Металлы в атомной энергетике

Обновлено: 18.05.2024

Назначение конструкционных материалов - обеспечить требуемый уровень механической прочности, общую компоновку и физико-химическую защиту основного оборудования и всей АЭС от коррозии и радиоактивного загрязнения. В гл. 3 уже были перечислены исходные требования, предъявляемые к материалам и их свойствам; подавляющая часть этих требований относится и к реакторным конструкционным материалам (см. гл. 2). Основные узлы реакторов, в которых находят применение конструкционные материалы, - это оболочки твэлов, корпуса давления, каналы теплоносителя, плита или решетка основания активной зоны, системы прокачки теплоносителя, элементы СУЗ и др.
Выбор того или иного конструкционного материала определяется типом реактора деления (см. гл. 1 и 2). Например, для корпусов легко- водных реакторов LWR используют углеродистую или малоуглеродистую сталь, в реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем — аустенитную нержавеющую сталь, в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах (HTGR) — предварительно напряженный бетон с облицовкой из нержавеющей стали.
Оболочки твэлов легководных и тяжеловодных реакторов изготавливают из сплавов циркония (циркалоев), быстрых реакторов — из аустенитной нержавеющей стали (типа 316), газоохлаждаемых реакторов с графитовым замедлителем — из сплавов магния (магноксы), тепловых исследовательских реакторов — из чистого алюминия и его сплавов.
Керамики BeO, MgO или графит можно использовать как конструкционный материал, а также как замедлители или отражатели в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах на тепловых нейтронах и в AGR соответственно.
Из керметов в качестве материала стержней управления тепловыми и быстрыми реакторами используется борированная нержавеющая сталь. Для корпусов больших газоохлаждаемых реакторов применяют предварительно напряженный железобетон.
Металлы и их сплавы являются доминирующим конструкционным материалом ядерных реакторов различного типа [1—4], хотя в отдельных случаях в их конструкциях находят применение и керамические материалы и керметы.

10.2. МЕТАЛЛЫ И СПЛАВЫ

Поскольку металлы в твердом состоянии способны обеспечить механическую прочность, пространственную компоновку и физико-химическую защиту основного реакторного оборудования, то неудивительно, что большинство реакторных конструкционных материалов — это металлические сплавы (сплавы циркония, магния или аустенитные нержавеющие стали, см. гл. 3). Исходя из требований к таким материалам в табл. 10.1 приведены некоторые важные ядерные, физические и тепловые свойства ряда элементов, применение которых в реакторах возможно в виде либо основы, либо легирующих компонентов конструкционных материалов.
В табл. 10.1 (см. также гл. 3) первым требованием к реакторному конструкционному материалу является низкое сечение поглощения (или захвата) нейтронов, продиктованное необходимостью экономии нейтронов. Согласно табл. 10.1 минимальное сечение поглощения тепловых нейтронов имеет бериллий.

Применение конструкционных материалов со сравнительно малым сечением поглощения позволяет либо уменьшить размеры активной зоны, либо снизить обогащение топлива тепловых или быстрых энергетических реакторов.

Ядерное материаловедение: IFMIF/EVEDA

Становление атомной энергетики в свое время потребовало создания целого большого пласта материаловедения. Если взять атомный реактор, то к стандартным проблемам прочности при нагреве к любому материалу добавятся требования по определенному взаимодействию с радиационными потоками внутри реактора. Самыми важными оказываются свойства взаимодействия с нейтронами — и с точки зрения нейтронной физики всего реактора (поглощает ли этот конструктивный металл нейтроны? Замедляет? Отражает? Активируется?) и с точки зрения самого материала. Что происходит в материале под воздействием радиации?

Испытания на разрыв облученного образца в «горячей камере». Лаборатория ORLN.

