Корпус реактора под давлением

Корпус реактора под давлением (RPV) на атомной электростанции — это корпус под давлением, содержащий теплоноситель ядерного реактора , кожух активной зоны и активную зону реактора .

Классификация ядерных энергетических реакторов

советской эпохи В российских реакторах РБМК каждая тепловыделяющая сборка заключена в отдельную трубу диаметром 8 см, а не в сосуд под давлением. Хотя большинство энергетических реакторов имеют корпус высокого давления, их обычно классифицируют по типу теплоносителя, а не по конфигурации сосуда, используемого для хранения теплоносителя. Классификации:

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 гражданских атомных электростанций в России и во всем мире.
Тепловой реактор с газовым охлаждением. Включает усовершенствованный реактор с газовым охлаждением , быстрый реактор-размножитель с газовым охлаждением и высокотемпературный реактор с газовым охлаждением . Примером газоохлаждаемого реактора является британский Magnox .
Реактор на тяжелой воде под давлением - каким-либо образом 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 данном случае в качестве теплоносителя. Примером тяжеловодного реактора является канадский реактор CANDU .
Реактор с жидкометаллическим охлаждением используется жидкий металл, такой как натрий или свинец - висмут . сплав - для охлаждения активной зоны реактора
Реактор с расплавленными солями - в качестве теплоносителя используются соли, обычно фториды щелочных и щелочноземельных металлов. Работа аналогична реакторам с металлическим охлаждением: высокие температуры и низкие давления, что снижает давление, оказываемое на корпус реактора, по сравнению с конструкциями с водяным или паровым охлаждением.

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

Отжиг корпусов водо-водяных реакторов 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 водо-водяного реактора

Все корпуса реакторов с водой под давлением имеют некоторые общие характеристики независимо от конкретной конструкции.

Корпус корпуса реактора

Корпус корпуса реактора является самым крупным компонентом и предназначен для размещения тепловыделяющей сборки, теплоносителя и арматуры для поддержания потока теплоносителя и опорных конструкций. Обычно он имеет цилиндрическую форму и открыт сверху для загрузки топлива.

Головка корпуса реактора

Эта конструкция прикреплена к верхней части корпуса реактора. Он содержит отверстия, позволяющие механизму привода управляющих стержней прикрепляться к управляющим стержням в топливной сборке. Зонд измерения уровня теплоносителя также входит в корпус через головку корпуса реактора.

Топливная сборка

Топливная сборка ядерного топлива обычно состоит из урана или уран-плутониевых смесей. Обычно это прямоугольный блок твэлов с решеткой.

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 состоит в том, чтобы защитить сосуд от повреждений, вызванных быстрыми нейтронами, которые могут сделать сосуд хрупким и сократить срок его службы.

Материалы

Корпус реактора играет решающую роль в безопасности реактора PWR, и используемые материалы должны быть способны выдерживать активную зону реактора при повышенных температурах и давлениях. ^[1]^[2] Материалы, используемые в цилиндрической оболочке сосудов, со временем менялись, но в основном они состоят из низколегированных ферритных сталей, плакированных 3–10 мм аустенитной нержавеющей стали . Обшивка из нержавеющей стали в основном используется в местах, контактирующих с охлаждающей жидкостью, чтобы минимизировать коррозию. ^[2] До середины 1960-х годов в корпусе судна использовалась листовая молибден-марганцевая сталь SA-302 марки B. ^[2] Поскольку изменение конструкции потребовало сосудов под давлением большего размера, для повышения 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% масс. 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 термическому удару. ^[3] Однако при рассмотрении свойств этих сталей необходимо учитывать их реакцию на радиационное повреждение. Из-за суровых условий материал корпуса корпуса корпуса реактора часто является компонентом, ограничивающим срок службы ядерного реактора. ^[1] Понимание воздействия радиации на микроструктуру в дополнение к физическим и механическим свойствам позволит ученым разработать сплавы, более устойчивые к радиационным повреждениям.

