Файл: Герасимов В.В. Материалы ядерной техники учеб. пособие.pdf
ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 11.04.2024
Просмотров: 159
Скачиваний: 1
4%
•*
+
+“»
*
•М* ч
$ ’:;£ * * ;':« $ £ :J
> 4
4 h
.»•»і V |
... ?іч ...... |
г... А |
|
|
\ *%.'Z.........г Z. .............4■ , |
||||
>ф..* * |
||||
Т ^ ч |
|
|
|
|
....л |
|
■V |
|
|
-лі # “ т* |
4*, |
|||
|
|
|
* t |
|
, |
|
|
|
Аг
Ч».П
Г
*ѵ N
4’<, '
Іі і !
*>•/»
У іѴ*
JJi |
■V1* |
*> 1 |
|
|
г *»ч“ |
. V |
■**£&>> |
|||
/у |
» ♦ Ѵ ?ѵ |
ч/г |
|
■• |
Z - |
, |
||||
“ ѵ . ч |
. |
, |
|
. ч 4 |
|
|||||
-ч.‘ч |
• |
,л; |
|
|
) |
|
j |
|
‘ |
> |
ѵ.ѴЛч, ч . . <-. ¥ .ч,.- .А Ч ^™ .. |
...... |
...ч ѵ ... .... |
||||||||
Г |
Ч. |
|
|
|
Т * |
|
Ь |
> |
f |
* s { |
* |
.. V Ч |
|
419 |
|
|
* А, |
||||
' ‘ |
ч “* Ч |
|
- |
Ч •* V 1 1 |
’ |
|||||
і |
.4 |
f |
U J |
• ‘ |
|
|||||
' |
•Ч- „ |
' |
' |
-" ѵ' * |
ч '»‘ч' |
*- |
|
|
||
-; |
", |
. |
|
|
'' |
|
V |
|||
. . |
_ . |
|
....' ■ ; ......... |
|
||||||
' |
|
|
|
|
ч |
|
|
іч |
||
|
|
|
|
|
|
•&& |
||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Щ*• %*,. -т. <jrп
Ш
Ь <ік +
“Ч н 1
:**>*?
*-**4 j;*1
4
|
|
|
*?■* |
|
|
|
|
пч |
|
|
|
|
|
|
|
/г*?/’ |
г г |
|
|
|
|
;j |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
" 4 4 * > |
|
--1 |
|
' |
||
|
|
Л і • > |
4" rti |
-. ,Лч |
||
|
|
|
, ; „ |
- |
*■ |
|
|
Ч^ - j . . |
1 ,. |
*! Ч У |
|||
^ |
1 |
4 s . |
і |
* |
*4. |
|
• |
V-** Ч |
чЛ«** |
||||
t |
- 3 ^ Si |
Г Ч ѵ |
|
|
. , |
|
.. |
‘ |
І ,Ч=-5!*=|»«^ * |
|
, .МШ Щ *:- \-
В. В. ГЕРАСИМОВ, А.С. МОНАХОВ
МАТЕРИАЛЫ
ЯДЕРНОИ
ТЕХНИКИ
Допущено Министерством высшего и среднего специального образования СССР
в качестве учебного пособия для студентов высших учебных заведений, обучающихся по специальности
«Атомные электростанции и установки»
МОСКВА АТОМИЗДАТ 1973
УДК 621.039.53(07)
Г е р а с и м о в В. В., М о н а х о в А. С. Материалы ядерной техники. Учебное пособие' для вузов. М., Атомпздат, 1973, 336 с.
В книге рассмотрены требования, предъявляемые к реакторным материалам. С учетом современных дости жении разобраны вопросы прочности, совместимости, ра
диационной |
коррозионной стойкости |
конструкционных |
и топливных II |
материалов. Рассмотрены |
физические, ме |
ханические, коррозионные свойства реакторных мате риалов и влияние на них эксплуатационных факторов. Приведены характеристики теплоносителей и рассмот рены процессы, происходящие в них под действием ра диация.
Учебное пособие рассчитано на студентов энергети ческих факультетов высших учебных заведений. Оно может быть полезным для научных работников и инже неров, работающих в областях науки и техники, свя занных с ядерной энергетикой.
РЕЦЕНЗЕНТЫ:
Кафедра «Металлургия и металловедение» Москов ского инженерно-физического института, зав. кафед рой чл. корр. АН СССР В. С. Еме.ючнйя
Докт. техн. наук Ю. Н. Сокурский
0315—007 |
(С) Атомиздат, 1973 |
7—73 |
|
034(01)—73 |
|
в в е д Е.у: й Ё
Со времени пуска Первой в мире атомной электростанции (АЭС) мощностью 5 Мет в 1954 г. атомная энергетика разви вается быстрыми темпами. В 1958 г. мощность работающих атомных электростанций достигла 185 Мег, на январь 1967 г.— 9300 Мег, а к 1980 г. ожидается общий рост мировых мощно стей атомных электростанций — 300 000 Мет. К настоящему времени атомная энергетика может конкурировать с электро станциями на дорогом органическом топливе.
Применение атомной энергии не ограничивается сооруже нием мощных стационарных энергетических установок. Для труднодоступных районов (северных, горных пустынь и т. д.) большое значение приобретают передвижные и транспортабель ные АЭС небольшой мощности. Такие установки уже созданы в СССР, США и других странах.
Большое распространение получили ядерные энергетические установки для надводного и подводного транспорта. В 1959 г. в состав ледокольного флота СССР вступил первый в мире атом ный ледокол «Ленин». Исследуется возможность использования атомных установок*1!? -в- других отраслях народного хозяй ства.
В мире работает множество исследовательских, эксперимен тальных и специального назначения реакторов. Многообразие реакторов и специфические условия их работы требуют пра вильного выбора материалов.
Конструкционные материалы, используемые при строитель стве атомных электростанций, существенным образом влияют не только на стоимость их сооружения, но и на конструктивные особенности применяемых реакторов п надежность работы всего теплоэнергетического оборудования.
4 |
Введение |
Стоимость используемых |
конструкционных материалов яв |
ляется основной составляющей в удельных капитальных затра тах на АЭС.
По мере накопления опыта эксплуатации АЭС с переходом на серийное производство оборудования при использовании бо лее дешевых конструкционных материалов строительство атом ных электростанций будет идти еще более быстрыми темпами при значительном уменьшении их стоимости.
Глава 1 и § 7 главы 8 написаны Монаховым А. С., осталь ные главы — В. В. Герасимовым.
Глава 1
КОНСТРУКЦИОННАЯ СХЕМА ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ
УСТАНОВКИ
Основой любой ядерной энергетической установки (рис. 1.1) является реактор 1, в котором размещается активная зона ре актора 15, где происходит цепная реакция деления ядерного топлива с выделением тепловой энергии. Теплоноситель 13 тран спортирует выделившееся в результате распада горючего тепло в парогенератор 3, где происходит передача этого тепла во
Рис. 1.1. Принципиальная тепловая схема двухконтурнон ядерной энер гетической установки с реактором типа ВВЭР:
1 |
2 — |
|
регулирования и аварийной защ иты : |
5 — парогенератор:9 — |
|||||||
8 — реактор; |
5 стерж ни |
||||||||||
•/ — турбин а; |
|
|
|
|
6 |
— конденсатор; |
7 — конденсатны12 — |
й |
насос; |
||
— электрогенератор;11 |
|||||||||||
10— регенеративны13 |
е подогреватели14 |
вы сокого и низкого |
давления;Іо |
деаэратор; |
|||||||
— питательный |
н асос; |
— главны й |
циркуляционны й |
насос; |
отраж ател ь |
||||||
нейтронов; |
— теплоноситель;16 |
|
— биологическая защ и т а; |
— активная |
зон а; |
||||||
|
|
|
|
— корпус реактора. |
|
|
|
|
|
внешний контур. Образовавшийся в парогенераторе пар направ ляется в турбину 4. Такая схема ядерной энергетической уста новки называется двухконтурной. Первый контур работает в условиях облучения, во втором контуре активность отсутствует.
Парообразование может происходить и непосредственно в активной зоне реактора (рис. 1.2), в этом случае парогенератор ядерной энергетической установки отсутствует и образующийся в реакторе пар идет непосредственно в турбину. Такая схема ядерной энергетической установки называется одноконтурной.