Быстрые частицы «ломают» решетку, вызывая перескоки атомов материала по ним. Это приводит к уменьшению пластичности и росту хрупкости.
Нейтроны могут поглощаться различными атомами, вызывая их трансмутацию — превращения в более тяжелый элемент (например Fe56 + и -> Mn57). Чаще всего образовавшийся изотоп радиоактивен, и он распадается через какое-то время. Так происходит активация материала — насыщение его радиоактивными изотопами
Эти радиоактивные изотопы могут распадаться с образованием альфа-частицы. Альфа-частицы не уходят из материи, а рекомбинируются в гелий. Гелий накапливается внутри материала, вызывает его распухание и растрескивание. Аналогичные процессы (в меньшем масштабе) происходят с накоплением водорода, который образуется при распаде нейтронов.
Для очень быстрых налетающих нейтронов возможен прямой развал атома конструкционного материала, с образованием множества осколков и сильно радиоактивного остатка.
Активация материала приводит к изменению его химического состава и разнообразным коррозионным процессам. Особенно нелегко приходится в местах сварки и спаев

Распухание образца из нержавеющей стали под влиянием нейтронов

Универсальным мерилом того, как далеко заходят эти разрушающие процессы является величина с.н.а. — смещений на атом (или dpa в англоязычной литературе). Она означает, сколько в среднем на каждый атом придется актов взаимодействия с излучениями. Характерные величины для ядерных реакторов — от 5 до 60 с.н.а.

Расчетные радиационные повреждения выгородки реактора ВВЭР-1000 в с.н.а.

Воздействие реакторных условий на различные марки сталей. ЭИ/ЧС — специальные реакторные стали.

Материаловеды придумали множество сплавов, сталей и неметаллических материалов для работы в таких условиях. Их, кстати, часто отличает сумасшедшая точность состава, речь идет о точности до 0,01% содержания легирующих примесей. На сегодня 60 с.н.а. является пределом для современных ядерных материалов, причем такие материалы еще и ограничены по рабочей температуре, и не могут, например, использоваться в горячих быстрых реакторах.

Различные по содержанию кислорода и железа циркониевые сплавы. Обратите внимания, что области допустимых значений допантов ~500 ppm, т.е. 0,05%

Однако для будущих быстрых реакторов деления и для термоядерных реакторов нужны материалы, способные стоять до 150 (а лучше до 300) с.н.а. без разрушения, а в случая термояда — стоять не просто в потоке нейтронов, но в потоке сверхэнергичных нейтронов. Кстати, одной из основных проблем этого раздела материаловедения является медленных набор повреждающих доз — 20 с.н.а в год в лучших реакторах, т.е. что бы набрать 160 с.н.а., надо оставить сборку в реакторе на 8 лет.

Перспективные реакторные материалы и программа их облучения в реакторе БОР-60.

Для того, что бы создавать и проверять материалы будущих термоядерных реакторов нужны специфические источники термоядерных нейтронов. Тут не подойдут ни высокопоточные исследовательские ядерные реакторы, ни спаляционные (ускорительные) установки. Поэтому в 2000х годах Европа и Япония приняли программу создания специальной исследовательской лаборатории IFMIF/EVEDA для испытаний перспективных материалов.

Схема IFMIF/EVEDA

И план здания. Найди человека в этой «лаборатории».

Установка IFMIF представляет из себя два небольших, но сильноточных ускорителя дейтронов (ионов дейтерия) до энергии примерно 40 МЭв и литиевой мишени (а именно льющегося потока жидкого лития, толщиной 25 мм). Ускоритель довольно уникальный большим током (125 мА), выдаваемым в постоянном (а не импульсным) режиме. Ускоритель состоит из традиционных элементов — плазменного источника ионов, фокусирующих систем (LEBT, MEBT, HEBT), радиочастотного ускорительного модуля с электродинамическим удержанием ионов (RFQ) и радиочастотного ускорительного модуля с электромагнитным удержанием и резонаторными полостями (SRF Linac).

Ускоритель IFMIF, его элементы и разработчики.

Ускоренные дейтроны от двух одинаковых ускорителей взаимодействуют с литием по реакции D + Li -> 2He + n. При этом образовавшийся нейтрон очень похож на термоядерный по своей энергии. Литиевая мишень, кстати, тоже довольно уникальная конструкция, занимающаяся очисткой лития от продуктов деления и формирующая завесную мишень.

Схема литиевой мишени.

… и ее прототип в натуральную величину!

Получившиеся нейтроны прилетают на испытательный объем, который имеет камеры с разной мощностью нейтронного потока. В самой высокоинтенсивной камере (объемом всего поллитра, что тем не менее позволяет испытывать множество небольших образцов одновременно) создается поток 10^18 н*сек/см^2 — это в 200 раз больше, чем на самых высокопоточных ядерных реакторах. Есть камеры и с меньшей интенсивностью, которые, однако, позволяют тестировать уже целые экспериментальные конструкции с охлаждающей жидкостью и т.п.

