19125

Материалы тепловыделяющих элементов ЯЭУ

Лекция

Энергетика

ЛЕКЦИЯ 5 Материалы тепловыделяющих элементов ЯЭУ Выбор материалов является существенным этапом в проектировании твэлов. Материалы наряду с конструкцией и условиями эксплуатации определяют работоспособность и надежность твэла. При выборе материалов твэла должн

Русский

2013-07-11

961.5 KB

8 чел.

ЛЕКЦИЯ 5

Материалы тепловыделяющих элементов ЯЭУ

Выбор материалов является существенным этапом в проектировании твэлов. Материалы, наряду с конструкцией и условиями эксплуатации определяют работоспособность и надежность твэла.

При выборе материалов твэла должны учитываться многочисленные требования к ним. При этом требования к делящимся и конструкционным материалам различны и имеют свои специфические особенности. Вместе с тем имеется одно существенное требование, в равной степени относящееся к материалам обоих видов — их совместимость в твэле, т.е. необходимость такой комбинации свойств этих материалов, которая позволяет им находиться в контакте друг с другом, не вступая в химическое или металлургическое взаимодействие при запроектированных режимах работы.

Ядерным топливом принято считать материал, содержащий нуклиды, которые делятся при взаимодействии с нейтронами. Делящимися нуклидами являются: находящийся в природном уране изотоп 235U, изотопы плутония 239Pu, 241Pu  и 233U, искусственно получаемые в ходе ядерных реакций из 238U и тория. Изотопы урана и плутония с нечетными массовыми числами делятся под воздействием как тепловых, так и быстрых нейтронов. Природные изотопы, 238U и  232Th подвергаются делению быстрыми нейтронами, но вклад этого деления в получение энергии невелик. Последнее относится и к искусственным изотопам плутония с четными массовыми числами. Сечения делений для нейтронов разных энергетических групп показаны в табл. 5.1.

Таблица 5.1

Энергии деления изотопов нечетных изотопов урана и плутония, барн

Энергия, эВ

U235

U233

Pu239

Тепловые, 0.01-0.1

582

524

742

Промежуточн.5.102-105

2

3

2

Быстрые

105-106

1.3

2

2

Ядерное топливо, содержащее только природные нуклиды, называется первичным. Топливо, содержащее нуклиды, полученные искусственным путем, — вторичным. Основная масса природного урана (238U) и весь находящийся в природе торий (232Th) представляют собой природный ядерный материал, пригодный для воспроизводства, т.е. для получения искусственно делящихся изотопов или вторичного ядерного топлива. На современном этапе развитие атомной энергетики базируется на природном уране. Природный уран состоит из трех изотопов. Основной его изотоп 238U имеет период полураспада Т1/2, соизмеримый с возрастом нашей планеты. По этой причине, где бы не добывали природный уран, его изотопный состав всюду одинаков:

238U — 99,2831 %,        T1/2 = 4,51109 лет;

235U — 0,7115 %,         T1/2 = 0,71109 лет;

234— 0,0054 %,         T1/2 = 27,0106 лет.

Большинство проектируемых и действующих в настоящее время ядерных реакторов работают на уране, обогащенном изотопом 235U. Обогащенный уран — полученная искусственным путем смесь изотопов урана, в которой содержание 235U превышает его нормальную концентрацию в природном уране. Как правило, обогащение топлива в реакторах на тепловых нейтронах не превышает 6 %. Основная часть природного урана — изотоп 238U практически не делится в реакторе, но при захвате нейтрона превращается в делящийся изотоп — плутоний, который в природе не встречается. Процесс протекает по следующей реакции:

238U + 1n = 239U (23,5 мин)  239Np(2,3 сут)  239Pu.

Подобные реакции приводят к воспроизводству делящегося изотопа урана из тория:

232Th + 1n = 233Th – (23,3 мин)  233Pa – (27,4 сут)  233U.

