Реферати українською » Физика » Ядерна енергетика і особливі підходи до працездатності конструкційних матеріалів


Реферат Ядерна енергетика і особливі підходи до працездатності конструкційних матеріалів

Страница 1 из 2 | Следующая страница

року міністерство освіти України

Дніпропетровський національний університет

Кафедра «Технологія виробництва»

Ядерна енергетика й особливі підходи до працездатності конструкційних матеріалів

Виконала:БакижановаД.С

Перевірила:Манжелевский С.В

Дніпропетровськ

>ДНУ

2011


Ядерна енергетика є галуззю енергетики, що використовує атомну енергію (ядерну енергію) з метою вироблення електричного струму і відомства паралельно теплової енергії. Джерелами енергії АЕС (атомних електростанцій) є ядерні реактори, у яких протікає контрольована ланцюгова реакція розподілу ядер у важких елементах, у якої (під час ділення ядер плутона чи урану) виробляється теплова енергія, яка шляхом перетворення перетворюється електричну енергію (так само, як і теплових електростанціях).

Коли відбувається значне виснаженні запасів природних ресурсів (газу, вугілля, торфу чи нафти) ядерного палива нині є реальним способом надійного забезпечення громадян необхідним йому кількістю електроенергії.

Зростання споживачів електричного струму призвела до того, що у окремих країн світу вже відчувається нестача природного палива й дедалі більше розвинутих країн стають залежать від імпорту іноземних енергоресурсів.

Робота все атомних електростанцій побудовано ядерні реактори двох типів: на швидких і теплових нейтронах.Реактори, працівники теплових нейтронах набули найбільшого застосування в весь світ.

Встановлені на перших діючих атомних електростанціях реакториуран-графитового складу або не мали важкого і громіздкого корпусу виконаного зі сталі, що вельми привабливим, бо вона дозволяє заводам важкого машинобудування не займатися виготовленням сталевих виробів розмірів і знижує собівартість АЕС.

Нині у світі побудовано досить багато різних реакторів працівників теплових нейтронах з різнимитеплоносителями і сповільнювачами. Вчені довели, що атомних електростанцій з реакторами, які працюють на теплових нейтронах складають достойну конкуренцію звичайним ТЕС, але водночас масштаби розвитку атомних електростанцій значно стримуються низькою ефективністю під час використання природного урану реакторами, які працюють на теплових нейтронах.

Атомна енергетика України — галузь української енергетики. За кількістю енергетичних реакторів Україна посідала десяте у світі і п'ятий у Європі, все типу ВВЕР. В Україні діють 4 атомних електростанції з 15 енергоблоками, одній із яких, Запорізька АЕС з 6-ї енергоблоками загальної потужністю 6000 МВт, є найбільшою у Європі. У 2009 року внесок атомної енергетики становив 48% від загального виробництва електрики країни, загальна потужність АЕС дорівнювала 13 835 МВт [1].

До 2011 року все ядерного палива поставлялося із Росії компанією ТВЕЛ. У 2011 року компанія Westinghouse Electric Company (>англ.)русск. початку поставки своїх ТВЗ в Україну. Відповідно дозаключенному в 2008 року контракту, Westinghouse поставить щонайменше 630 ТВЗ протягом 2011—2015 років поетапної заміни російського палива щонайменше 3 енергоблоках з ВВЕР-1000 [2].

У 2006 року Уряд України запланувало будівництво 11 нових енергоблоків виразно до 2030году[1].

Ядерним (чи атомним) реактором називається пристрій, у якому здійснюється керована реакція розподілу ядер.

Перші ядерні реактори. Вперше ланцюгова ядерна реакція розподілу урану було здійснено США колективом вчених під керівництвом Енріко Фермі у грудні 1942 р.

У у Радянському Союзі перший ядерний реактор запущено 25 грудня 1946 р. колективом фізиків, який очолював учений він Курчатов.

Нині створено різні типи реакторів, які різняться один від одну немов за проектною потужністю, і за своїм призначенням.

У ядерні реактори, крім ядерного пального, є уповільнювач нейтронів та управляючі стрижні.Виделяемая енергія відводиться теплоносієм.

Основними елементами ядерного реактора є: ядерне пальне, уповільнювач нейтронів (важка чи звичайна вода, графіт та інших. ), теплоносій висновку енергії,образующейся під час роботиреактора(вода, рідкий натрій та інших.) і пристроїв для регулювання швидкості реакції (запроваджувані у робочий простір реактора стрижні, містять кадмій чи бір – речовини, що добре поглинають нейтрони).