Спектральная мощность нейтронного потока в перспективном термоядерном реакторе DEMO, и лаборатории IFMIF.

Вторая часть лаборатории (EVEDA)- это горячие камеры для всяких исследований того, что же случилось с облученными образцами, как изменились их механически, физические и химические свойства.

Облучательные камеры IFMIF/EVEDA В центре HFTM скорость набора дозы быстрыми нейтронами будет составлять 60 сна в год.

Образцы материалов, которые будут испытываться в IFMIF. Всего в высокопоточную камеру можно загрузить до 1000 таких образцов.

И примерно вот такие горячие камеры для исследований облученных образцов.

На данный момент идет установка и поэтапный запуск оборудования (так — «голова» ускорителя, источник ионов уже во всю тестируется на рабочих режимах). Оборудование установки изготавливается как европейскими, так и японскими организациями.

Здание, где расположена IFMIF/EVEDA в Роккашо, Япония.

После запуска лаборатории в 2017 году в ней начнутся интенсивные исследования перспективных материалов для первой стенки, бланкета и других элементов ТЯР, «живущих» в самых тяжелых радиационных исследованиях. Возможно, именно здесь перспективные материалы типа ванадий-титановых сплавов или карбида кремния SiC перейдут из перспективных в утвержденные. Если их характеристики окажутся близки к ожидаемым, то промышленные токамаки могут стать заметно ближе, а многие из «бумажных» концепций ядерных реакторов деления (например travelling wave reactor) станут возможными.

Презентация, доклад Атомная энергетика. Металлы в атомной промышленности

Вы можете изучить и скачать доклад-презентацию на тему Атомная энергетика. Металлы в атомной промышленности. Презентация на заданную тему содержит 32 слайдов. Для просмотра воспользуйтесь проигрывателем, если материал оказался полезным для Вас - поделитесь им с друзьями с помощью социальных кнопок и добавьте наш сайт презентаций в закладки!

Отрасль применения Атомная энергетика (Nuclear power) - отрасль энергетики, использующая ядерную энергию для целей электрификации и теплофикации. Как область науки и техники, разрабатывает методы и средства преобразования ядерной энергии в электрическую и тепловую.

Преимущества атома Огромная энергоемкость используемого топлива. 1 килограмм урана с обогащением до 4%, используемого в ядерном топливе, при полном выгорании выделяет энергию, эквивалентную сжиганию примерно 100 тонн высококачественного каменного угля или 60 тонн нефти. Возможность повторного использования топлива (после регенерации). Расщепляющийся материал (уран-235) выгорает в ядерном топливе не полностью и может быть использован снова В перспективе возможен полный переход на замкнутый топливный цикл, что означает полное отсутствие отходов. Ядерная энергетика не способствует созданию «парникового эффекта».

Недостатки Опасность отравления человеческого организма и окружающей среды канцерогенными радиоактивными веществами на каждой из стадий топливного цикла — добычи обогащения урана, управления реактором и его обслуживания, сборки и захоронения (или переработки) отходов.

Материалы для хранения радиоактивный отходов Общепринятый подход к разработке материалов для этих целей состоит из двух стадий

1 – я стадия Контейнеры захоранивают в сухой и стабильной геологической структуре. Применялись и применяются боросиликатное стекло и боросиликатная керамика. Главное требование, предъявляемое к такой керамике сильная поглощающая способность по отношению к ядерным частицам.

2 – я стадия Испытываются специальные сплавы, образующиеся в системах Рb-B, Pb-Li и сплавы на основе титана. Сам защитный материал изготовляется в виде керамики, спеченной из порошков таких сплавов.

Материалы используемые в различных установках станции Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов, γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. Применяемые материалы должны обеспечить конструкционную прочность элементов атомной установки, то есть быть прочными, пластичными, ряде случаев способными работать в условиях высоких динамических нагрузок. Материалы должны быть технологичными, легко подвергаться обработке давлением, резанием, прокатке, хорошо свариваться. Механические характеристики материалов не должны изменяться в процессе длительной эксплуатации при высокой температуре и в условиях изменения механических напряжений, действующих на материал, по значению и знаку. Некоторые материалы эксплуатируются в условиях вибрации, поэтому они не должны разрушаться вследствие усталости, в том числе и малоцикловой, и должны обладать высокой циклической плотностью.