В 2018 году Росатом объявил, что разработал технологию термического отжига корпусов корпусов, которая уменьшает радиационные повреждения и продлевает срок службы на 15–30 лет. Это было продемонстрировано на первом энергоблоке Балаковской АЭС . ^[4]

Радиационные повреждения металлов и сплавов.

Из-за особенностей производства ядерной энергии материалы, используемые в корпусе реактора, постоянно подвергаются бомбардировке частицами высокой энергии. Эти частицы могут быть либо нейтронами, либо фрагментами атома, образовавшимися в результате деления. ^[5] Когда одна из этих частиц сталкивается с атомом материала, она передает часть своей кинетической энергии и выбивает атом из его положения в решетке. Когда это происходит, этот первичный «подчиненный» 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 исходных положений. ^[5] Это движение атомов приводит к созданию многих типов дефектов. ^[5]Накопление различных дефектов может вызвать микроструктурные изменения, которые могут привести к ухудшению макроскопических свойств. Как упоминалось ранее, цепная реакция, вызванная ПКА, часто оставляет на краях след вакансий и скоплений дефектов. Это называется каскадом смещения . ^[6] Богатое вакансиями ядро каскада смещений также может коллапсировать в дислокационные петли. Из-за облучения в материалах наблюдается тенденция к образованию более высокой концентрации дефектов, чем в типичных сталях, а высокие рабочие температуры вызывают миграцию дефектов. Это может вызвать такие вещи, как рекомбинация междоузлий и вакансий и скопление одинаковых дефектов, которые могут либо создавать, либо растворять выделения или пустоты. Примерами стоков или термодинамически благоприятных мест для миграции дефектов являются границы зерен, пустоты, некогерентные выделения и дислокации.

Радиационно-индуцированная сегрегация

Взаимодействия между дефектами и легирующими элементами могут вызвать перераспределение атомов на стоках, таких как границы зерен. Физический эффект, который может возникнуть, заключается в том, что определенные элементы будут обогащаться или обедняться в этих областях, что часто приводит к охрупчиванию границ зерен или другим вредным изменениям свойств. Это связано с тем, что существует поток вакансий к стоку и поток атомов в сторону или к стоку, которые могут иметь разные коэффициенты диффузии. Неравномерная скорость диффузии приводит к концентрации атомов, которая не обязательно будет в правильных пропорциях сплава. Сообщалось, что никель, медь и кремний имеют тенденцию к обогащению на стоках, тогда как хром имеет тенденцию к обеднению. ^[6]^[7] Результирующим физическим эффектом является изменение 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 образуются легче при более высоких температурах. Пузыри — это просто пустоты, заполненные газом; они будут происходить, если присутствуют реакции трансмутации, то есть газ образуется в результате распада атома, вызванного нейтронной бомбардировкой. ^[6] Самая большая проблема с пустотами и пузырьками — нестабильность размеров. Примером того, где это будет очень проблематично, являются области с жесткими допусками по размерам, например, резьба на крепеже.

Радиационная закалка

Создание дефектов, таких как пустоты или пузырьки, выделения, дислокационные петли или линии, а также скопления дефектов, может укрепить материал, поскольку они блокируют движение дислокаций. Движение дислокаций приводит к пластической деформации. Хотя это и упрочняет материал, недостатком является потеря пластичности. Потеря пластичности или увеличение хрупкости опасны для корпусов корпусов, поскольку могут привести к катастрофическому выходу из строя без предупреждения. Когда пластичные материалы разрушаются, перед разрушением возникает значительная деформация, которую можно отслеживать. Хрупкие материалы растрескиваются и взрываются под давлением без значительной предварительной деформации, поэтому инженеры мало что могут сделать, чтобы определить, когда материал вот-вот выйдет из строя. Особенно повреждающим элементом сталей, который может привести к закалке или охрупчиванию, является медь. Преципитаты, богатые медью, очень малы (1–3 нм), поэтому они эффективны для закрепления дислокаций. ^[6]^[8] Было признано, что медь является доминирующим 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

