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


Реферат Ядерна енергетика і особливі підходи до працездатності конструкційних матеріалів

Предыдущая страница | Страница 2 из 2
нижньої опорною решітцітепловиделяющей складання.

>Герметичность кожного ТВЕЛу перевіряєтьсягелиевимтечеискателем.Герметизирующие елементи ТВЕЛу (трубка і кінцеві деталі) утворюють оболонку, а таблетки двоокису урану — паливний сердечник.

Цирконій вдало поєднує ядерні і обов'язкові фізичні характеристики з механічними властивостями,коррозионностоек переважно середовищ, що застосовуються у ролі теплоносіїв ядерних реакторів і технологічний.

Пігулки двоокису урану мають високої температури плавлення (близько 2800 °З), не взаємодіють із водою і пором навіть за високих температур, сумісні з матеріалом оболонки ТВЕЛу.

>Двуокись урану має низьку теплопровідність (у 50 разів менша, ніж в стали). Щільність двоокису урану 10,4—10,8г/см. При протікання ланцюгову реакцію обсягом паливних таблеток рівномірно виділяється енергія до 0,45кВт/см (450кВт/л).

Це тепло відводиться з обсягів таблеток до трубок (оболонок),охлаждаемих водою, тому найбільша температура встановлюється на осі симетрії таблеток.

При номінальною потужності реактора температура на осі ТВЕЛу становить близько 1600 °З, але в поверхні таблеток — близько 470 °З. Максимальна температура сягає відповідно 1940 і 900 °З. Перепад температури на газовому зазорі між таблетками і трубкою (оболонкою) становить 100 °З, на оболонці — 23 °З. Температура зовнішньої поверхні трубки ТВЕЛу становить близько 350 °З. Питома теплової потік становить 0,6МВт/м, а лінійний теплової потік — 17кВт/м трубки.

При номінальною потужності тиск гелію сягає 80—100атм, а паливний сердечник ТВЕЛу подовжується від нагріву на 30 мм.

Змістделящегося235U у своїй паливних таблеток становить 4,4 % на початку кампанії уряду й 0,8—1 % при розвантаження з реактора. Близько 5 % продуктів розподілу урану є газоподібними речовинами,увеличивающими тиск всередині оболонки ТВЕЛу на 80атм наприкінці кампанії у гарячому стані (тиск теплоносія в активної зоні 160атм). Після охолодження парціальний тиск газоподібних продуктів розподілу в оболонці ТВЕЛу становить близько 20атм.

Для завантаження в реакторТВЭЛи об'єднують у званітепловиделяющие складання (ТВЗ), які у випадку твердого уповільнювача поселяють у спеціальних каналах, якими протікає теплоносій. У реакторах з рідкимзамедлителем складання розміщуються у його обсязі [4].

Характеристики

Основний параметр ТВЕЛу — глибина вигоряння палива, що у енергетичних реакторах сягає 40МВт·сут/кг, а час становить до 3—4 років. У середовищі сучасних ВВЕР вигоряння палива ТВЕЛів сягає більш 65МВт·сут/кг U за6-летнюю (по приблизно 320сут.) кампанію.

ВикористаніТВЭЛи піддаються переробці з метою добування невикористаного у цій кампанії або знову накопиченого палива.


Корпус ядерного реактора

Корпус реактори ВВЕР-1000

Корпус - частина ядерного реактора, призначена розміщувати у ній активної зони, відбивачів нейтронів івнутрикорпусних пристроїв й у організації відводу тепла. Корпус має патрубки це про людське теплоносія, і навіть устрою герметизації внутрішньокорпусного простору.