Зовні реактор оточують захисної оболонкою,задерживающей гама- випромінювання і нейтрони.Оболочку виконують з бетону з залізним заповнювачем.

Кращимзамедлителем є важка вода. Звичайна вода сама захоплює нейтрони і перетворюється на важку воду. Гарним графіт, ядра якого поглинають нейтронів.

ЯДЕРНИЙРЕАКТОР, пристрій, у якому здійснюється керована ядерна ланцюгова реакція, супроводжується виділенням енергії. Перший ядерний реактор побудований у грудні 1942 США під керівництвом Еге. Фермі. У Європі перший ядерний реактор пущений у грудні 1946 у Москві під керівництвом П. У. Курчатова.Составними частинами будь-якого ядерного реактора є: активна зона з ядерною паливом, зазвичай оточена відбивачем нейтронів, теплоносій, система регулювання ланцюгову реакцію, захист, система дистанційного управління. Основний характеристикою ядерного реактора є його потужність. Потужність одинМвт відповідає ланцюгову реакцію, у якій відбувається 3*1016 актів розподілу один сік.

У активної зоні ядерного реактора перебуває ядерного палива, протікає ланцюгова реакція ядерного ділення клітин і виділяється енергія. Стан ядерного реактора характеризується ефективним коефіцієнтом Доеф розмноження нейтронів чи реактивністюr:

>r = (Доеф -1)/Кеф.

Якщо Доеф > 1, то ланцюгова реакція наростає у часі, ядерний реактор перебуває унадкритичном стані перебуває й його реактивність > 0; якщо Доеф < 1, то реакція загасає, реактор -подкритичен, р < 0; при Доеф = 1, р = 0 реактор перебуває у критичний фінансовий стан, йде стаціонарний процес і кількість ділень постійно у часі. Для ініціювання ланцюгову реакцію під час пуску ядерного реактора в активну зону зазвичай вносять джерело нейтронів (сумішRa іBe, 252>Cf та інших.), хоча й необов'язково, т. до. спонтанне розподіл ядер урану і космічні промені дають достатню кількість початкових нейтронів у розвиток ланцюгову реакцію при Доеф > 1.

Якделящегося речовини переважно Ядерний реактор застосовують 235U. Якщо активна зона, крім палива (природний чиобогащенний уран), містить уповільнювач нейтронів (графіт, вода та інших. речовини, містять легені ядра), то переважна більшість ділень відбувається під впливом теплових нейтронів (теплової реактор). У ядерному реакторі на теплових нейтронах можна використовувати природний уран, необогащенний 235U (такими були перші ядерні реактори). Якщо уповільнювача в активної зоні немає, то переважна більшість розподілі викликається швидкими нейтронами з енергією > 10кев (швидкий реактор). Можливі також реактори на проміжних нейтронах з енергією 1 - 1000 ев.

 

Класифікація ядерних реакторів

За призначенням і ядерні реактори діляться сталася на кілька груп:

1) експериментальний реактор (критична складання), готовий до вивчення різних фізичних величин, значення котрих необхідне для проектування й експлуатації ядерних реакторів: потужність таких ядерних реакторів вбирається у кількох кВт:

2) дослідницькі реактори, у яких потоки нейтронів іg-квантов, які генеруються в активної зоні, йдуть на досліджень у сфері ядерної фізики, фізики твердого тіла, радіаційну хімію, біології, випробування матеріалів, виділені на роботи у інтенсивних нейтронних потоках (в т. год. деталей ядерного реактора), для ізотопів. Потужність дослідницького ядерного реактора не перевершує 100Мвт:виделяющаяся енергія, зазвичай, немає. До дослідницьким ядерним реакторів належить імпульсний реактор:

3) ізотопні ядерні реактори, у яких потоки нейтронів йдуть на отримання ізотопів, в т. год.Pu і 3М для воєнних цілей;

4) енергетичні ядерні реактори, у яких енергія,виделяющаяся під час ділення ядер, використовується розробки електроенергії,теплофикации, опріснення морської води, у силових установках на кораблях тощо. буд. Потужність (теплова) сучасного енергетичного ядерного реактора сягає 3-5Гвт.

