Корпус реактора высокого давления (КР) на атомной электростанции — это корпус высокого давления, содержащий теплоноситель ядерного реактора , кожух активной зоны и активную зону реактора .
В советских реакторах РБМК каждая топливная сборка заключена в отдельную трубу диаметром 8 см, а не имеет сосуда высокого давления. Хотя большинство энергетических реакторов имеют сосуд высокого давления, они, как правило, классифицируются по типу охладителя, а не по конфигурации сосуда, используемого для содержания охладителя. Классификации следующие:
Из основных классов реакторов с корпусом под давлением реактор с водой под давлением уникален тем, что корпус под давлением подвергается значительному нейтронному облучению (называемому флюенсом ) во время работы и может со временем стать хрупким. В частности, более крупный корпус под давлением кипящего реактора лучше защищен от потока нейтронов, поэтому, хотя изначально он более дорог в производстве из-за этого дополнительного размера, он имеет преимущество в том, что не требует отжига для продления срока службы.
Отжиг корпусов реакторов с водой под давлением для продления срока их службы — сложная и дорогостоящая технология, активно разрабатываемая как поставщиками ядерных услуг ( AREVA ), так и операторами реакторов с водой под давлением.
.jpg/1280px-HD.6B.276_(11842858626).jpg)
Все корпуса реакторов с водой под давлением имеют некоторые общие черты, независимо от конкретной конструкции.
Корпус реактора является самым крупным компонентом и предназначен для размещения топливной сборки, охладителя и арматуры для поддержки потока охладителя и опорных конструкций. Обычно он имеет цилиндрическую форму и открыт сверху для загрузки топлива.
Эта конструкция крепится к верхней части корпуса реактора. Она содержит отверстия, позволяющие механизму привода регулирующего стержня прикрепляться к регулирующим стержням в топливной сборке. Зонд измерения уровня теплоносителя также входит в корпус через головку корпуса реактора.
Топливная сборка ядерного топлива, обычно состоящая из урана или уран-плутониевой смеси. Обычно представляет собой прямоугольный блок сетчатых топливных стержней.
Защита внутренней части сосуда от быстрых нейтронов, выходящих из топливной сборки, представляет собой цилиндрический экран, обернутый вокруг топливной сборки. Отражатели направляют нейтроны обратно в топливную сборку для лучшего использования топлива. Однако основная цель — защитить сосуд от повреждений, вызванных быстрыми нейтронами, которые могут сделать сосуд хрупким и сократить его срок службы.
Корпус реактора играет важную роль в безопасности реактора PWR, и используемые материалы должны быть способны удерживать активную зону реактора при повышенных температурах и давлениях. [1] [2] Материалы, используемые в цилиндрической оболочке сосудов, со временем изменились, но в целом они состоят из низколегированных ферритных сталей, плакированных 3–10 мм аустенитной нержавеющей стали . Облицовка из нержавеющей стали в основном используется в местах, которые контактируют с охлаждающей жидкостью, чтобы минимизировать коррозию. [2] До середины 1960-х годов в корпусе сосуда использовалась SA-302, Grade B, молибденово-марганцевая листовая сталь. [2] Поскольку изменение конструкции требовало более крупных сосудов высокого давления, для повышения предела текучести потребовалось добавление никеля в этот сплав примерно на 0,4–0,7 мас. % [2] Другие распространенные стальные сплавы включают SA-533 Grade B Class 1 и SA-508 Class 2. Оба материала имеют основные легирующие элементы никель, марганец, молибден и кремний, но последний также включает 0,25-0,45 мас.% хрома. [ 2] Все сплавы, перечисленные в справочнике, также имеют >0,04 мас.% серы. [2] Низколегированные ферритные стали NiMoMn привлекательны для этой цели из-за их высокой теплопроводности и низкого теплового расширения, свойств, которые делают их устойчивыми к тепловому удару. [3] Однако при рассмотрении свойств этих сталей необходимо учитывать реакцию, которую они будут иметь на радиационное повреждение. Из-за суровых условий материал оболочки цилиндра корпуса реактора часто является ограничивающим срок службы компонентом для ядерного реактора. [1] Понимание воздействия радиации на микроструктуру в дополнение к физическим и механическим свойствам позволит ученым разрабатывать сплавы, более устойчивые к радиационному повреждению.