Ползучесть возникает, когда материал удерживается под напряжением ниже предела текучести, что со временем вызывает пластическую деформацию. Это особенно распространено, когда материал подвергается высоким напряжениям при повышенных температурах, поскольку диффузия и движение дислокаций происходят быстрее. Облучение может вызвать ползучесть из-за взаимодействия напряжения и развития микроструктуры. ^[6] В этом случае увеличение коэффициентов диффузии из-за высоких температур не является очень сильным фактором, вызывающим ползучесть. Размеры материала, вероятно, увеличиваются в направлении приложенного напряжения за счет создания дислокационных петель вокруг дефектов, образовавшихся вследствие радиационного повреждения. Кроме того, приложенное напряжение может способствовать более легкому поглощению интерстициальных элементов при вывихе, что способствует подъему вывиха. Когда дислокации способны подняться, остаются лишние вакансии, что также может привести к отеку. ^[6]

Коррозионное растрескивание под напряжением, вызванное облучением

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 стрессором окружающей среды, формирующимся под воздействием радиации, является водородное охрупчивание кончиков трещин. Ионы водорода образуются, когда радиация расщепляет молекулы воды, которая присутствует, поскольку вода является теплоносителем в PWR, на OH. ⁻ и Х ⁺. Существует несколько предполагаемых механизмов, объясняющих водородное охрупчивание, три из которых — это механизм декогезии, теория давления и метод водородной атаки . Считается, что в механизме декогезии накопление ионов водорода снижает прочность связи металл-металл, что облегчает расщепление атомов. ^[6] Теория давления — это идея о том, что водород может осаждаться 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 стали с образованием метана, который затем образует волдыри и пузырьки на поверхности. В этом случае дополнительное напряжение от пузырьков усиливается за счет обезуглероживания стали, что ослабляет металл. ^[6] Помимо водородного охрупчивания, ползучесть, вызванная радиацией, может привести к скольжению границ зерен друг против друга. Это еще больше дестабилизирует границы зерен, облегчая распространение трещины по ее длине. ^[6]

Разработка радиационно-стойких материалов для корпусов реакторов

Очень агрессивные среды требуют новых подходов к материалам для борьбы с ухудшением механических свойств с течением времени. Один из методов, который исследователи пытались использовать, — это введение функций для стабилизации смещенных атомов. Этого можно добиться, добавляя границы зерен, растворенные вещества большого размера или небольшие диспергаторы оксидов, 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 движения дислокаций и дефектов также поможет повысить устойчивость к радиационному ползучести. Сообщалось о попытках использования оксидов иттрия для блокировки движения дислокаций, но было обнаружено, что технологическая реализация представляет собой большую проблему, чем ожидалось. ^[5] Необходимы дальнейшие исследования для продолжения повышения стойкости к радиационным повреждениям конструкционных материалов, используемых на атомных электростанциях.

Производители

Из-за чрезвычайных требований, необходимых для строительства крупных современных корпусов реакторов, и ограниченного рынка по состоянию на январь 2020 г. ^[update] В мире существует всего несколько производителей, в том числе: ^[9]

Первая тяжелая промышленность Китая, ^[10] Erzhong Group, Harbin Electric и Shanghai Electric .
Французский фраматом ^[11] (бывшая Арева ) ^[12]
индийского конгломерата Larsen & Toubro Дочерняя компания L&T Special Steels and Heavy Forgings Limited в партнерстве с Центром атомных исследований Бхабхи и NPCIL ^[13]^[9]^[14]^[15]^[16]
Японская компания Japan Steel Works и IHI Corporation (в совместном предприятии с Toshiba , ранее) ^[17]^[18]
России Объединение тяжелого машиностроения (ОМЗ-Ижора), ЗиО-Подольск и АЭМ-Атоммаш Волгодонск .
Южнокорейская группа Doosan .
Великобритания: Rolls-Royce plc производит реакторы для подводных лодок Королевского флота.