Реакторные материалы, особенно материалы активной зоны, в процессе эксплуатации подвергаются воздействию высоких механических нагрузок, облучению в области температур до 800 К и выше. Реакторные материалы, особенно материалы активной зоны, в процессе эксплуатации подвергаются воздействию высоких механических нагрузок, облучению в области температур до 800 К и выше.

Свойства материала в реакторе Для правильного выбора материалов необходимо знать, как изменяются их свойства в процессе эксплуатации ядерных энергетических установок. Решение этой задачи, а также повышение указанных выше характеристик материалов является одной из основных задач реакторного материаловедения.

Свойства материалов и сплавов существенным образом зависят от дефектов кристаллической решетки. Такие свойства металлов, как способность сопротивляться механическим нагрузкам, радиационная стойкость, совместимость, связаны со свойствами точечных и линейных дефектов кристаллической решетки. Свойства материалов и сплавов существенным образом зависят от дефектов кристаллической решетки. Такие свойства металлов, как способность сопротивляться механическим нагрузкам, радиационная стойкость, совместимость, связаны со свойствами точечных и линейных дефектов кристаллической решетки.

Первичный эффект Первичным эффектом повреждения кристаллической решётки металлов радиацией следует считать передачу одному из атомов решётки достаточно большой кинетической энергии и одновременную передачу дополнительной энергии системе свободных и связанных электронов.

Вторичный эффект Ко вторичным эффектам облучения, приводящим к наблюдаемым на практике радиационным дефектам определённой конфигурации, следует отнести движение и образование ассоциаций точечных дефектов. Этот процесс зависит от реальной структуры кристаллов (наличия нарушений кристаллической решётки, системы дислокаций, примесей и т. п.) и энергии, переданной системе свободных и связанных электронов.

Основные требования, предъявляемые к замедлителям Это высокая замедляющая способность и слабое поглощение нейтронов. Первому требованию удовлетворяют в той или иной мере материалы с малым массовым числом, а второму — вода (обычная и тяжелая), графит, бериллий, оксид бериллия. Лучшей замедляющей способностью обладает обычная вода, однако она заметно поглощает нейтроны. Вследствие этого ее коэффициент замедления, равный отношению замедляющей способности к сечению поглощения нейтронов, сравнительно невелик. Наивысший коэффициент замедления имеет тяжелая вода. Несколько уступает тяжелой воде графитовый замедлитель. С нейтронно-физической точки зрения хорошим замедлителем является бериллий. Его использование обеспечивает дополнительную генерацию нейтронов за счет реакций. Однако из-за высокой стоимости, токсичности, химической активности при контакте с водой в энергетических реакторах бериллий не используется.

Требования, предъявляемые к конструкционным материалам активной зоны Материалы, предназначенные для оболочек твэлов, дистанционирующих устройств, корпусов ТВС и технологических каналов ( металлы и их сплавы), должны иметь низкое сечение поглощения нейтронов, необходимую механическую прочность, высокую теплопроводность, обладать высокой радиационной и коррозионной стойкостью, быть совместимыми с ядерным топливом и теплоносителем.

ТВЭЛ включает в себя пружинную систему удержания топливных таблеток на одном уровне, что позволяет точнее регулировать глубину погружения/выведения топлива в активную зону. Они собраны в кассеты шестигранной формы, каждая из которых включает в себя несколько десятков ТВЭЛов. По каналам в каждой кассете протекает теплоноситель. ТВЭЛ включает в себя пружинную систему удержания топливных таблеток на одном уровне, что позволяет точнее регулировать глубину погружения/выведения топлива в активную зону. Они собраны в кассеты шестигранной формы, каждая из которых включает в себя несколько десятков ТВЭЛов. По каналам в каждой кассете протекает теплоноситель.

Активная зона реактора состоит из сотен кассет, поставленных вертикально и объединенных вместе металлической оболочкой – корпусом, играющим также роль отражателем нейтронов. Среди кассет, с регулярной частотой вставлены управляющие стержни и стержни аварийной защиты реактора, которые в случае перегрева призваны заглушить реактор. Активная зона реактора состоит из сотен кассет, поставленных вертикально и объединенных вместе металлической оболочкой – корпусом, играющим также роль отражателем нейтронов. Среди кассет, с регулярной частотой вставлены управляющие стержни и стержни аварийной защиты реактора, которые в случае перегрева призваны заглушить реактор.

