Введение
Компонент атомной электростанции
Реакторный сосуд под давлением (RPV) на атомной электростанции — это сосуд, работающий под давлением и содержащий теплоноситель реактора, кожух активной зоны и активную зону реактора.
Классификация ядерных реакторов
В советских реакторах РБМК каждый топливный элемент заключен в отдельную трубу диаметром 8 см, а не в сосуд под давлением. Хотя большинство энергетических реакторов имеют сосуд под давлением, они обычно классифицируются по типу теплоносителя, а не по конфигурации сосуда, используемого для его удержания. Классификации:
Реактор с легкой водой включает в себя реактор с водой под давлением (PWR) и реактор с кипящей водой (BWR). Большинство ядерных реакторов относятся к этому типу. Графитомодерированный реактор включает в себя реактор Чернобыля (РБМК), который имеет весьма необычную конструкцию по сравнению с подавляющим большинством атомных электростанций в России и во всем мире. Газоохлаждаемый тепловой реактор включает в себя реактор с продвинутым газовым охлаждением (AGR), газоохлаждаемый реактор на быстрых нейтронах и высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (HTGR). Примером газоохлаждаемого реактора является британский Magnox. Реактор с тяжелой водой под давлением использует тяжелую воду, или воду с более высокой, чем обычно, долей изотопа водорода – дейтерия. Однако D2O (тяжелая вода) дороже и может использоваться как основной компонент, но не обязательно в качестве теплоносителя. Примером реактора с тяжелой водой является канадский реактор CANDU. Жидкометаллический реактор использует жидкий металл, такой как натрий или сплав свинца с висмутом, для охлаждения активной зоны. Реактор с расплавленными солями использует расплавленные соли, как правило, фториды щелочных и щелочноземельных металлов, в качестве теплоносителя. Принцип работы схож с жидкометаллическими реакторами, характеризующимися высокими температурами и низким давлением, что снижает нагрузку на сосуд реактора по сравнению с конструкциями с водяным или паровым охлаждением. Среди основных классов реакторов с сосудом под давлением реактор с водой под давлением уникален тем, что его сосуд подвергается значительному нейтронному облучению (называемому флюенсом) в процессе эксплуатации, что со временем может привести к его охрупчиванию. В частности, более крупный сосуд реактора с кипящей водой лучше защищен от нейтронного потока, поэтому, хотя его изготовление изначально дороже из-за большего размера, он имеет преимущество в том, что не требует отжига для продления срока службы. Отжиг сосудов реакторов с водой под давлением для продления их срока службы – это сложная и дорогостоящая технология, активно разрабатываемая как поставщиками ядерных услуг (AREVA), так и операторами реакторов с водой под давлением.
Light water reactor Includes the pressurized water reactor and the boiling water reactor. Most nuclear power reactors are of this type. Graphite moderated reactor Includes the Chernobyl reactor (RBMK), which has a highly unusual reactor configuration compared to the vast majority of nuclear power plants in Russia and around the world. Gas cooled thermal reactor Includes the Advanced Gas cooled Reactor, the gas cooled fast breeder reactor, and the high temperature gas cooled reactor. An example of a gas cooled reactor is the British Magnox. Pressurized heavy water reactor utilizes heavy water, or water with a higher than normal proportion of the hydrogen isotope deuterium, in some manner. However, D2O (heavy water) is more expensive and may be used as a main component, but not necessarily as a coolant in this case. An example of a heavy water reactor is Canada's CANDU reactor. Liquid metal cooled reactor utilizes a liquid metal, such as sodium or a lead bismuth alloy to cool the reactor core. Molten salt reactor salts, typically fluorides of the alkali metals and of the alkali earth metals, are used as the coolant. Operation is similar to metal cooled reactors with high temperatures and low pressures, reducing pressure exerted on the reactor vessel versus water or steam cooled designs. Of the main classes of reactor with a pressure vessel, the pressurized water reactor is unique in that the pressure vessel suffers significant neutron irradiation (called fluence) during operation, and may become brittle over time as a result. In particular, the larger pressure vessel of the boiling water reactor is better shielded from the neutron flux, so although more expensive to manufacture in the first place because of this extra size, it has an advantage in not needing annealing to extend its life. Annealing of pressurized water reactor vessels to extend their working life is a complex and high value technology being actively developed by both nuclear service providers (AREVA) and operators of pressurized water reactors.
