книги из ГПНТБ / Герасимов В.В. Материалы ядерной техники учеб. пособие

УДК 621.039.53(07)

Г е р а с и м о в В. В., М о н а х о в А. С. Материалы ядерной техники. Учебное пособие' для вузов. М., Атомпздат, 1973, 336 с.

В книге рассмотрены требования, предъявляемые к реакторным материалам. С учетом современных дости­ жении разобраны вопросы прочности, совместимости, ра­

ханические, коррозионные свойства реакторных мате­ риалов и влияние на них эксплуатационных факторов. Приведены характеристики теплоносителей и рассмот­ рены процессы, происходящие в них под действием ра­ диация.

Учебное пособие рассчитано на студентов энергети­ ческих факультетов высших учебных заведений. Оно может быть полезным для научных работников и инже­ неров, работающих в областях науки и техники, свя­ занных с ядерной энергетикой.

РЕЦЕНЗЕНТЫ:

Кафедра «Металлургия и металловедение» Москов­ ского инженерно-физического института, зав. кафед­ рой чл. корр. АН СССР В. С. Еме.ючнйя

Докт. техн. наук Ю. Н. Сокурский

в в е д Е.у: й Ё

Со времени пуска Первой в мире атомной электростанции (АЭС) мощностью 5 Мет в 1954 г. атомная энергетика разви­ вается быстрыми темпами. В 1958 г. мощность работающих атомных электростанций достигла 185 Мег, на январь 1967 г.— 9300 Мег, а к 1980 г. ожидается общий рост мировых мощно­ стей атомных электростанций — 300 000 Мет. К настоящему времени атомная энергетика может конкурировать с электро­ станциями на дорогом органическом топливе.

Применение атомной энергии не ограничивается сооруже­ нием мощных стационарных энергетических установок. Для труднодоступных районов (северных, горных пустынь и т. д.) большое значение приобретают передвижные и транспортабель­ ные АЭС небольшой мощности. Такие установки уже созданы в СССР, США и других странах.

Большое распространение получили ядерные энергетические установки для надводного и подводного транспорта. В 1959 г. в состав ледокольного флота СССР вступил первый в мире атом­ ный ледокол «Ленин». Исследуется возможность использования атомных установок*1!? -в- других отраслях народного хозяй­ ства.

В мире работает множество исследовательских, эксперимен­ тальных и специального назначения реакторов. Многообразие реакторов и специфические условия их работы требуют пра­ вильного выбора материалов.

Конструкционные материалы, используемые при строитель­ стве атомных электростанций, существенным образом влияют не только на стоимость их сооружения, но и на конструктивные особенности применяемых реакторов п надежность работы всего теплоэнергетического оборудования.

ляется основной составляющей в удельных капитальных затра­ тах на АЭС.

По мере накопления опыта эксплуатации АЭС с переходом на серийное производство оборудования при использовании бо­ лее дешевых конструкционных материалов строительство атом­ ных электростанций будет идти еще более быстрыми темпами при значительном уменьшении их стоимости.

Глава 1 и § 7 главы 8 написаны Монаховым А. С., осталь­ ные главы — В. В. Герасимовым.

Глава 1

КОНСТРУКЦИОННАЯ СХЕМА ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ

УСТАНОВКИ

Основой любой ядерной энергетической установки (рис. 1.1) является реактор 1, в котором размещается активная зона ре­ актора 15, где происходит цепная реакция деления ядерного топлива с выделением тепловой энергии. Теплоноситель 13 тран­ спортирует выделившееся в результате распада горючего тепло в парогенератор 3, где происходит передача этого тепла во

Рис. 1.1. Принципиальная тепловая схема двухконтурнон ядерной энер­ гетической установки с реактором типа ВВЭР:

внешний контур. Образовавшийся в парогенераторе пар направ­ ляется в турбину 4. Такая схема ядерной энергетической уста­ новки называется двухконтурной. Первый контур работает в условиях облучения, во втором контуре активность отсутствует.

Парообразование может происходить и непосредственно в активной зоне реактора (рис. 1.2), в этом случае парогенератор ядерной энергетической установки отсутствует и образующийся в реакторе пар идет непосредственно в турбину. Такая схема ядерной энергетической установки называется одноконтурной.

6 Гл. 1. Конструкционная схема

В одноконтурной установке все оборудование работает в усло­ виях облучения.

При использовании в качестве теплоносителя жидких ме­ таллов (например, натрия) передача тепла от теплоносителя

Рис. 1.2. Принципиальная тепловая схема одноконтурной ядерной энергетической установки с ураи-графнтовым ре­ актором:

Рис. І.З. Принципиальная тепловая схема трехконтурнои ядерной энер­ гетической установки:

(жидкого металла) во внешний контур происходит через про­ межуточный контур теплоносителя (рис. 1.3). Такая схема ядер­ ной энергетической установки называется трехконтурной. В этом случае только первый контур работает в условиях облучения.