Управляющие могут перемещаться вверх и вниз погружаясь или наоборот, выходя из активной зоны, где реакция идет интенсивнее всего. Это обеспечивают мощные электромоторы, в совокупности с системой управления. Стержни аварийной защиты призваны заглушить реактор в случает нештатной ситуации, упав в активную зону и поглотив больше количество свободных нейтронов. Каждый реактор имеет крышку, через которую производится погрузка и выгрузка отработавших и новых кассет. Поверх корпуса реактора обычно устанавливается теплоизоляция. Следующим барьером идет биологическая защита. Это как правило железобетонный бункер, вход в который закрывается шлюзовой камерой с герметичными дверьми. Биологическая защита призвана не выпустить в атмосферу радиоактивный пар и куски реактора, если все таки произойдет взрыв. Ядерный взрыв в современных реактора крайне мало возможен. Потому что топливо достаточно мало обогащено, и разделено на ТВЕЛы. Даже если расплавится активная зона, топливо не сможет настолько активно прореагировать. Масимум что может произойти – тепловой взрыв как на Чернобыле, когда давление в реакторе достигло таких величин, что металлический корпус просто разорвало, а крышка реактора, весом в 5000 тонн сделала прыжок с переворотом, пробив крышу реакторного отсека и выпустив пар наружу. Если бы чернобыльская АЭС была оснащена правильной биологической защитой, наподобие сегодняшнего саркофага, то катастрофа обошлась человечеству намного дешевле. Управляющие могут перемещаться вверх и вниз погружаясь или наоборот, выходя из активной зоны, где реакция идет интенсивнее всего. Это обеспечивают мощные электромоторы, в совокупности с системой управления. Стержни аварийной защиты призваны заглушить реактор в случает нештатной ситуации, упав в активную зону и поглотив больше количество свободных нейтронов. Каждый реактор имеет крышку, через которую производится погрузка и выгрузка отработавших и новых кассет. Поверх корпуса реактора обычно устанавливается теплоизоляция. Следующим барьером идет биологическая защита. Это как правило железобетонный бункер, вход в который закрывается шлюзовой камерой с герметичными дверьми. Биологическая защита призвана не выпустить в атмосферу радиоактивный пар и куски реактора, если все таки произойдет взрыв. Ядерный взрыв в современных реактора крайне мало возможен. Потому что топливо достаточно мало обогащено, и разделено на ТВЕЛы. Даже если расплавится активная зона, топливо не сможет настолько активно прореагировать. Масимум что может произойти – тепловой взрыв как на Чернобыле, когда давление в реакторе достигло таких величин, что металлический корпус просто разорвало, а крышка реактора, весом в 5000 тонн сделала прыжок с переворотом, пробив крышу реакторного отсека и выпустив пар наружу. Если бы чернобыльская АЭС была оснащена правильной биологической защитой, наподобие сегодняшнего саркофага, то катастрофа обошлась человечеству намного дешевле.

В ядерную технику этот металл пришел не сразу. Для того чтобы стать полезным в этой отрасли, металл должен обладать определенным комплексом свойств. (Особенно, если он претендует на роль конструкционного материала при строительстве реакторов.) Главное из этих свойств — малое сечение захвата тепловых нейтронов. В принципе эту характеристику можно определить как способность материала задерживать, поглощать нейтроны и тем самым препятствовать распространению цепной реакции. В ядерную технику этот металл пришел не сразу. Для того чтобы стать полезным в этой отрасли, металл должен обладать определенным комплексом свойств. (Особенно, если он претендует на роль конструкционного материала при строительстве реакторов.) Главное из этих свойств — малое сечение захвата тепловых нейтронов. В принципе эту характеристику можно определить как способность материала задерживать, поглощать нейтроны и тем самым препятствовать распространению цепной реакции.

Вывод Атомная энергетика одна из наиболее перспективных отраслей глобальной экономики; Развитие атомной энергетики требует создания принципиально новых материалов с улучшенными свойствами; В настоящее время успешно разрабатываются опытно-промышленные технологии получения функциональных веществ и изделий с использованием нанотехнологий и наноматериалов для атомной отрасли экономики.