До основних рис корпусу ВВЕР

>Параметр >ВВЭР-210 >ВВЭР-363 ВВЕР-440 ВВЕР-1000
Робоча тиск,МПа 10 10,5 12,5 16
Внутрішній діаметр, мм 3600 3560 3560 4155
Висота, мм 11100 12000 11800 10880
Максимальний діаметр, мм по бандажу 4400 4400 4270 4535
Товщина, мм >Цилиндрической частини 100 120 140 190
Зони патрубків 180 200 200 265
Кількість отворів під вхідні і вихідні патрубки 2/6 2/8 2/6 2/4
Маса корпусу, т 185,4 209,2 200,8 304
Кількість шпильок 60 60 60 54
Діаметр різьби шпильок, мм >М130*6 >М130*6 >М130*6 >М170*6

Корпус реактора типу ВВЕР є складною конструкцією циліндричною форми,изготовляемую зцельнокованихобечаек без поздовжніх зварних швів, що підвищує надійність експлуатації. Нижня частина корпусу, де міститься активна зона, зазвичай, виконується як цілої циліндричною оболонки зеллиптическим днищем без будь-яких врізок і отворів. Вхідні і вихідні патрубки для під'єднання головних циркуляційних трубопроводів теплоносія, і навіть інші комунікації розташовуються вище верхню частину активної зони щонайменше ніж 1000 мм.

При конструюванні і виготовленні корпусів ВВЕР поставлено завдання забезпечення багаторічної - (до 30 років) надійної експлуатації реактора що за різних режимах. Корпус реактора працює у дуже жорстких умов: високі тиск і температура теплоносія, потужні потоки радіоактивного випромінювання, значні швидкості теплоносія, що навіть за високої ступеня чистоти єкоррозионно-агрессивной середовищем. У процесі експлуатації метал корпусу піддається періодичним навантажень, що з коливанням тиску і температури при встановлених і перехідних режимах і зі зниженням тиску до атмосферного і температури до60°С при планових і аварійних зупинках. Потоки ядерного випромінювання, циклічні навантаження та тривалого вплив високої температури викликають поступове зміна властивостей матеріалу.Профилактический огляди ремонт елементів корпусу обмежені, унаслідок їх більше наведеної радіоактивності. Робота таких умовпредпочтительними матеріалами єперлитниенизколегированние стали типу15Х2МФА і22К. Крім високих механічних і пластичних властивостей перелічені вище сталитехнологична під час зварювання і виготовленні поковок масою до 200000 кг і завтовшки до 600 мм. Внутрішня поверхню корпусу зазвичай покривається антикорозійнимнаплавкой, значно зменшує вихід продуктів корозії в воду реактора. Виготовлення корпусів ВВЕР, працюючих при високих тисках (до 16МПа) і температурі (до 340 °З) теплоносія, повністю з нержавіючих сталей неможливо внаслідок не технологічності і низької міцності їх.

Корпус ВВЕР-1000 має дві низки патрубків діаметром 850 мм чотири патрубка у низці, для підключення чотирьох циркуляційних петель головного циркуляційного контуру.

Застосування корпусу здвухрядним розташуванням патрубків дозволяє зменшити габарити корпусу попатрубкам у плані протиоднорядним розташуванням, і навіть спрощує схему циркуляції теплоносія в реакторі з допомогою поділу потоку теплоносія суцільний кільцевої перегородкою, що частково виключає поява "гарячих" плям у зоні концентрацій напруг у патрубків корпусу.

>Однорядное розташування патрубків на корпусах ВВЕР своєю чергою значно спрощує технологію і виникає час виготовлення корпусу. Зі збільшенням одиничної потужності ВВЕР і підвищення споруджуваних АЕС реактори зоднорядним розташуванням патрубків будуть краще, оскільки визначального чинника буде час виготовлення, а чи не габарити.