Следовательно, рациональное использование природного урана теснейшим образом связано с наработкой и развитием технологий дальнейшего использования вторичного топлива. Реализация ториевого топливного цикла в ближайшее время проблематична из-за технических трудностей, связанных с высокой радиоактивностью продуктов реакции. Наиболее подготовленным путем рационального использования топлива является уран-плутониевый цикл. В современных энергетических реакторах на тепловых нейтронах коэффициент воспроизводства (отношение числа образовавшихся изотопов плутония к числу разделившихся ядер) равен 0,4 — 0,7. В сопоставимом по мощности реакторе на быстрых нейтронах коэффициент воспроизводства достигает значений 1,1 — 1,3, что позволяет перерабатывать весь загружаемый уран во вторичное топливо. В настоящее время количество плутония, накопленного в результате эксплуатации реакторов на тепловых нейтронах, измеряется сотнями тонн. Кроме того, в ряде стран велики запасы плутония, получаемого для военных целей. Хранить его до лучших времен, когда будут построены новые крупные реакторы на быстрых нейтронах, дорого. Есть обстоятельства, ограничивающие сроки хранения. В частности, во вторичном топливе, накопленном в реакторах на тепловых нейтронах, содержится 12 — 14 % 241Pu с периодом полураспада около 14 лет. При распаде образуется 241Am, являющийся мощным -излучателем. Заводы по производству твэлов без дополнительных затрат не могут работать с топливом, содержащим более 1 % 241Am, а дополнительная очистка плутония от америция существо повышает затраты в топливном цикле. Следует также учесть, что при хранении теряется делящийся изотоп плутония.  При хранении в течение 10 лет теряется 9 %, а за 20 лет — 14 %. Сказанное приводит к тому, что наработанный плутоний через два-четыре года следует использовать в топливном цикле.

Основными требованиями к ядерному топливу, являются следующие:

  1.  Высокая ядерная плотность. Концентрация делящегося изотопа должна обеспечивать возможность необходимой критической загрузки и запас реактивности реактора.
  2.  Радиационная стойкость, т.е. минимальное изменение свойств, объема и способность удерживать внутри себя продукты деления, в том числе и газообразные. В равных условиях топливо, имеющее кубическую кристаллическую решетку, обладает большей радиационной стойкостью.
  3.  Высокая теплопроводность. Теплопроводность определяет уровень температуры, градиентов температуры и величину термических напряжений. Однако в случае высоких температур плавления и жаропрочности ядерного топлива возможно использование его и при относительно низкой теплопроводности. Ядерное топливо с низкой теплопроводностью может использоваться в дисперсионных твэлах при наличии высокой теплопроводности у материала матрицы.
  4.  Определенная пористость, желательная потому, что она является компенсатором радиационного распухания и повышает радиационную стойкость ядерного топлива. Однако высокая пористость снижает теплопроводность, конечным следствием чего является снижение радиационной стойкости (за счет роста температурных перепадов, общего повышения температуры твэла и увеличения газовой составляющей распухания ядерного топлива). Другим отрицательным следствием пористости является снижение механической прочности ядерного топлива.
  5.  Механическая прочность, совместно с оболочкой обеспечивающая механическую прочность твэла.
  6.  Высокая температура плавления, с определенным запасом превышающая максимальную рабочую температуру реактора. Это требование одно из основных для твэлов, предназначенных для высокотемпературных реакторов. Желательно также, чтобы ядерное топливо имело низкую упругость паров.
  7.  Коррозийная и эрозийная устойчивость по отношению к теплоносителю для предотвращения загрязнения контура реактора продуктами деления и самим топливом при потере герметичности твэла.
  8.  Доступность, относительная дешевизна, простота получения и легкость при обработке различными методами, применяемыми в технике.
  9.  Вид и состав ядерного топлива, обеспечивающие возможность регенерации отработавших твэлов простыми и дешевыми способами, а также возможность переработки технологических отходов и выбракованных твэлов.

Некоторые материалы, которые могут рассматриваться как ядерное топливо, представлены в табл. 5.2.

Таблица 5.2

Материалы, которые могут рассматриваться как ядерное топливо

Соединение

Плотность, г/cм3

Объемная доля U или Рu

Тпл, °С

U

18, 9

1, 0

1132

UAl6

6, 0

0, 22

730

UO2

10, 97

0, 51

2750

UC

13,6

0,69

2535

UN

14,3

0,71

2850

U3Si

15,6

0,77

930

U6Ni

17,6

0,89

790

U6Fe

17,7

0,91

815

Pu

19.81

1,0

640

РuO2

11,46

0,51

2240

РuС

13,60

0,66

1850

РuN

14,23

0,69

2830

Следует отметить, что использование плутония в чистом виде, хотя он и представлен в табл.5.2 в качестве возможного ядерного топлива, для энергетических реакторов представляется маловероятным. Плутоний имеет шесть кристаллических модификаций и при аллотропических превращениях, происходящих к тому же в достаточно узком температурном интервале (120 — 640° С), резко меняются его объем и механические свойства.

Учитывая комплекс требований к топливу, указанных ранее, в качестве топлива в энергетических реакторах используются оксиды урана и плутония.

Перспективными соединениями являются карбиды и нитриды урана и плутония. Однако, их применение сдерживается трудностью обеспечения стабильных свойств, малым опытом использования и отсутствием технологии промышленного производства.

Конструкционные материалы используются для изготовления оболочек твэлов, концевых частей твэла, дистанционирующих деталей, а также в качестве матрицы в дисперсионных твэлах.