Металлы, применяемые в турбинах АЭС

Требования, предъявляемые к материалам наиболее ответственных деталей турбин АЭС — лопаток, роторов и корпусов, определяются условиями их работы. Широкий диапазон изменения давлений, температур, влажности, напряжений, нестационарные режимы работы, длительность срока эксплуатации — все это обусловливает необходимость использования высококачественных сталей и сплавов.

Условия работы турбин ТЭС и АЭС во многом сходны, но имеются и некоторые важные отличия, касающиеся главным образом особенностей пароводяного тракта турбин одноконтурных АЭС с кипящими реакторами. Радиоактивный пар на выходе из такого реактора в результате радиолиза воды может содержать до 40 мг/кг свободного кислорода. Вместе с тем коррозия конструкционных материалов здесь наиболее опасна из-за возможности появления долгоживущих радиоактивных изотопов при попадании продуктов коррозии в активную зону реактора. Особенно строго в металле всех деталей пароводяного тракта этих турбин ограничивается содержание кобальта, которого должно быть не более 0,05%. Совершенно необходимо строгое соблюдение водно-химического режима.

Для борьбы с коррозией в турбинах АЭС широко применяются нержавеющие хромистые и хромоникелевые стали с содержанием хрома 12% и выше. Хром образует па поверхности стали устойчивую тонкую пленку тугоплавких и прочных окислов, защищающую зерна стали от окисления. Прибавка никеля к стали также повышает ее коррозионную стойкость, а углерод, напротив, снижает. Для борьбы с межкристаллитной коррозией хромоникелевые стали стабилизируются присадкой титана. Большое значение для повышения коррозионной стойкости сталей имеет режим термообработки. Повреждение поверхности детали из хромистой стали глубокими царапинами, рисками, трещинами может привести к местным коррозионным повреждениям.

Во влажно-паровых турбинах АЭС металлы выбираются также из условия максимального противостояния действию эрозии.

Механические свойства сталей и сплавов определяются характеристиками прочности и пластичности, среди которых важнейшими являются:

предел текучести — напряжение в растягиваемом образце, вызывающее остаточную деформацию, равную 0,2%;
временное сопротивление (предел прочности) —напряжение в образце, вызывающее разрушение образца при однократном приложении нагрузки;
относительное удлинение при кратковременном разрыве — среднее значение остаточного удлинения на длине образца после разрушения его однократным нагружением;
поперечное сужение при разрыве — относительное уменьшение площади поперечного сечения образца в шейке после его разрушения однократным нагружением;
ударная вязкость — удельная работа разрушения при изгибном ударе образца стан-дар гной формы с концентратором;
угол холодного изгиба — угол, на который изгибают специальный образец до появления первой трещины на растягиваемой стороне;
твердость по Бринеллю НВ.

Важными характеристиками лопаточных сталей являются также:

предел усталости — амплитуда циклического напряжения при симметричном нагружении, вызывающего усталостное разрушение образца через определенное число циклов Nv, называемое долговечностью при усталости;
логарифмический декремент колебаний — относительное рассеяние энергии в материале за один полный цикл изменения напряжений.

Для металлов, работающих в условиях высоких температур, например деталей газовых турбин АЭС с высокотемпературными реакторами, существенны характеристики ползучести — предел ползучести и предел длительной прочности.

Все механические характеристики существенно зависят от термообработки, режим которой оговаривается для каждого материала.

Рабочие лопатки всех ступеней, за исключением двух последних, изготавливаются из коррозионно-стойкой, жаростойкой и жаропрочной хромистой нержавеющей стали 12X13. Сталь обладает высоким декрементом колебаний во всем диапазоне рабочих температур. Из этой же стали изготавливаются замки и замковые лопатки, бандажи всех видов: ленточные, трубчатые и проволочные.

Для высоконагруженных рабочих лопаток последних и предпоследних ступеней мощных турбин прочность стали 12X13, имеющей нижнюю границу предела текучести 440 МПа, оказывается недостаточной и вместо нее применяется коррозионно-стойкая сталь 15X11МФ.

Цельнокованые роторы с рабочей температурой ниже 300 °С изготавливаются из перлитной хромоникелемолибденовой стали 34XH3MA. Для роторов, работающих в области умеренных и высоких температур (выше 350 °С), применяются жаропрочные стали 20ХЗМВФА и 25X1М2Ф.