6 (см. рис. 1.1) за счет отвода тепла технической водой, и кон­

турной схеме).

В зависимости от энергии нейтронов, используемых для осу­ ществления цепной ядерной реакции, различают реакторы на

В настоящее время основой развития ядерной энергетики во всех странах являются реакторы на тепловых нейтронах, хотя будущее атомной энергетики за реакторами на быстрых ней­ тронах-. так как они позволяют решить проблему топлива в ядерной энергетике. По типу распределения топлива в активной зоне реакторы подразделяют на гетерогенные и гомогенные. В гомогенных реакторах ядерное топливо в активной зоне на­ ходится в виде однородной массы (раствора, смеси, суспензии или химического соединения с замедлителем и теплоносителем). В гетерогенных реакторах используют твердое топливо в виде тепловыделяющих элементов (твэлов), где горючее отделено от замедлителя и теплоносителя оболочкой твэла. На всех про­ мышленных действующих АЭС используют только гетерогенные реакторы.

По виду используемого теплоносителя реакторы подразде­ ляют на реакторы с водой под давлением (ВВЭР) и кипящие

реакторы, тяжеловодные, газовые реакторы, реакторы с жидкометаллическими и органическими теплоносителями. По конст­ руктивному оформлению корпуса реактора различают реакто­ ры корпусного и канального типов. В реакторах корпусного ти­ па активная зона помещается внутри корпуса, где теплоноси­ тель выполняет одновременно и роль замедлителя. В реакторах канального типа теплоноситель и замедлитель разделены. Теп­ лоноситель омывает твзлы в отдельных многочисленных техно­ логических каналах (рис. 1.4). Возможна также классификация реакторов по их назначению; например, реакторы для произ-

г

Рис. 1.4. Рабочий канал

уран-графитового реакто­ ра Белоярской атомной

электростанции:

теля.

водства электроэнергии, теплофикационные, для воспроизводст­ ва топлива и другие. Приведенная классификация реакторов несколько условна. Так, о реакторе, представленном на рис. 1.1, можно сказать, что это реактор корпусного типа с водой под давлением, гетерогенный на тепловых нейтронах.

Ядерное топливо в виде стержней (твэлов), собранных в кассеты (рис. 1.5), загружается в активную зону реактора. В реакторах на тепловых нейтронах для поддержания цепной реакции деления необходимо снижение энергии быстрых нейтро­ нов до уровня тепловых, для чего в состав активной зоны вхо­ дит замедлитель нейтронов. В реакторах, работающих на быст­ рых нейтронах, замедлитель отсутствует.

В качестве ядерного топлива могут использоваться только три радиоактивных изотопа: 235U, 233U, 239Pu. Сырьем для полу­ чения 233U и 239Ри служат изотопы 232Th и 238U соответственно. Изотопы 233U и 239Ри называют вторичным ядерным горючим.

Для уменьшения объема активной зоны реактора (и соот­ ветственно внешних его размеров) количество делящихся изо­ топов (235U. 233U, 239Ри) в смеси топлива повышают, т. е. ис­ пользуют обогащение топлива. Обогащение топлива резко по­ вышает его стоимость.

В гетерогенных реакторах для исключения непосредственно­ го контакта ядерного горючего с теплоносителем его помещают в специальные тонкостенные оболочки (небольших размеров 8—14 мм).

На рис. 1.5 представлена кассета с твэлами цилиндриче­ ской формы для реактора с водой под давлением. Тепловыде­ ляющие элементы представляют собой устройства, содержащие твердое ядерное горючее и обеспечивающие при помещении их в активную зону реактора цепную реакцию деления, генерацию тепловой энергии, а при наличии в их составе материалов вос­ производства— накопление изотопов 239Ри и 233U. В наиболее общем случае тепловыделяющий элемент включает в себя сер­ дечник с ядерным горючим, оболочку, хвостовики и днетаиционнрующие детали.

Взависимости от вида ядерного горючего различают сле­ дующие типы твэлов: на основе металлического топлива; с ке­ рамическим топливом; дисперсионного типа.

Взависимости от формы твэлы делятся на цилиндрические, трубчатые, пластинчатые, шарообразные, а также более слож­

ные по конфигурации в виде блоков с отверстиями для прохода теплоносителя, в виде скрученных лент и т. д.

Оболочка твэла служит для изоляции ядерного горючего от теплоносителя и предотвращения загрязнения его частицами ядерного топлива и продуктами деления. Хвостовики позволяют герметизировать топливо в оболочке и вместе с дистанциони-