Ущільнення головного розняття і кріплення кришки до корпусу здійснюються з допомогою шпильок, у своїй забезпечується міцнеприлегание торцяфланца корпусу до торцяфланца кришки. Ущільнення головного розняття ВВЕР-1000 здійснюється двома прокладками, установлених у канавки на торцевій поверхніфланца кришки.Прокладки виготовлені і діаметром35х5, зовнішня поверхня яких покрита нікелем. ядерний енергетика реактор


>Рис. Конструкція реактори ВВЕР-1000

>1—верхний блок;2—приводСУЗ(системи управління та цивільного захисту);3—шпилька;4—труба для завантаженняобразцов-свидетелей;5—уплотнение;6—корпус реактора;7—блок захисних труб;8—шахта;9—вигородка активної зони;10—топливние складання;11—теплоизоляция реактора;12—кришка реактора;13—регулирующие стрижні;14—топливние стрижні;15—фиксирующие шпонки;

Таблиця. До основних рис корпусу ВВЕР

>Параметр >ВВЭР-210 >ВВЭР-363 ВВЕР-440 ВВЕР-1000
Робоча тиск,МПа 10 10,5 12,5 16
Внутрішній діаметр, мм 3600 3560 3560 4155
Висота, мм 11100 12000 11800 10880
Максимальний діаметр, мм по бандажу 4400 4400 4270 4535
Товщина, мм >Цилиндрической частини 100 120 140 190
Зони патрубків 180 200 200 265
Кількість отворів під вхідні і вихідні патрубки >02.июн >02.авг >02.июн >02.апр
Маса корпусу, т 185,4 209,2 200,8 304
Кількість шпильок 60 60 60 54
Діаметр різьби шпильок, мм >М130*6 >М130*6 >М130*6 >М170*6

>Рис. Ядерний реакторБН-600

1. Шахта

2. Корпус

3. Головний циркуляційний насос 1 контуру

4.Электродвигатель насоса

5. Велика поворотна пробка

>6.Радиационная захист

>7.Теплообменник ">натрий-натрий"

>8.Центральная поворотна колона із механізмами СУЗ

9. Активна зона


Ядерний реакторБН-600 виконано з „інтегральної"компоновкой устаткування, коли він активна зона й устаткування першого контуру (головні циркуляційні насоси і проміжні теплообмінники) розміщені в корпусі реактора.

Корпус реактора є бак циліндричною форми зеллиптическим днищем і конічній верхньої кришкою, виконаною з одинадцятьмагорловинами - для поворотною пробки, насосів першого контуру, проміжних теплообмінників, елеваторів системи перевантаження тепловидільних збірок (ТВЗ).Цилиндрическая частина корпусу з'єднана з днищем шляхом зварювання через перехідний опорне кільце, у якому встановлено опорний пояс, що є основою несучою конструкції всередині корпусу реактора; він утворює системою радіальних ребер три зливальні камери для натрію, виходить із теплообмінників.

На опорному поясі змонтовано всевнутри-корпусное устаткуваннянапорная камера з ТВЗ активної зони, зони відтворення й внутрішнього сховища ТВЗ, первинна радіаційна захист, проміжні теплообмінники, головні циркуляційні насоси першого контуру. Навантаження від безлічі реактора через опорне кільце передається накатковие опори, які спираються нафундаментную плиту.

У центрі верхню частину реактора змонтованоповоротное пристрій, що складається з великий й малої поворотною пробок, ексцентричних друг щодо друга; на малої поворотною пробці змонтована колона СУЗ, у якій розташовані виконавчі механізми систем: управління та цивільного захисту, перевантаження ТВЗ,внутриреакторного контролю.

Реактор розміщений в бетонної шахті діаметром 15 м.Конструкционний матеріал реактора - нержавіюча сталь маркиХ18Н9 У центрі верхню частину реактора змонтованоповоротное пристрій, що складається з великий й малої поворотних пробок, ексцентричних друг щодо друга, на малої поворотною пробці змонтована колона СУЗ, несуча виконавчі механізми системам управління та цивільного захисту, перевантаження ТВЗ, контролю активної зони.

Для компенсації температурнихудлинений насосів першого контуру і проміжних теплообмінників щодо корпусу реактора використані компенсатори приварені до горловині корпусу реактора Корпус реактора полягає у страхувальний кожух, виключаючи можливості витікання натрію з реактора навіть за розривах його корпусу.