Сварные роторы быстроходных турбин АЭС изготавливаются из перлитной слаболегированной стали 32ХМ1А, получаемой с помощью вакуумно-дугового или электрошлакового переплава. Поковки элементов сварных роторов тихоходной турбины К-500-60/1500 выполнены из хромомолибденоникелеванадиевой стали 24Х2НМФА.

Для лопаточных и роторных сталей устанавливается не только нижняя, но и верхняя граница предела текучести. Превышение последней недопустимо, так как при этом происходит резкое смещение критической температуры хрупкости в область положительных температур, а для металлов поковок дисков и хвостовиков сварных роторов — из-за повышения склонности к трещинообразованию при сварке.

Корпуса цилиндров высокого давления и клапанов парораспределения выполняются литыми из углеродистой стали 25Л (в турбине К-220-44, наружный корпус ЦВД турбины К-500-65/3000) или хромомолибденованадиевой стали 15Х1М1ФЛ (внутренний корпус ЦВД турбин К-500-65/3000, К-500-60/1500).

Корпуса и обоймы ЦНД турбин также выполняются сварными из проката углеродистой стали спокойной выплавки — СтЗсп.

Для ответственных сварных деталей, работающих под давлением (линзы компенсаторов, обечайки ресиверов и др.), применяется углеродистая качественная конструкционная сталь марки 20 или хромоникелевая аустенитпая сталь 12Х18Н9Т (детали ресивера турбины К-500-65/3000 от ЦВД к СПП).

Тела и ободья сварных диафрагм ЦВД изготавливаются из хромистых нержавеющих сталей 08X13 или 12X13, а в ЦНД — из углеродистой стали марки СтЗсп. Сопловые лопатки, бандажные ленты и сегменты уплотнений сварных диафрагм выполняются из хромистой стали 12X13.

Если Вам нужен качественный и профессиональный ремонт ваших электродвигателей, то советуем зайти по ссылке. Команда профессионалов обеспечит вашему электродвигателю вторую жизнь.

Ядерная энергетика — кратки над Й

Судя по комментариям к посту о небесной воде, среди читателей есть некое недопонимание вопросов ядерной энергетики. Я хочу внести некую ясность в этот вопрос. Многим то, что я напишу, покажется элементарщиной, но, к сожалению, не всем.

Атомное ядро — весьма сложный объект с точки зрения физики. Настолько сложный, что единой теории, которая описывала бы процессы в ядре пока нет. Тем не менее, существуют теории, которые позволяют использовать энергию ядер во благо человечества.

Портативная ядерная энергия

Есть разные методы получения энергии из атомных ядер. Самый простой и самый очевидный — использовать частицы, образующиеся при естественном распаде радиоактивных ядер. Получается батарейка на β-распаде или α-распаде. При одном из вариантов β-распада из ядра вылетает электрон, а заряд ядра увеличивается на единицу. Собирая электроны можно получить разность потенциалов между веществом, в котором происходит распад, и сборщиком электронов. Такие источники потенциально могут работать очень долго, но мощность получается небольшой — десятки микроватт.

По закону сохранения импульса, когда из ядра вылетает частица, ядро должно приобрести импульс, противоположный по знаку. На макроскопическом уровне это означает, что распадающееся вещество нагревается. Используя это тепло можно генерировать электроэнергию. К радиоактивному источнику стыкуют термоэлектрический генератор, вакуумный или термопарный. Полупроводниковые менее эффективны, т.к. деградируют из-за ионизирующего излучения. Подобные источники применялись на маяках вдоль северного морского пути, активной радарной системе МКРЦ «Легенда» и зондах к дальним планетам.

Существуют и другие способы, например радиоизотопные оптико-электрические и радиоизотопные пьезоэлектрические источники. Подробнее можно прочитать в Википедии: Радиоизотопные источники энергии.

Цепная реакция

Принципиально иной метод получения энергии осуществляется на электростанциях. Там создаются условия для деления ядер. Природные изотопы распадаются делением крайне редко. Однако, существуют изотопы, ядра которых могут, поглотив нейтрон, превратиться в ядра другого изотопа в возбужденном состоянии. Эти ядра распадаются делением с очень большой вероятностью и малым периодом полураспада. Контролируя условия возникновения возбужденных ядер, можно контролировать тепловыделение в реакторе. Чтобы получить оптимальные условия для деления, разным изотопам нужны нейтроны с разной энергией. Условно нейтроны можно разделить на медленные — малоэнергетичные и быстрые, высокоэнергетичные.