Ядерні реактори можуть різнитися також із виду палива (природний уран, слабкообогащенний, чистий ділиться ізотоп), з його хімічним складом (металевий U,UO2,UC тощо. буд.), з вигляду теплоносія (М2Про, газ, D2>O, органічні рідини, розплавлений метал), у зв'язку зі уповільнювача (З, М2Про, D2>O,Be,BeO.гидриди металів, без уповільнювача). Найпоширеніші гетерогенні Ядерний реактор на теплових нейтронах з сповільнювачами — М2Про, З, D2>O ітеплоносителями — М2Про, газ, D2>O[3].

>Тепловиделяющийелемент (ТВЕЛ), конструктивний елемент ядерного реактора, у якому протікає ланцюгова ядерна реакція; служить щоб одержати тепла, яке потім передаєтьсятеплоносителю; складається з сердечника і герметичною оболонки. Має форму циліндра (суцільного чи пустотілого), пластини та інших. з металевою оболонкою, всередину якого поміщають сердечники, виконані зделящегося матеріалу, приміром, із урану, торію, плутонію чи його сплавів з алюмінієм, цирконієм та інші металами, з пресованих сумішей порошків урану і алюмінію (металокерамічні сердечники) або зспеченних чисплавленних оксидів чи карбідів урану або торію з наповнювачами.

Найбільшого поширення набула отримали циліндричні (стрижневі)ТВЭЛи, деяких випадках можуть мати трубчасту,пластинчатую чи іншу форму.Герметичная оболонка виготовляється головним чином із сплавів алюмінію і цирконію, слабко поглинаючих нейтрони (в теплових реакторах), і навіть із нержавіючої сталі (в швидких реакторах); іноді цих цілей застосовують графіт високої густини.Оболочка мають забезпечувати Надійне поділ між теплоносієм і сердечником, істотно не змінювати характер поглинання нейтронів в реакторі, недопущення викидів осколків розподілу в теплоносій і мати високої механічної міцністю,коррозионной та термічним стійкістю.

КонструктивноТВЭЛи випускають як окремих елементів чи об'єднують в складання (пакети, касети, блоки). Їх розміщують реклами у активної зоні реактора в каналах твердого уповільнювача, якими протікає теплоносій, чи пропускають них рідкий теплоносій, службовець одночаснозамедлителем ядерної реакції. У енергетичних реакторах термін їхньої служби тепловидільних елементів може становити трьох років.

Виготовлення тепловидільних елементів складає автоматизованих лініях, що об'єднує технологічні і контрольні операції у єдиний технологічний комплекс. Особливу увагу приділяють технології зварювання нижньої і верхньоїзаглушек і контролю якості зварних швів іоколошовних зон, які мають мати міцні ікоррозионной стійкістю, відсутністю зовнішніх і прихованих дефектів, структурних аномалій і враження внутрішніх напруг.

Гарантії якості і найнадійнішою роботи тепловидільних елементів протягом проектного терміну експлуатацію у активної зоні реактора забезпечуються багатоступінчастої системою контролю та приймання готових виробів.

Тип ТВЕЛу визначається типом і призначенням реактора, параметрами теплоносія. ТВЕЛ має забезпечити надійний відвід тепла від палива дотеплоносителю.

У багатьох сучасних енергетичних реакторів (ВВЕР, РБМК), ТВЕЛ є стрижень діаметром 9,1—13,5 мм довжиною кілька метрів.

Усередині ТВЕЛів відбувається виділення тепла рахунок ядерної реакції розподілу палива й взаємодії нейтронів з речовиною матеріалів активної зони і теплоносія, яке передаєтьсятеплоносителю. Конструктивно, кожентвел складається з сердечника і герметичною оболонки.

Крімделящегося речовини (>233U,235U,239Pu), сердечник може містити речовина, що забезпечує відтворення палива (>238U,232Th).

>Сердечник

>Сердечники бувають металевими,металлокерамическими чи керамічними. Для металевих сердечників використовуються чисті уран, торій чи плутоній, і навіть їх сплави з алюмінієм, цирконієм, хромом, цинком. Матеріалом металокерамічних сердечників служать спресовані суміші порошків урану і алюмінію. Для керамічних сердечниківспекают чи сплавляють оксиди чикарбиди урану чи торію (>UO2,ThC2).