См. также

Ссылки

^ Jump up to: ^а ^б Зинкл, Стивен Дж. (2009). «Конструкционные материалы для энергетики деления и термоядерного синтеза» . Материалы сегодня . 12 (11): 12–19. дои : 10.1016/S1369-7021(09)70294-9 .
^ Jump up to: ^а ^б ^с ^д ^и ^ж «Оценка и управление старением основных компонентов атомных электростанций, важных для безопасности: сосудов под давлением PWR». Международное агентство по атомной энергии . 1999.
^ Благоева, Д.Т.; Дебарберис, Л.; Джонг, М.; тен Пирик, П. (2014). «Устойчивость ферритной стали к более высоким дозам: исследование данных о стали корпуса реактора и сравнение с кандидатами на материалы для будущих ядерных систем» . Международный журнал сосудов под давлением и трубопроводов . 122 (122): 1–5. дои : 10.1016/j.ijpvp.2014.06.001 .
^ «Росатом» запускает технологию отжига блоков ВВЭР-1000 . Мировые ядерные новости. 27 ноября 2018 года . Проверено 28 ноября 2018 г.
^ Jump up to: ^а ^б ^с ^д ^и «Разработка радиационностойких конструкционных материалов активной зоны реактора». Международное агентство по атомной энергии . 2009.
^ Jump up to: ^а ^б ^с ^д ^и ^ж ^г ^час ^я ^дж ^к Был, Гэри С. (2007). Основы радиационного материаловедения: металлы и сплавы . Спрингер. ISBN 978-3-540-49471-3 .
^ «Информационный бюллетень по проблемам корпусов реакторов» . NRC: Информационный бюллетень по проблемам корпуса реактора . Комиссия по ядерному регулированию США.
^ Jump up to: ^а ^б Хоффельнер, Вольфганг (2013). Материалы для атомных станций: от безопасного проектирования к оценке остаточного ресурса . Спрингер. ISBN 978-1-4471-2914-1 .
^ Jump up to: ^а ^б «Тяжелое производство электростанций – Всемирная ядерная ассоциация» . www.world-nuclear.org .
^ «Сосуд реактора установлен в Hualong One» . www.yicaiglobal.com .
^ «Framatome Forge увеличивает производство запасных частей: Корпорация – World Nuclear News» . www.world-nuclear-news.org .
^ «Le Creusot возобновит производство поковок - World Nuclear News» . www.world-nuclear-news.org .
^ Мишра, ПК; Шривастав, Вивек. «Тяжелые стальные поковки для программы реакторов с водой под давлением» (PDF) . Информационный бюллетень БАРК . 377 (июль – август 2021 г.): 38 . Проверено 30 августа 2021 г.
^ Саркар, ВСУ; Кумават, Бхупендра К.; Чакравартти, Дж. К. (2015). «Храповое поведение корпусной стали реактора 20MnMoNi55». Журнал ядерных материалов . 467 : 500–504. Бибкод : 2015JNuM..467..500S . дои : 10.1016/j.jnucmat.2015.09.010 .
^ Репортер, BS (26 июля 2009 г.). «L&T играет решающую роль в строительстве первой в Индии атомной подводной лодки» . Бизнес-стандарт Индии . Проверено 10 апреля 2021 г.
^ «12 компаний выбраны для участия в престижной Национальной технологической премии 2020 года за коммерциализацию инновационных местных технологий» . pib.gov.in. ПИБ Правительство Индии.
^ «Toshiba заключила с IHI контракт на поставку корпуса под давлением для первого ABWR в США - Новости - Новости атомной энергетики - Nuclear Street - Новости, вакансии и карьера атомных электростанций» . Nuclearstreet.com .
^ «Toshiba и IHI распускают предприятие по атомной энергетике» . Рейтер . 19 октября 2018 г. – через www.reuters.com.

Внешние ссылки

Строительство ВВЭР 1200 на YouTube

[:1-1] Jump up to: ^а ^б Зинкл, Стивен Дж. (2009). «Конструкционные материалы для энергетики деления и термоядерного синтеза» . Материалы сегодня . 12 (11): 12–19. дои : 10.1016/S1369-7021(09)70294-9 .