В природе из изотопов, подходящих для цепной реакции деления, чаще всего встречается уран-235. Присоединяя медленный нейтрон, ядро урана-235 превращается в ядро урана-236 в возбужденном состоянии. Оно может либо испустить γ-квант, либо распасться на два атома других элементов и два или три быстрых нейтрона. Для того чтобы проложить реакцию нужно замедлить нейтроны.

Атомные электростанции

Таким образом, в реакторе есть четыре необходимых вещества: топливо, замедлитель (нейтронов), управляющие стержни (поглотитель нейтронов) и теплоноситель, для отвода полезного тепла. Часто теплоноситель и замедлитель это одно и то же вещество — вода. Большинство реакторов на электростанциях, точнее все, кроме одного, работают именно по такому принципу. В качестве топлива используется обогащенный уран, с повышенным содержанием изотопа 235. Две трети энергии вырабатывается делением урана-235, которого на земле очень мало, о последней трети чуть позже.

Реакторы на быстрых нейтронах значительно сложнее обычных реакторов. Необходимо достаточное количество быстрых нейтронов, поэтому теплоноситель не должен замедлять нейтроны и, естественно, поглощать их. В настоящее время в качестве теплоносителей применяют расплавленные металлы.

Лучше всего подходит свинец. Во-первых, он практически не взаимодействует с нейтронами, во-вторых, он поглощает γ-излучение, позволяя сделать биологическую защиту реактора тоньше. Недостаток свинца — высокая температура плавления. Что будет с реактором, если свинец застынет, например после автоматического срабатывания защиты? Просто так опять запустить реактор невозможно. Свинец будет плавится медленно и не будет успевать отводить тепло от разогревающегося реактора. В свинец добавляют висмут для снижения температуры плавления. Такие реакторы устанавливают на наши подлодки.

На электростанциях в качестве теплоносителя применяют натрий или эвтектическую смесь натрия с калием. С одной стороны утечка щелочного металла при 450 °С значительно хуже чем утечка свинца с висмутом, с другой стороны температура плавления существенно ниже. Для эвтектики натрия с калием это всего 19 °С.

Международный форум “Поколение IV” (GIF) Сформулировали концепции атомных реакторов четвертого поколения. Эти реакторы должны войти в коммерческую эксплуатацию к 2030 году. Среди них реакторы на быстрых нейтронах. Выше было упомянуто, что все реакторы на всех атомных электростанциях кроме одного, в данный момент работают на медленных нейтронах. Судя по английской википедии, сегодня есть только один реактор на быстрых нейтронах в коммерческой эксплуатации. Он работает в составе третьего энергоблока Белоярской АЭС. Иными словам, лидером в атомной отрасли является Россия.

Ядерная энергетика снаружи

Основное достоинство — высокая энергоемкость топлива, примерно в 10 4 раз больше чем у углеводородов. Это существенно снижает расходы на транспортировку топлива к электростанциям или электроэнергии к потребителям. В то же время на сегодняшний момент это наиболее экологичный способ получения электроэнергии. Атомные электростанции загрязняют окружающую среду в основном выбросами тепла. Не надо здесь вспоминать про Чернобыль и Фукусиму. Эти трагедии во многом отголоски прошлого, потому что конструкции реакторов на обеих станциях давно устарели. Захоронение отходов действительно представляет определенную сложность. Однако, если топливо измеряется килограммами, отходов тоже будет немного.

Существует еще одна сложность. Уран-235 — бесперспективное топливо. Его мало и необходимо производить обогащение. Очевидно, что с развитием ядерной энергетики будут преобладать реакторы на быстрых нейтронах. И тут возникает проблема: получить оружейный уран-235 даже из ядерного топлива достаточно сложно — необходимо разделять изотопы одного вещества. В то же время, получить оружейный плутоний-239 сравнительно просто, потому что можно использовать различия химических свойств плутония и урана. Это означает, что строительство современных АЭС во многих странах существенно осложняется.

Читайте также: