механизме декогезии считается, что накопление ионов водорода снижает прочность связи металл-металл, что облегчает расщепление атомов. 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. Метод водородной атаки похож на теорию давления, но в этом случае предполагается, что водород реагирует 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. 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.

Разработка радиационно-стойких материалов для корпусов реакторов.

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 слишком большого размера или небольших оксидных диспергаторов, чтобы минимизировать перемещение дефектов. Таким образом, 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 повысить сопротивление ползучести при помощи излучения. Сообщалось о попытках введения оксидов иттрия, чтобы блокировать движение дислокаций, но было обнаружено, что технологическая реализация представляет большую проблему, чем ожидалось. Необходимы дальнейшие исследования для повышения стойкости к радиационным повреждениям конструкционных материалов, используемых на атомных электростанциях.

Производители

Из-за экстремальных требований, необходимых для создания крупных современных корпусов реакторов под давлением, и ограниченного рынка, по состоянию на январь 2020 года в мире насчитывается всего несколько производителей, включая:

• China’s First Heavy Industries , Erzhong Group, Harbin Electric и Shanghai Electric .
• Французский Фраматом – Фабрика Ле Крёзо .
• Японский металлургический завод .
• Объединенный машиностроительный завод России (ОМЗ-Ижора), ЗиО-Подольск и АЭМ-Атоммаш Волгодонск .
• В Южной Корее Doosan Group .

Смотрите также

• Ядерная физика
• Ядерный реактор
• Физика ядерного реактора
• Корпуса ядерных реакторов
• Радиационный ущерб

Ссылки