[:0-2] Jump up to: ^а ^б ^с ^д ^и ^ж «Оценка и управление старением основных компонентов атомных электростанций, важных для безопасности: сосудов под давлением PWR». Международное агентство по атомной энергии . 1999.

[:3-3] Благоева, Д.Т.; Дебарберис, Л.; Джонг, М.; тен Пирик, П. (2014). «Устойчивость ферритной стали к более высоким дозам: исследование данных о стали корпуса реактора и сравнение с кандидатами на материалы для будущих ядерных систем» . Международный журнал сосудов под давлением и трубопроводов . 122 (122): 1–5. дои : 10.1016/j.ijpvp.2014.06.001 .

[wnn-20181127-4] «Росатом» запускает технологию отжига блоков ВВЭР-1000 . Мировые ядерные новости. 27 ноября 2018 года . Проверено 28 ноября 2018 г.

[:2-5] Jump up to: ^а ^б ^с ^д ^и «Разработка радиационностойких конструкционных материалов активной зоны реактора». Международное агентство по атомной энергии . 2009.

[:4-6] Jump up to: ^а ^б ^с ^д ^и ^ж ^г ^час ^я ^дж ^к Был, Гэри С. (2007). Основы радиационного материаловедения: металлы и сплавы . Спрингер. ISBN 978-3-540-49471-3 .

[:5-7] «Информационный бюллетень по проблемам корпусов реакторов» . NRC: Информационный бюллетень по проблемам корпуса реактора . Комиссия по ядерному регулированию США.

[:6-8] Jump up to: ^а ^б Хоффельнер, Вольфганг (2013). Материалы для атомных станций: от безопасного проектирования к оценке остаточного ресурса . Спрингер. ISBN 978-1-4471-2914-1 .

[wna_rpv-9] Jump up to: ^а ^б «Тяжелое производство электростанций – Всемирная ядерная ассоциация» . www.world-nuclear.org .

[10] «Сосуд реактора установлен в Hualong One» . www.yicaiglobal.com .

[11] «Framatome Forge увеличивает производство запасных частей: Корпорация – World Nuclear News» . www.world-nuclear-news.org .

[12] «Le Creusot возобновит производство поковок - World Nuclear News» . www.world-nuclear-news.org .

[barc_apurva-13] Мишра, ПК; Шривастав, Вивек. «Тяжелые стальные поковки для программы реакторов с водой под давлением» (PDF) . Информационный бюллетень БАРК . 377 (июль – август 2021 г.): 38 . Проверено 30 августа 2021 г.

[lt_barc_rpv_2-14] Саркар, ВСУ; Кумават, Бхупендра К.; Чакравартти, Дж. К. (2015). «Храповое поведение корпусной стали реактора 20MnMoNi55». Журнал ядерных материалов . 467 : 500–504. Бибкод : 2015JNuM..467..500S . дои : 10.1016/j.jnucmat.2015.09.010 .

[lt_barc_rpv-15] Репортер, BS (26 июля 2009 г.). «L&T играет решающую роль в строительстве первой в Индии атомной подводной лодки» . Бизнес-стандарт Индии . Проверено 10 апреля 2021 г.

[pib_lt_rpv-16] «12 компаний выбраны для участия в престижной Национальной технологической премии 2020 года за коммерциализацию инновационных местных технологий» . pib.gov.in. ПИБ Правительство Индии.

[17] «Toshiba заключила с IHI контракт на поставку корпуса под давлением для первого ABWR в США - Новости - Новости атомной энергетики - Nuclear Street - Новости, вакансии и карьера атомных электростанций» . Nuclearstreet.com .

[18] «Toshiba и IHI распускают предприятие по атомной энергетике» . Рейтер . 19 октября 2018 г. – через www.reuters.com.

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]

[6]

[7]

[8]

[9]

[10]

[11]

[12]

[13]

[14]

[15]

[16]

[17]

[18]