В 2018 году Росатом объявил, что разработал технологию термического отжига для корпусов реакторов, которая уменьшает радиационные повреждения и продлевает срок службы на 15–30 лет. Это было продемонстрировано на первом блоке Балаковской АЭС . [4]
Из-за природы генерации ядерной энергии материалы, используемые в корпусе реактора, постоянно бомбардируются частицами высокой энергии. Этими частицами могут быть либо нейтроны, либо фрагменты атома, созданного в результате деления. [5] Когда одна из этих частиц сталкивается с атомом в материале, она передает часть своей кинетической энергии и выбивает атом из его положения в решетке. Когда это происходит, этот первичный «выбитый» атом (PKA), который был смещен, и энергичная частица могут отскочить и столкнуться с другими атомами в решетке. Это создает цепную реакцию, которая может привести к смещению многих атомов из их исходных положений. [5] Это движение атомов приводит к созданию многих типов дефектов. [5] Накопление различных дефектов может вызвать микроструктурные изменения, которые могут привести к ухудшению макроскопических свойств. Как упоминалось ранее, цепная реакция, вызванная PKA, часто оставляет след из вакансий и скоплений дефектов на краю. Это называется каскадом смещения. [6] Богатое вакансиями ядро каскада смещения также может коллапсировать в дислокационные петли. Из-за облучения материалы имеют тенденцию к образованию более высокой концентрации дефектов, чем в типичных сталях, а высокие температуры эксплуатации вызывают миграцию дефектов. Это может вызвать такие вещи, как рекомбинация интерстициалов и вакансий и кластеризация подобных дефектов, которые могут либо создавать, либо растворять выделения или пустоты. Примерами стоков или термодинамически благоприятных мест для миграции дефектов являются границы зерен, пустоты, некогерентные выделения и дислокации.
Взаимодействие между дефектами и легирующими элементами может вызвать перераспределение атомов в поглотителях, 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 вредным изменениям свойств. Это происходит из-за того, что существует поток вакансий к поглотителю и поток атомов от или к поглотителю, которые могут иметь различные коэффициенты диффузии. Неравномерные скорости диффузии вызывают концентрацию атомов, которые не обязательно будут находиться в правильных пропорциях сплава. Сообщалось, что никель, медь и кремний имеют тенденцию обогащаться в поглотителях, тогда как хром имеет тенденцию истощаться. [6] [7] Результирующий физический эффект заключается в изменении химического состава на границах зерен или вокруг пустот/некогерентных выделений, которые также служат поглотителями.
Пустоты образуются из-за скопления вакансий и обычно образуются легче при более высоких температурах. Пузыри — это просто пустоты, заполненные газом; они будут возникать, если присутствуют реакции трансмутации, то есть газ образуется из-за распада атома, вызванного нейтронной бомбардировкой. [6] Самая большая проблема с пустотами и пузырьками — это размерная нестабильность. Примером того, где это может быть очень проблематично, являются области с жесткими размерными допусками, такие как резьба на крепеже.
Создание дефектов, таких как пустоты или пузырьки, выделения, дислокационные петли или линии и скопления дефектов, может упрочнить материал, поскольку они блокируют движение дислокаций. Движение дислокаций приводит к пластической деформации. Хотя это и упрочняет материал, недостатком является потеря пластичности. Потеря пластичности или увеличение хрупкости опасно для корпусов реакторов, поскольку может привести к катастрофическому отказу без предупреждения. Когда пластичные материалы выходят из строя, перед отказом происходит значительная деформация, которую можно контролировать. Хрупкие материалы будут трескаться и взрываться под давлением без значительной предварительной деформации, поэтому инженеры не так много могут сделать, чтобы определить, когда материал вот-вот выйдет из строя. Особенно разрушительным элементом в сталях, который может привести к упрочнению или охрупчиванию, является медь. Преципитаты, богатые Cu, очень малы (1-3 нм), поэтому они эффективны для закрепления дислокаций. [6] [8] Было признано, что медь является доминирующим вредным элементом в сталях, используемых для корпусов реакторов, особенно если уровень примесей превышает 0,1% по весу. [8] Таким образом, разработка «чистых» сталей или сталей с очень низким уровнем примесей важна для снижения упрочнения, вызванного радиацией.