К конструкционным материалам твэла предъявляются следующие основные требования:

  1.  Высокая прочность и достаточная пластичность, что бы выдерживать без разрушения напряжения и деформации, включая пластические, существующие в твэле при работе.
  2.  Способность при реакторном облучении сохранять свои механические и физические свойства, или менять их в таких пределах, чтобы это не оказывало заметного отрицательного влияния на работоспособность твэла.
  3.  Высокая теплопроводность, чтобы в рабочих условиях в твэле температура не превышала допустимых величин и не возникали большие температурные перепады и вызванные ими механические напряжения.
  4.  Коррозийная и эрозийная стойкость в среде теплоносителя. Весьма желательно также, чтобы конструкционные материалы независимо от вида теплоносителя обладали коррозийной стойкостью в воде, так как отработавшие твэлы могут на длительный период, необходимый для уменьшения радиоактивности, помещаться в воду в хранилище отработавших твэлов.
  5.  Достаточное сопротивление усталости в связи с наличием в твэлах циклических нагрузок, обусловленных циклическим изменением температуры при переходе от одного режима работы на другой, а также вследствие флуктуации режима охлаждения.
  6.  Отсутствие значительного различия коэффициентов термического расширения конструкционных материалов и сердечников твэлов во избежание высоких напряжений при разогреве твэла. Желательно, чтобы в дисперсионных твэлах характеристики термического расширения материалов оболочки, матрицы и топливной фазы также были близкими.
  7.  Поперечное сечение захвата нейтронов у конструкционных материалов не должно быть чрезмерно большим. Микроскопическое сечение поглощения нейтронов различно для отдельных материалов и сильно зависит от энергии нейтронов. Для реакторов на тепловых нейтронах выбор приемлемых материалов сильно ограничен, так как сечение захвата большинства элементов довольно велико и потребовалось бы значительное увеличение загрузки делящегося материала для обеспечения критичности системы и необходимого запаса реактивности. Относительно более широк выбор материалов для реактора на
    быстрых нейтронах.
  8.  Высокие температуры плавления и рекристаллизации для сохранения достаточной прочности при максимальных рабочих температурах твэла. Особенно существенно это требование по отношению к материалам твэлов высокотемпературных реакторов. Для таких твэлов материалы должны также иметь низкую упругость паров, чтобы не произошло заметного испарения материалов и загрязнения контура реактора.
  9.  Отсутствие значительного количества элементов, обладающих большим поперечным сечением активации, высоким периодом полураспада нестабильных изотопов и относительно жестким -излучением, которые в основном обусловливают появление наведенной активности после нейтронного облучения. Присутствие таких элементов  затрудняет обращение с отработавшими  твэлами и их переработку.
  10.  Дешевизна, доступность, простота в получении и легкость в обработке в процессе изготовления твэла.
  11.  Возможность отделения от делящегося материала твэла механическими, химическими или пирометаллургическими способами для проведения регенерации ядерного топлива.

Основные свойства конструкционных материалов представлены в табл. 5.3, 5.4.

Таблица 5.3

Основные свойства конструкционных материалов

Таблица 5.3

Основные свойства конструкционных материалов

Температуры использования материалов в разных типах теплоносителей представлены в табл. 5.4.

Таблица 5.4

Предельные температуры использования материалов в теплоносителях, оС

          Теплоноситель

Материал

Na, Ka

Bi, Pb

Hg

H2O

Нержавеющая сталь

900

550

600

400 — 600

Никель

900

300

400

Молибден

900

800

600

Вольфрам

900

800

600

Титан

600

300

300

Цирконий

600

300

300

300 — 330

Сплав алюминия

300

300

300

200

По совокупности ядерных, физических и технологических свойств сплавы циркония  являются одним из лучших конструкционных материалов для оболочек твэлов, охлаждаемых водой или пароводяной смесью при температурах 300 — 350 оС. При высоких температурах цирконий интенсивно взаимодействует с кислородом, азотом, водородом. По этой причине все технологические операции по получению циркония и изделий из его сплавов необходимо проводить в защитной атмосфере.

В качестве конструкционных материалов активных зон реакторов на быстрых нейтронах широко применяются нержавеющие стали. Это обусловлено их относительно низкой стоимостью, технологичностью и высокой жаропрочностью.

Наибольшее распространение получили нержавеющие хромо–никелиевые стали аустенитного класса. В последнее время уделяется большое внимание исследованию сталей ферритного, мартенситного и ферритно-мартенситного класса, имеющих лучшую, по сравнению с аустенитными радиационную стойкость. При повышении температуры эксплуатации твэлов перспективным является переход на жаропрочные стали и сплавы с высоким содержанием никеля.