Активна зона і зона відтворення збираються з шестигранних ТВЗ касетного типу з розмірами „під ключ" 96 мм.Тепловиделяющая складання складається з твелів, кожуха, голівки для захоплення ТВЗ при перевантаженнях іхвостовика, з допомогою якого ТВЗ встановлюється в гніздо напірного колектора і підтримується вертикально. Ухвостовике ТВЗ й унапорном колекторі виконанідроссельние устрою, щоб забезпечити необхідну розподіл витрати теплоносія через ТВЗ, відповідно дотепловиделением у яких.Твели з'єднані між собою елементами кріплення і обгороджені чохлом, що зв'язують у єдине ціле усі частини ТВЗ.Твели заповнені за довжиною активної зонивтулками зі збагаченої окису урану (чи суміші окису урану) і окису плутонію, а вищою, і нижче активної зони розташованіторцевие екрани з брикетівокиси„отвального" урану.Твели зони відтворення заповнені брикетами з „>отвального" урану. Газові порожнини над рівнем натрію в реакторі заповнені аргоном [5].

Для регулювання ядерного реактора важливо, що коли частина нейтронів під час ділення вилітає з уламків з запізненням. Частка такихзапаздивающих нейтронів невелика (0.68% для 235U, 0,22% для 239>Pu). Час запізнювання Т>зап від 0,2 до 55 сек. Якщо (Доеф - 1) n3/n0, то число ділень в ядерному реакторі росте (Доеф > 1) чи падає (Доеф < 1), з дуже характерною часом ~ Tіз. Беззапаздивающих нейтронів ці часи було б кілька порядків менше, що дуже ускладнило б управління ядерним реактором.

Для управління ядерного реактора служить систему управління та питаннями захисту (СУЗ). Органи СУЗ діляться на: аварійні, які зменшують реактивність (що запроваджують в ядерний реактор негативну реактивність) у разі аварійних сигналів; автоматичні регулятори, підтримують постійним нейтронний потік Ф (отже - і потужність); компенсуючі (компенсація отруєння, вигоряння, температурних ефектів). Найчастіше це стрижні, запроваджувані в активну зону ядерного реактора (зверху або знизу) з речовин, сильно поглинаючих нейтрони (>Cd, B та інших.). Їх рух управляється механізмами,срабативающими за сигналом приладів, чутливих до величині нейтронного потоку. Для компенсації вигоряння можна використовувативигорающие поглиначі, ефективність яких убуває під час захоплення ними нейтронів (>Cd, У, рідкісноземельні елементи), чи розчини яка поглинає речовини взамедлителе. Стабільності роботи ядерного реактора сприяє негативний температурний коефіцієнт реактивності (зі зростанням температуриr зменшується). Якщо це коефіцієнт позитивний, то робота органів СУЗ істотно ускладнюється.

Ядерний реактор оснащується системою приладів, які інформують оператора про стан ядерного реактора: про потоці нейтронів у різних точках активної зони, витратах і температурі теплоносія, рівні іонізуючого випромінювання у різних частинах ядерного реактори й в допоміжних приміщеннях, про стан органів СУЗ та інших. Інформація, отримувана з цих приладів, вступає у ЕОМ, яка може або видавати її оператору вобработанном вигляді (функції обліку), або виходячи з математичного опрацювання. Цією інформації видавати рекомендації оператору про необхідні зміни як роботи ядерного реактора (машина - порадник), або, нарешті, здійснювати управління ядерного реактора й без участі оператора (управляюча машина).


Список літератури

1.world-nuclear.org/info/inf46.html

2.atominfo/news4/d0684.htm

3. Ядерна енергетика. Проблеми та перспективи. Експертні оцінки. Під ред. О.П. Александрова та інших.. Вид.ИАЭ їм. І.В. Курчатова, М.1989г.489с

4. Бойко В.І.,КошелевФ.П. Ядерні технології у різноманітних галузях людської діяльності Томськ, Вид-во ТПУ, 2006, 342 з

5. Кеслер Р. Ядерна енергетика М.,Энергоатомиздат, 1986, 264 з.


Предыдущая страница | Страница 2 из 2

Схожі реферати:

Навігація