Компоненты сосуда для реактора с давлением на воде под давлением
Все сосуды реактора с водой под давлением имеют общие характеристики, независимо от конкретной конструкции.
Корпус сосуда реактора
Корпус реакторного сосуда – самый крупный компонент, предназначенный для размещения топливной сборки, теплоносителя и элементов, обеспечивающих циркуляцию теплоносителя и поддерживающих конструкций. Обычно он имеет цилиндрическую форму и открыт сверху для загрузки топлива.
Голова сосуда реактора
Эта конструкция крепится к верхней части корпуса реактора. Она содержит отверстия для подключения механизма привода управляющих стержней к управляющим стержням в топливной сборке. Датчик уровня теплоносителя также вводится в реактор через головку реактора.
Сборка топлива
Топливная сборка ядерного топлива, обычно состоящая из урана или урано-плутониевых смесей. Как правило, это прямоугольный блок, состоящий из решетки топливных стержней.
Нейтронный отражатель или поглотитель
Защита внутренней поверхности корпуса реактора от быстрых нейтронов, выходящих из тепловыделяющих сборок, осуществляется цилиндрическим экраном, охватывающим тепловыделяющую сборку. Отражатели направляют нейтроны обратно в тепловыделяющую сборку для более эффективного использования топлива. Однако, основная задача – защита корпуса реактора от повреждений, вызываемых быстрыми нейтронами, которые могут привести к его охрупчиванию и сокращению срока службы.
Материалы
РПВ играет критически важную роль в обеспечении безопасности реактора ПВР, и используемые материалы должны выдерживать содержание активной зоны реактора при высоких температурах и давлениях. Материалы, применяемые для изготовления цилиндрической оболочки сосуда, со временем менялись, но в основном состоят из низколегированных ферритных сталей, облицованных 3–10 мм аустенитной нержавеющей стали. Нержавеющая сталь используется преимущественно в зонах контакта с теплоносителем для минимизации коррозии. Однако при оценке свойств этих сталей необходимо учитывать их поведение под воздействием радиационного повреждения. В силу экстремальных условий эксплуатации, материал цилиндрической оболочки РПВ часто является определяющим фактором срока службы ядерного реактора.
Радиационные повреждения металлов и сплавов
Из-за особенностей генерации ядерной энергии, материалы, используемые в корпусе реактора (РПВ), постоянно подвергаются бомбардировке высокоэнергетическими частицами. Эти частицы могут быть нейтронами или фрагментами атомов, образовавшимися при делении ядра. При столкновении одной из этих частиц с атомом материала, часть её кинетической энергии передается, выбивая атом из его положения в кристаллической решетке. В результате этого, первичный выбитый атом (PKA) и энергичная частица могут отскочить и столкнуться с другими атомами решетки, вызывая цепную реакцию, которая приводит к смещению множества атомов с их исходных позиций. Ядро каскада смещений, насыщенное вакансиями, также может коллапсировать, образуя петли дислокаций. Под воздействием облучения в материалах развивается более высокая концентрация дефектов, чем в обычных сталях, а высокие рабочие температуры стимулируют миграцию этих дефектов. Это может приводить к рекомбинации интерстициальных атомов и вакансий, а также к образованию скоплений однотипных дефектов, что может приводить к образованию или растворению осадков или пустот. Примерами ловушек, или термодинамически благоприятных мест для миграции дефектов, являются границы зерен, пустоты, некогерентные осадки и дислокации.
Сегрегация, вызванная радиацией
Взаимодействие между дефектами и легирующими элементами может привести к перераспределению атомов у поглотителей, таких как границы зерен. Физический эффект, который может возникнуть, заключается в том, что определенные элементы будут обогащаться или обедняться в этих областях, что часто приводит к охрупчиванию границ зерен или другим неблагоприятным изменениям свойств. Это происходит из-за потока вакансий к поглотителю и потока атомов от него или к нему, которые могут иметь различные коэффициенты диффузии. Неравномерные скорости диффузии приводят к концентрации атомов, которая не обязательно будет соответствовать правильным пропорциям сплава. Сообщалось, что никель, медь и кремний склонны обогащаться у поглотителей, в то время как хром – обедняться. В результате изменяется химический состав на границах зерен или вокруг полостей/некогерентных осадков, которые также служат в качестве поглотителей.