6 Гл. 1. Конструкционная схема
В одноконтурной установке все оборудование работает в усло виях облучения.
При использовании в качестве теплоносителя жидких ме таллов (например, натрия) передача тепла от теплоносителя
Рис. 1.2. Принципиальная тепловая схема одноконтурной ядерной энергетической установки с ураи-графнтовым ре актором:
/ _ урпн -граф нтовы п реактор;8 5 2 — технологический |
кап ал ; |
3 |
—9 —б а р а |
|||
б ан -сеп ар ат ор ; 4 — турби н а;10 |
— |
электрогенератор; |
/» — конденсатор; |
|||
Г — коидепсатпы П н асос: — регенеративны е |
подогреватели; |
д е |
||||
аэратор; |
— питательный |
насос., |
|
|
|
Рис. І.З. Принципиальная тепловая схема трехконтурнои ядерной энер гетической установки:
1 |
— гаеактор; 2 — промеж уточны й |
теплообм10 |
енник; |
3 — |
парогенератор;II |
— турбина; |
|||||||
5 — электрогенератор; |
9 |
6 — |
конденсатор;12 |
7 — конденсатны й |
насос; |
8 — |
регенератив |
||||||
ные |
подогреватели; |
|
13— деаэрато р ; |
— питательный н асос; |
— электром агнит |
||||||||
ный |
циркуляционны й |
|
н асос; |
— промеж уточны й |
контур |
с |
нерадноактивны м |
||||||
|
|
теплоносителем ; |
|
— первый контур |
с радиоактивны м теплоносителем . |
(жидкого металла) во внешний контур происходит через про межуточный контур теплоносителя (рис. 1.3). Такая схема ядер ной энергетической установки называется трехконтурной. В этом случае только первый контур работает в условиях облучения.
Г л . 1. Конструкционная схема |
7 |
Пар, проработав в турбине, конденсируется |
в конденсаторе |
6 (см. рис. 1.1) за счет отвода тепла технической водой, и кон
денсат |
через систему |
регенеративных |
подогревателей |
8 и де |
|
газатор |
(деаэратор) 9 поступает в парогенератор |
(при двухкон |
|||
турной |
и трехконтурной |
схемах) или в |
реактор |
(при |
однокон |
турной схеме).
В зависимости от энергии нейтронов, используемых для осу ществления цепной ядерной реакции, различают реакторы на
тепловых (медленных), промежуточных и быстрых |
нейтронах |
||
(табл. 1.1). |
|
|
|
|
|
Таблица 1.1 |
|
Энергия нейтронов, |
используемых в различных типах реакторов |
||
Н ейтроны |
Э н ер ги я, эб |
Нейтроны |
Э н ер ги я , эб |
Медленные (тепловые) |
< і |
Промежуточные |
От 1 до 1000 |
|
|
Быстрые |
> 1 0 0 0 |
В настоящее время основой развития ядерной энергетики во всех странах являются реакторы на тепловых нейтронах, хотя будущее атомной энергетики за реакторами на быстрых ней тронах-. так как они позволяют решить проблему топлива в ядерной энергетике. По типу распределения топлива в активной зоне реакторы подразделяют на гетерогенные и гомогенные. В гомогенных реакторах ядерное топливо в активной зоне на ходится в виде однородной массы (раствора, смеси, суспензии или химического соединения с замедлителем и теплоносителем). В гетерогенных реакторах используют твердое топливо в виде тепловыделяющих элементов (твэлов), где горючее отделено от замедлителя и теплоносителя оболочкой твэла. На всех про мышленных действующих АЭС используют только гетерогенные реакторы.
По виду используемого теплоносителя реакторы подразде ляют на реакторы с водой под давлением (ВВЭР) и кипящие
реакторы, тяжеловодные, газовые реакторы, реакторы с жидкометаллическими и органическими теплоносителями. По конст руктивному оформлению корпуса реактора различают реакто ры корпусного и канального типов. В реакторах корпусного ти па активная зона помещается внутри корпуса, где теплоноси тель выполняет одновременно и роль замедлителя. В реакторах канального типа теплоноситель и замедлитель разделены. Теп лоноситель омывает твзлы в отдельных многочисленных техно логических каналах (рис. 1.4). Возможна также классификация реакторов по их назначению; например, реакторы для произ-