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 имеют большее распространение реакторы с водой под давлением. Некоторые материалы, используемые в реакторах, приведены в табл. 26.1.

На рис.1 представлена схема АЭС, оборудованная легководным реактором с водой под давлением. В корпусе реактора находится 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 спекаются при высокой температуре, обрабатываются до нужного размера и укладываются в трубки, которые заполняются гелием и герметически запаиваются. Получаются длинные топливные стержни с диаметром около 10 мм (рис.2). Затем стержни собираются в сборки. Сборка является топливной единицей, содержащей большое количество энергии. Обычная 1000 МВт станция содержит около 200 топливных сборок и от 40 000 до 50 000 топливных стержней. Общее количество топлива в активной зоне реактора PWR мощностью 1000 МВт равно приблизительно от 100 до 110 т диоксида урана.

Рис.1. Схема передачи тепла между элементами станции PWR: 
1 — бетонная оболочка; 2 — нержавеющая планировка; 
3 — турбина; 4 — генератор; 5 — конденсатор; 
6 — градирня; 7 — парогенератор; 8 — циркулярный 
насос; 9 — корпус реактора; 10 — активная зона; 
11 — компенсатор давления; 12 — контейнмент


В каждом реакторе от 16 до 25 ячеек (в зависимости от конструкции) оставлены свободными для регулирующих стержней. Они перемещаются при помощи управляющего стержня, проходящего через крышку корпуса реактора. Пар, выходящий из турбины, конденсируется в водоохлаждаемом конденсаторе, с помощью которого сбрасывается оставшаяся тепловая энергия. В некоторых системах охлаждения используется градирни.

Рис.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


Таблица 1

Компоненты ядерного реактора и материалы

Компонент                                  Применение                                                                  Материал

Топливо                           Для осуществления реакции выделения

                                          и выработки энергии                                                                233U, 235U, 239Pu, 241Pu

Теплоноситель             Для отвода тепла из активной зоны реактора               Обычная вода, тяжелая вода,

                                                                                                                                                органические жидкости, CO2,

                                                                                                                                               воздух, He, Na, Bi, эвтектика натрий

                                                                                                                                                — калий

Замедлитель                 Для замедления быстрых нейтронов деления            Обычная вода, тяжелая вода,

                                                                                                                                              графит, Be, оксид бериллия

Отражатель                  Для уменьшения утечки нейтронов, для защиты

                                         персонала от ионизирующего излучения                         То же, что и в замедлителе

Управляющие             Для контроля критичности и мощности                           Cd, B, Hf, Gd, Ag, In

стержни

Конструкционные       Для оболочки топлива, для сооружения                        Коррозионностойкая Cr—Ni сталь,

материалы                   активной зоны                                                                        сплавы на основе Al и Zr




Стоимость оборудования станции, осуществляющего выработку и передачу энергии, — корпус реактора, теплообменники, насосы, емкости, трубопроводы, составляет около 90 % от стоимости станции. Оборудование должно быть правильно сконструировано и изготовлено из экономичных, но гарантированно надежных материалов.

РАДИАЦИОННАЯ ПОВРЕЖДАЕМОСТЬ КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ

Ядерная энергетика предъявляет повышенные требования к используемым конструкционным материалам, технологии их производства и контролю работоспособности. Конструкционные материалы под действием облучения испытывают структурные превращения, оказывающие отрицательное влияние в первую очередь на механические свойства и коррозионную стойкость. Из всех видов облучения (нейтронами, α- и β-частицами, γ-излучения) наиболее сильное влияние оказывает нейтронное облучение.

Радиационностойкими 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 тепловых (медленных) 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 флюэнс нейтронов, характеризует суммарную дозу облучения и является мерой накопления радиационного воздействия. Более точной характеристикой дозы облучения является суммарное количество смещений в расчете на один атом (смещ/ат). На рис3 представлена модель радиационных повреждений, возникающих при соударении высокоэнергетических нейтронов с атомами кристаллической решетки. 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. Один нейтрон способен создать в алюминии более 6000 вакансий, в бериллии с большей энергией межатомной связи — более 450 вакансий.


Рис.3. Модель радиационных повреждений, возникающих при соударении нейтронов 
с атомами кристаллической решетки (модель Зеегра)


Помимо смещений большие нейтронные потоки за счет своей энергии возбуждают атомы, усиливают их колебания (это явление Инденбом назвал «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 при 20 °С аустенитной хромоникелевой стали при-ведено на рис.4. Сталь приобретает максимальное упрочнение при Ф = 3·1019 нейтрон/см2, причем σ0,2 растет интенсивнее σв, что приводит к снижению способности к деформационному упрочнению. Дальнейшее увеличение потока практически не влияет на свойства стали.

Кроме флюенса на свойства оказывает влияние температура, при которой проходит низкотемпера-турное облучение (рис.5). Наиболее резко охрупчивание аустенитных сталей проявляется после облучения в температурном интервале 250–350 °С. Пластичность титановых сплавов после облучения также падает. Однако, в отличие от сталей, они не имеют провала пластичности в этом температурном интервале (рис.6).


Рис.4. Изменение механических свойств при 20 °С аустенитной стали 12Х18Н10Т после 
низкотемпературного облучения нейтронами: 
1 — σВ ; 2 — σ0,2; 3 — δ


Рис.5. Влияние температуры нейтронного облучения (7·1020 нейтрон/см2) стали А304 (Х18Н9) 
на изменение механических свойств при комнатной температуре


Рис.6. Деформационная способность α-сплава титана до (1) и после (2) нейтронного облучения 
(2·1021 нейтрон/см2; Т » 250 °С; Е > 1 МэВ)


Действие низкотемпературного облучения на свойства напоминает наклеп — холодную пластическую деформацию. Однако, несмотря на такую аналогию, механизмы воздействия радиационного повреждения и наклепа на структуру материала принципиально различны, поскольку радиационное повреждение связано преимущественно с образованием точечных дефектов, тогда как деформационное упрочнение связано в основном с появлением линейных 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 типов (рис.7).


Рис.7. Эволюция дефектной структуры аустенитной стали при облучении ионами хрома (Е = 1 МэВ)


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 (рис.8). Объем может увеличиться на 20 % и более. Распухание усиливается в результате скопления в микропорах газов, образовавшихся при облучении.


Рис.8. Влияние облучения при 450 °С на относительное 
увеличение объема аустенитной стали 12Х18Н10Т


Легирование хромоникелевых сталей Ti, Mo, Nb снижает их распухание. Высокохромистые ферритные и перлитные стали с меньшей растворимостью водорода характеризуются меньшей склонностью к распуханию.

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 табл.2.

При облучении резко снижается коррозионная стойкость металлов и сплавов. Вода и водяной пар являются теплоносителями в водном и водно-паровом трактах АЭС. Вследствие радиолиза меняется состав электролита — происходит разрушение молекул воды с образованием ионов и атомов кислорода, водорода и щелочной гидроксильной группы —OH. 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 гидрооксильных групп 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 межкристаллической коррозии и коррозионному растрескиванию.

Помимо изменения механических свойств (упрочнению и снижению пластичности) и вакансионного распухания, радиационное повреждение сталей приводит к появлению новых эффектов: радиационной ползучести, высоко- и низкотемпературному радиационному охрупчиванию (ВТРО и НТРО).

Таблица 2

Воздействие нейтронного

облучения на различные

материалы.
Интегральный поток                                    Материал                                                    Воздействие облучения
быстрых 
нейтронов, 
нейтрон/см2 


10¹⁴–10¹⁵                                      Политетрафторэтилен, полиметил­-               Снижение прочности при растяжении

                                                          метакрилат и целлюлоза 


10¹⁶                                                 Каучук                                                                      Снижение эластичности

10¹⁷                                               Органические жидкости                                      Газовыделение 

10¹⁸–10¹⁹                                     Металлы                                                                 Заметный рост предела текучести

10²⁰                                               Полистирол                                                          Снижение прочности при растяжении

10²⁰                                             Керамические материалы                                  Уменьшение теплопроводности,

                                                                                                                                            плотности, кристалличности

10²⁰                                             Все пластмассы                                                   Непригодны для использования в

                                                                                                                                      качестве конструкционного материала

10²⁰                                          Углеродистые стали                                            Значительное снижение пластичности,

                                                                                                                                   удвоение предела текучести, повышение

                                                                                                                                   температуры перехода от вязкого

                                                                                                                                    разрушения к хрупкому

10²⁰–10²¹                              Коррозионностойкие стали                            Трехкратное увеличение предела текучести

10²¹                                         Алюминиевые сплавы                                      Снижение пластичности без полного

                                                                                                                                  охрупчивания





Радиационная ползучесть сталей проявляется при температуре 300–500 °С, когда роль термической ползучести еще пренебрежимо мала. Один из возможных механизмов радиационной ползучести — механизм переползания, т. е. скольжения дислокаций. Установившаяся скорость радиационной ползучести пропорциональна приложенному напряжению и повреждающей дозе.

Длительная прочность радиационно стойких аустенитных и ферритной сталей иллюстрируется на рис. 26.9. Аустенитные стали имеют достаточно высокую длительную прочность при 670–700 °С за счет легирования Mo, введения Nb, микродобавок В (0,003–0,008 %). Длительная прочность хромистой жаропрочной стали ниже, чем аустенитных, что связано с более высокой диффузионной подвижностью атомов в ОЦК-решетке. Легирование Mo, Nb, V и B увеличивает прочность лишь при 600–650 °С.

Изменение свойств сталей при низких температурах при облучении называют низкотемпературным радиационным охрупчиванием (НТРО). К НТРО склонны ферритные и ферритно-мартенситные стали и в меньшей степени аустенитные коррозионностойкие стали, что связано с особенностями дислокационной структуры и фазовых превращений в феррите.

В области, где температура составляет более 0,55 температуры плавления сталей, наблюдается высокотемпературное радиационное охрупчивание (ВТРО). ВТРО проявляется в необратимом уменьшении относительного удлинения (до 3–5 %) и преобладании межзеренного разрушения.