Файл: Герасимов В.В. Материалы ядерной техники учеб. пособие.pdf

Скачать файл
Заказать решение

ВУЗ: Не указан

Категория: Не указан

Дисциплина: Не указана

Добавлен: 11.04.2024

Просмотров: 159

Скачиваний: 1

ВНИМАНИЕ! Если данный файл нарушает Ваши авторские права, то обязательно сообщите нам.

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-

Смотрите также файлы