Искусственный графит прочно вошел в ядерную технику как хороший замедлитель с малым сечением захвата нейтронов и как конструкционный материал для оболочек и матриц твэлов и противоосколочных покрытий сферических частиц топлива в высокотемпературных газовых реакторах. Графит используют в качестве матричного и оболочечного материалов в твэлах шарового и призматического типов высокотемпературных реакторов AVR, HTGR и других

1.7.   Работоспособность твэла и факторы, определяющие ее

Под работоспособностью твэла подразумевается способность его в течение всего периода работы в реакторе сохранять свою целостность и удерживать внутри себя продукты деления, а также сохранять неизменными свои размеры и прочностные характеристики или менять их так незначительно, чтобы это не нарушало нормальной работы реактора.

Основными факторами, определяющими работоспособность твэлов являются следующие: конструкция, материалы, технология изготовления и режим работы твэла. Не представляется возможным сказать о превалирующим значении какого-либо из названных факторов. Влияние их проявляется одновременно и во взаимосвязи. Так технология изготовления и выбор материалов связаны теснейшим образом, в значительной степени обусловливают друг друга и влияют на конструкцию твэла, которая, в свою очередь, определяет и выбор материалов и возможные методы изготовления. Заданные условия работы определяют и конструкцию и материалы твэла, которые, также в свою очередь, определяют допустимые режимные условия. Лишь на основе компромиссного увязывания большого комплекса многочисленных и зачастую противоречивых требований можно создать работоспособный твэл.

Конструкция твэла определяет общую механическую стой-


 

А также другие работы, которые могут Вас заинтересовать

18236. Правовий режим земель сільськогосподарського призначення 113 KB
  Земельні відносини, які виникають в процесі здійснення приватизації земель сільськогосподарського призначення, а також у сфері їх належності, екологічного, збалансованого використання і охорони земель, правового забезпечення реалізації земельних інтересів, гарантій суб’єктивних земельних прав по відношенню до земель сільськогосподарського призначення.
18237. Процесс формирования представлений о величинах у детей в детском саду и начальной школе 439 KB
  Раскрыть смысл преемственности в формировании представлений о величинах у детей дошкольного и младшего школьного возраста. Выявить педагогические условия, влияющие на реализацию преемственных связей в процессе изучения величин в детском саду и начальной школе. Определить принципы отбора содержания учебного материала, обеспечивающие непрерывность формирования представлений о величине у детей дошкольного и младшего школьного возраста...
18238. РОЗРАХУНОК ПОЛІГОНОМЕТРІЇ ЗГУЩЕННЯ 1.55 MB
  Номенклатура топографічної карти – це система позначень листів топографічних карт. Розграфлення – система поділу топографічних карт на частини з метою одержання листів карт більш крупного масштабу.
18239. Технология цементно-песчаной стяжки под полы 1.58 MB
  Здание - разновидность наземного строительного сооружения с помещениями, созданного в результате строительной деятельности в целях осуществления определенных потребительских функций, таких как проживание (жилище)
18240. Предметно-пространственная среда как условие развития личности ребенка 218 KB
  Пространственная предметная среда обеспечивает психологическое здоровье личности, базис личностной культуры, способствует развитию индивидуальности (ориентированной не на «запрограммированность», а на содействие развитию, где основная тактика общения педагога - сотрудничество).
18241. Особые формы финансирования инвестиционных проектов. Особенности проектного финансирования 90 KB
  Финансирование капитальных вложений представляет собой расходование денежных средств на приобретение элементов основного капитала (основных фондов, основных средств), в том числе на новое строительство, расширение, реконструкцию и техническое обновление действующих предприятий, приобретение машин, оборудования; инструмента, инвентаря, проектно-изыскательские работы и др.
18242. Изучение ассортимента и оценка качества безалкогольных газированных напитков, поступающих на реализацию в магазин «Дикси» 723.5 KB
  Провести анализ рынка безалкогольных газированных напитков России и Челябинска; дать подробную товароведную характеристику безалкогольных газированных напитков; дать характеристику организационно-хозяйственной деятельности магазину «Дикси» и его материально-технической базе; рассмотреть условия и сроки хранения безалкогольных газированных напитков в магазине...
18243. Технологическое производство консервы «Сайра натуральная» 635.5 KB
  Под технологическими процессами подразумевают искусственное воздействие на объект переработки с целью изменения или сохранения на длительное время структурно-механических, физико-химических, биологических, микробиологических или иных его свойств, формы, размеров, состояния и пр.
18244. Вивчення законів постійного струму на прикладі містка Уітстона і компенсаційної схеми 361 KB
  Лабораторна робота №4 Вивчення законів постійного струму на прикладі містка Уітстона і компенсаційної схеми Мета роботи: 1.Вивчити метод вимірювання опору за допомогою мостової схеми а також компенсаційний метод вимірювання електрорушійної сили далі ЕРС. ...