Основные компоненты современного ядерного реактора

Радиационная и огневая стойкость материалов

По принципу действия атомные электростанции (АЭС) и тепловые электростанции (ТЭС) мало отличаются друг от друга. На АЭС и ТЭС вода доводится до кипения и образующийся пар подается на лопасти высокоскоростной турбины, заставляя ее вращаться. Вал турбины соединен с валом генератора, который при вращении вырабатывает электрическую энергию. Различие АЭС и ТЭС состоит в способе нагрева воды до кипения. Если в ТЭС для нагрева воды сжигается уголь или мазут, то в АЭС для этой цели используют тепловую энергию управляемой цепной реакции деления урана[1].

Основные компоненты современного ядерного реактора

Для выработки электроэнергии в настоящее время в большинстве стран применяют легководные реакторы (LWR). Реакторы этого типа имеют две модификации: реакторы с водой под давлением (PWR) и кипящие реакторы (BWR), из которых наибольшее распространение получили реакторы с водой под давлением. На рисунке 13.1 представлена схема АЭС, оборудованной легководным реактором с водой, находящейся под давлением. Сведения о материалах, используемых в реакторах, приведены в таблице 13.1.

Рисунок 13.1 – Схема передачи тепла между элементами станции PWR: 1 – бетонная оболочка; 2 – оболочка из нержавеющей стали; 3 – турбина; 4 - генератор; 5 – конденсатор; 6 – градирня; 7 – парогенератор; 8 – циркуляционные насосы; 9 – корпус реактора; 10 – активная зона; 11 – компенсатор давления; 12 – контейнмент

Таблица 13.1 Компоненты ядерного реактора и материалы

В корпусе реактора находятся активная зона и первый контур. В первом контуре циркулирует вода, являющаяся теплоносителем и замедлителем. Вода отводит тепло от активной зоны к теплообменнику (парогенератор), в котором тепло передается второму контуру, где вырабатывается пар. Преобразование энергии происходит в турбогенераторе, где пар используется для выработки электроэнергии. Первый контур со всеми трубопроводами и компонентами заключен в специально созданную конструкцию, называемую контейнментом. Таким образом, любые радиоактивные продукты деления, которые могут выйти из топлива в воду первого контура, изолируются от окружающей среды.

В первом контуре вода находится под давлением 15,5 МПа и при максимальной температуре 315°С. Эти условия предохраняют воду от кипения, поскольку точка кипения воды при давлении 15,5 МПа значительно выше 315°С.

Топливо состоит из слабообогащенного диоксида урана (UO₂), изготовленного в виде цилиндрических таблеток размером 8 * 12 мм. Таблетки спекают при высокой температуре, обрабатывают до нужного размера и укладывают в трубки, которые заполняют гелием и герметически запаивают. Получаются длинные топливные стержни с диаметром около 10 мм (рисунок 13.2), из которых собирают сборки. Сборка является топливной единицей, содержащей большое количество энергии. Обычная станция мощностью 1000 МВт содержит около 200 топливных сборок и от 40000 до 50000 топливных стержней. Общее количество топлива в активной зоне реактора PWR мощностью 1000 МВт составляет приблизительно от 100 до 110 т диоксида урана[2].

Рисунок 13.2 – Размещение топлива в тепловыделяющем элементе для промышленных станций с реактором типа LWR: 1 – топливная таблетка; 2 – газовый зазор; 3 – заглушка; 4 – пружина; 5 – изолятор; 6 – оболочка

В каждом реакторе в зависимости от его конструкции от 16 до 25 ячеек оставлены свободными для регулирующих стержней. Они перемещаются с помощью управляющего стержня, проходящего через крышку корпуса реактора.

Пар, выходящий из турбины, конденсируется в водоохлаждаемом конденсаторе, в котором сбрасывается оставшаяся тепловая энергия. В некоторых системах охлаждения используются градирни.

Радиационная стойкость конструкционных материалов

Конструкционные материалы под действием облучения испытывают структурные превращения, оказывающие отрицательное влияние в первую очередь на механические свойства и коррозионную стойкость. Из всех видов облучения (нейтроны,α и β частицы,γ излучение) наиболее сильное влияние оказывает нейтронное облучение.

Радиационно-стойкими материалами называют материалы, сохраняющие стабильность структуры и свойств в условиях нейтронного облучения.

Радиационную среду принято характеризовать нейтронным спектром и нейтронным потоком. Спектр определяется дискретными уровнями энергии нейтронов. В зависимости от энергии нейтронов, используемых для осуществления цепной ядерной реакции, различают реакторы на медленных (тепловых) и быстрых нейтронах. Нейтронный поток характеризует интенсивность радиационной среды и выражается числом нейтронов с энергией Е > 0,1 МэВ, пересекающих площадь 1 см² за 1 с (нейтрон/(см²•с)). Нейтронный поток, суммированный по времени (нейтрон/см²), или флюенс нейтронов, характеризует суммарную дозу облучения и является мерой накопления радиационного воздействия.

На рисунке 13.3 представлена модель радиационных повреждений, возникающих при соударении высокоэнергетических нейтронов с атомами кристаллической решетки.