Ползучесть происходит, когда материал удерживается под уровнями напряжения ниже предела текучести, что со временем вызывает пластическую деформацию. Это особенно распространено, когда материал подвергается воздействию высоких напряжений при повышенных температурах, поскольку диффузия и движение дислокаций происходят быстрее. Облучение может вызвать ползучесть из-за взаимодействия между напряжением и развитием микроструктуры. [6] В этом случае увеличение коэффициентов диффузии из-за высоких температур не является очень сильным фактором, вызывающим ползучесть. Размеры материала, вероятно, увеличатся в направлении приложенного напряжения из-за создания дислокационных петель вокруг дефектов, которые образовались из-за радиационного повреждения. Кроме того, приложенное напряжение может позволить интерстициям легче поглощаться дислокацией, что способствует подъему дислокации. Когда дислокации способны подниматься, остаются избыточные вакансии, что также может привести к набуханию. [6]
Из-за охрупчивания границ зерен или других дефектов, которые могут служить инициаторами трещин, добавление радиационного воздействия на трещины может вызвать межкристаллитное коррозионное растрескивание под напряжением. Основным экологическим стрессором, который образуется из-за радиации, является водородное охрупчивание на вершинах трещин. Ионы водорода создаются, когда излучение расщепляет молекулы воды, которая присутствует, поскольку вода является охлаждающей жидкостью в реакторах PWR, на OH − и H + . Существует несколько предполагаемых механизмов, объясняющих водородное охрупчивание, три из которых — механизм декогезии, теория давления и метод водородной атаки . В механизме декогезии считается, что накопление ионов водорода снижает прочность связи металл-металл, что облегчает расщепление атомов. [6] Теория давления — это идея о том, что водород может осаждаться в виде газа на внутренних дефектах и создавать пузырьки внутри материала. Напряжение, вызванное расширяющимся пузырьком в дополнение к приложенному напряжению, снижает общее напряжение, необходимое для разрушения материала. [6] Метод водородной атаки похож на теорию давления, но в этом случае предполагается, что водород реагирует с углеродом в стали, образуя метан, который затем образует пузыри и пузырьки на поверхности. В этом случае дополнительное напряжение пузырьков усиливается обезуглероживанием стали, что ослабляет металл. [6] В дополнение к водородной хрупкости, ползучесть, вызванная излучением, может привести к скольжению границ зерен друг по другу. Это еще больше дестабилизирует границы зерен, облегчая распространение трещины по ее длине. [6]
Очень агрессивные среды требуют новых подходов к материалам для борьбы с ухудшением механических свойств с течением времени. Один из методов, который пытались использовать исследователи, заключается в введении характеристик для стабилизации смещенных атомов. Это можно сделать путем добавления границ зерен, растворенных веществ большего размера или небольших оксидных диспергаторов для минимизации движения дефектов. [5] [6] При этом будет меньше сегрегации элементов, вызванной излучением, что, в свою очередь, приведет к более пластичным границам зерен и меньшему межкристаллитному коррозионному растрескиванию под напряжением. Блокирование движения дислокаций и дефектов также поможет повысить устойчивость к ползучести, вызванной излучением. Сообщалось о попытках введения оксидов иттрия для блокировки движения дислокаций, но было обнаружено, что технологическая реализация представляет собой большую проблему, чем ожидалось. [5] Необходимы дальнейшие исследования для продолжения повышения стойкости к радиационному повреждению конструкционных материалов, используемых на атомных электростанциях.
Из-за экстремальных требований, предъявляемых к строительству крупных современных корпусов реакторов высокого давления, и ограниченного рынка, по состоянию на январь 2020 года [обновлять]в мире существует лишь несколько производителей, среди которых: [9]