Високим вимогам по механічної міці й стійкості фізичних властивостей і геометричних розмірів за умов інтенсивного нейтронного і-излучения найбільш відповідають керамічні і металокерамічні сердечники, однак через наявності наповнювача них потрібно ядерного палива підвищеного збагачення (із вмістом235U до 10 % і більше). На підвищення стійкості сердечника, до нього іноді додають матеріали, інтенсивно які поглинають нейтрони (наприклад, молібден).

У багатьох енергетичних реакторів зазвичай застосовують керамічні сердечники з двоокису урану (>UO2), які деформуються протягом робочого циклу вигоряння палива. Інший важливий властивість цього сполуки — відсутність реакції із жовтою водою, яка можуть призвести у разі розгерметизації оболонки ТВЕЛу потрапити радіоактивних елементів в теплоносій. Також, радше до чеснот діоксиду урану можна віднести те, що його щільність близька щільності самого урану, що забезпечує потрібний потік нейтронів в активної зоні.

>Оболочка

Хороша герметизація оболонки ТВЕЛів необхідна щоб уникнути влучення продуктів розподілу палива на теплоносій, що може спричинити поширення радіоактивних елементів межі активної зони. Також, у зв'язку з тим, що уран, плутоній та їхні сполуки вкрай хімічно активні, їх хімічна реакція із жовтою водою може викликати деформацію ТВЕЛу та інші небажані наслідки. Матеріал оболонки ТВЕЛів повинен мати такими властивостями:

· високакоррозионная,ерозионная і термічна стійкість;

· він має істотно змінювати характер поглинання нейтронів в реакторі.

>Оболочки ТВЕЛів нині виготовляються з сплавів алюмінію, цирконію, нержавіючої стали.СплавиAl використовують у реакторах з температурою активної зони менш 250—270 °З, сплавиZr — в енергетичних реакторах за температур 350—400 °З, а нержавіюча сталь, яка інтенсивно поглинає нейтрони, — в реакторах з температурою більш 400 °З. Іноді використовують та інші матеріали, наприклад, графіт.

Що стосується використання керамічних сердечників, з-поміж них і оболонкою залишають невеличкий зазор, необхідний обліку різних коефіцієнтів теплового розширення матеріалів, а поліпшення теплообміну оболонку ТВЕЛу разом із сердечниками заповнюють газом, який добре проводить тепло, найчастіше цих цілей використовують гелій. У процесі роботи ТВЕЛу вихідний зазор (приблизно 100 ммкм по радіусу) зменшується, до повного зникнення.

Конструктивне виконання

ТВЕЛ реактори ВВЕР-1000 є трубку, заповнену таблетками з двоокису урануUO2 і герметично ущільнену.Трубка ТВЕЛу виготовлено зрекристализованного цирконію, легованого 1 % ніобію (сплав Н-1). Щільність сплаву 6,55г/см, температура плавлення1860°C. Для сплаву Н-1 температура350°C є своєрідним критичної точкою, після якогопрочностние властивості сплаву погіршуються, а пластичні збільшуються. Найрізкіше властивості змінюються при високих температурах 400—500 °З. При температурі вище1000°C цирконій взаємодіє зі водяником пором, при1200°C ця реакція протікає швидко (хвилини) (у своїй яке вирізняється тепло реакції розігріває оболонку до температури плавлення (1860 °З) й утворюється водень).

>Наружний діаметр трубки ТВЕЛу 9,1±0,05 мм, товщина 0,65±0,03 мм, внутрішній діаметр — 7,72+0,08 мм.

У трубку з зазором 0,19—0,32 мм на діаметр можна побачити таблетки двоокису урану заввишки 20 мм діаметром 7,530,05 мм. У таблеток є отвори діаметром 2,3 мм, а краюскругленифасками. У холодній стані загальна довжина стовпа таблеток вТВЭЛе становить 3530 мм. Довжина трубки ТВЕЛу становить 3800 мм, становище стовпа паливних таблеток зафіксовано розрізнимивтулками із нержавіючої сталі і пружиною, не які перешкоджають тепловим переміщенням.

При герметизації ТВЕЛу його внутрішня порожнину заповнюється гелієм під тиском 20—25атм. Внутрішній обсяг ТВЕЛу (в холодному стані 181см) на 70 % заповнений таблетками палива. Довжина ТВЕЛу 3837 мм, вагу — 21 кг, на нижньої кінцевий пробці є поперечне отвір для кріплення до

Страница 1 из 2 | Следующая страница

Схожі реферати:

Навігація