Рисунок 13.3 – Модель радиационных повреждений, возникающих при соударении нейтронов с атомами кристаллической решетки (модель Зеегера)

Соударения вызывают смещения атомов или каскад смещений в решетке в зависимости от количества энергии, передаваемой нейтроном атому металла. Подвергшийся удару нейтроном первый атом, подобно биллиардному шару, ударяя по другим атомам, вызывает в решетке дополнительные смещения. В результате развития каскада образуются объемы с высокой концентрацией вакансий, по периферии окруженные зонами с повышенной плотностью межузельных атомов. Помимо смещений большие нейтронные потоки за счет своей энергии возбуждают атомы, усиливают их колебания (это явление названо «радиационной тряской»), что сопровождается локальным повышением температуры. Рост температуры способствует радиационному отжигу, сопровождающемуся аннигиляцией вакансий и межузельных атомов. Высокие температуры и нейтронное облучение могут вызвать в материале ядерные реакции с образованием гелия, что в свою очередь приводит к появлению газовых пузырей по границам зерен.

Структурные изменения приводят к изменению механических свойств. В результате при температуре ниже температуры рекристаллизации – низкотемпературного облучения – металл упрочняется, но теряет вязкость и пластичность. Влияние суммарного нейтронного потока Ф на временное сопротивление, предел текучести и пластичность аустенитной хромоникелевой стали при 20°С показано на рисунке 13.4. Сталь приобретает максимальное упрочнение при Ф = 3•1019 нейтрон/см2, причем σ_0,2 растет интенсивнее σ oв, что приводит к снижению способности к деформационному упрочнению. Дальнейшее увеличение потока практически не влияет на свойства стали.

Рисунок 13.4 – Изменение механических свойств аустенитной стали 12Х18Н10Т при 20оС после низкотемпературного облучения нейтронами: 1 – σ_0,2 ;2- σ _oв ;3 – δ.

Кроме флюенса, на свойства оказывает влияние температура, при которой проходит низкотемпературное облучение (рисунок 13.5). Наиболее резко охрупчивание аустенитных сталей проявляется после облучения в температурном интервале 250 – 350°С.

Рисунок 13.5 – Влияние температуры нейтронного облучения (Ф = 7•1020 нейтрон/см2) стали А304 (Х18Н9) на изменение механических свойств при низкой температуре

Действие низкотемпературного облучения на свойства металла связано преимущественно с образованием точечных дефектов. В условиях облучения выше температуры рекристаллизации (высокотемпературное облучение) роль точечных радиационных дефектов снижается. Вакансии и межузельные атомы частично аннигилируют друг с другом, частично взаимодействуют с примесями, дислокациями, границами раздела. Оставшиеся межузельные атомы и вакансии объединяются в кластеры, которые в свою очередь могут превращаться соответственно в дислокационные петли межузельного или вакансионного.

Высокотемпературное облучение активизирует диффузионные процессы и способствует распаду пересыщенных твердых растворов – старению. Этим объясняется высокотемпературная хрупкость аустенитных хромоникелевых сталей. Активизацией диффузионных процессов также объясняется снижение длительной прочности при облучении. Падение жаропрочности растет с увеличением температуры и интенсивности нейтронного потока.

При высокотемпературном облучении большими нейтронными потоками в аустенитных сталях и сплавах на основе Ni, Ti, Mo, Zr, Be зарождаются и растут вакансионные поры, а более подвижные межузельные атомы уходят на дальние стоки (краевые дислокации, границы зерен и др.), что приводит к заметному увеличению объема металла – радиационному распуханию.

Объем аустенитных сталей, облученных при рабочей температуре 450°С, линейно растет с увеличением нейтронного потока. Объем может увеличиться на 20 % и более. Распухание усиливается в результате скопления в микропорах газов, образовавшихся при облучении.

Легирование хромоникелевых сталей титаном, молибденом, ниобием снижает их распухание. Высокохромистые ферритные и перлитные стали с меньшей растворимостью водорода характеризуются меньшей склонностью к распуханию.

Пластичность титановых сплавов после облучения также падает. Однако, в отличие от сталей, они не имеют провала пластичности в этом температурном интервале (рисунок 13.6).

Рисунок 13.6 – Деформационная способность aльфа-сплава титана до (1) и после (2) нейтронного облучения (2•1021 нейтронов/см2; Тобл = 250^оС; Е > 1 МэВ)

Воздействие облучения на полимерные материалы приводит к разрыву полимерных цепочек. Смещение обрывков цепей и свободных радикалов изменяет свойства полимеров и способствует их разрушению.

Примеры изменения свойств некоторых материалов под действием нейтронного облучения приведены в таблице 13.2.

Таблица 13.2.Воздествие нейтронного облучения на различные материалы

При облучении резко снижается коррозионная стойкость металлов и сплавов. Вода и водяной пар являются теплоносителями в водном и водопаровом трактах АЭС. Вследствие радиолиза меняется состав электролита – происходит разрушение молекул воды с образованием ионов и атомов кислорода, водорода и щелочных гидроксид-ионов ОН–. Конструкционные реакторные материалы, подвергающиеся облучению, работают в контакте с водой и паром. Образующийся кислород окисляет металл, а водород его наводораживает и тем самым дополнительно охрупчивает. Радиолиз воды и увеличение концентрации гидроксид-ионов способствует растворению поверхностных оксидных пленок, в обычных условиях защищающих металл от коррозии.

Скорость коррозии сплавов на основе алюминия в водной среде в условиях облучения возрастает в 2 – 3 раза. Аустенитные хромоникелевые стали во влажном паре подвержены межкристаллитной коррозии и коррозионному растрескиванию [5].