Ядерные реакции в звездах Физические основы ядерного синтеза Термоядерный синтез в земных условиях Токамак Реакторная технология Перспективы термоядерной энергетики Корпус ядерного реактора

Ядерная физика


Корпус ядерного реактора

В ядерных реакторах корпусного типа, работающих на водяных или газовых теплоносителях, корпус может быть или стальной, или комбинированный из стали и напряжённого бетона. В водо-водяных реакторах давление теплоносителя достигает значений 16МПа, а температура 300оС. В процессе длительной эксплуатации (а корпус рассчитывают на 30 лет) материал испытает нейтронное облучение до флюенсов 1024 нейтр/м2 в условиях постоянного контакта с движущейся пароводяной смесью. Таким образом, в ядерных реакторах корпусного типа несущий корпус является важным узлом, работающим в напряжённых условиях. Конструкционные преимущества пластинчатых теплообменников Компактность По сравнению с кожухотрубными пластинчатые теплообменники, за счет возможности достижения высоких коэффициентов теплопередачи и, соответственно, возможности передачи тепла на меньших поверхностях нагрева, значительно более компактны. Габариты эквивалентных по мощности пластинчатого и кожухотрубного теплообменников могут отличаться в 2-5 раз.

Обобщая рассмотрение условий работы различных ЯЭУ, необходимо подчеркнуть основные факторы, определяющие общие требования к свойствам конструкционного материала:

напряжённое состояние, возникающее в конструкционном элементе под действием различных механических, термических и радиационных воздействий;

рабочая температура материала, обусловленная соотношением энерговыделения и теплоотвода;

радиационное воздействие на материалы нейтронами, гамма- и другими видами излучения; Статистическая обработка накапливаемого материала по отказам позволяет получить статистические оценки показателей надежности, которые затем используются при планировании ремонтов, при планировании режимов работы ТЭС, при сопоставлении различных технических решений на стадии проектирования.

наличие химически активной среды в виде движущегося теплоносителя, скопления газообразных продуктов деления и остаточных газов;

циклический характер работы ряда ЯЭУ, особенно импульсных, определяющий размах теплосмен и амплитуд нагрузок в процессе эксплуатации.

Требования к конструкционным материалам

Индия Окончание второй мировой войны кардинально изменило мировой порядок - изменились нации и отношения между нациями, появились новые технологии, в корне изменившие картину военного противостояния. На протяжении двух лет и двух месяцев, с 1945 по 1947 произошли три важных события, чьи отголоски несут угрозу ядерной войны в Южной Азии.

Конструкционный материал должен быть прочным или жаропрочным (термостойким, выносливым), коррозионно- и радиационно-стойким, должен иметь чётко выраженную особенность, например, обладать малым сечением захвата нейтронов, иметь высокую теплопроводность и другие особенности.

Физические основы управляемого термоядерного синтеза

Для осуществления реакции синтеза необходимо, чтобы исходные легкие ядра сблизились до расстояний, не больших радиуса сферы действия ядерных сил притяжения (т.е. до расстояний 10-15 м). Такому взаимному сближению препятствуют кулоновские силы отталкивания, действующие между положительно заряженными ядрами. Для того чтобы преодолеть кулоновское отталкивание, исходное вещество необходимо нагреть до сверхвысоких температур (порядка сотен миллионов Кельвин), при которых кинетическая энергия теплового движения ядер оказалась бы достаточной для сближения ядер. Поскольку процесс слияния ядер может происходить только при очень высоких температурах, реакции синтеза и получили название термоядерных реакций (от греч. therme –"тепло, жар").

В термоядерных реакциях выделяется огромная энергия. Это обусловлено тем, что удельная энергия связи продуктов реакции существенно меньше, чем у исходных ядер. Например, в реакции синтеза дейтерия (изотопа водорода ) с образованием гелия

 (1)

выделяется 3,2 МэВ энергии. В реакции синтеза дейтерия с образованием трития (изотопа водорода )

  (2)

выделяется 4,0 МэВ энергии, а в реакции

  (3)

выделяется 17,6 МэВ энергии. В настоящее время наиболее перспективной в плане получения промышленной термоядерной энергии считается последняя из трех перечисленных реакций. Запасов дейтерия, имеющегося в водах мирового океана, должно хватить на миллионы лет, технология его выделения из воды хорошо отработана и недорога. Тритий радиоактивен с периодом полураспада примерно 12,5 лет, поэтому в природе в заметных количествах он не встречается. Его можно получать в различных ядерных реакциях, в том числе в тех, которые могут протекать в самом термоядерном реакторе. Наиболее подходящей в этом отношении считается реакция с участием лития, инициируемая нейтроном:

 .

Оценки показывают, что для работы промышленного реактора с электрической мощностью 1 ГВт потребуется около 150 кг трития в год (это примерно в раз меньше массы мазута, необходимого для работы тепловой электростанции такой же мощности). Изотоп , необходимый  для этой реакции, содержится в достаточно большом количестве (7,5%) в природном литии. Его запасов в земной коре при нынешнем уровне потребления энергии достаточно на несколько тысячелетий, а запасов в мировом океане – на десятки миллионов лет.

Основным отличием ЯЭУ от обычных тепловых энергетических установок является наличие мощных радиационных полей, вызывающих структурные изменения в объёме материала и на поверхности и, как следствие этого, ухудшение свойств облучаемого материала.

Рассмотрим условия работы ТВЭЛа - наиболее напряжённого узла реактора. Оболочка ТВЭЛаподвержена многообразному силовому воздействию, включающему вибрационные нагрузки, установочные усилия, внутреннее давление газообразных продуктов деления, радиальное давление топлива на оболочку, силу веса топливного сердечника, давление распухающего топлива, давление, вызванное распуханием оболочки, термические напряжения в оболочке, усилие от трения топлива в оболочке, внешнее давление теплоносителя

Эксплуатационная стойкость конструкционного материала в условиях теплосмен, в магнитном и электрическом полях, в поле радиационного воздействия существенно зависит от сочетания физических свойств.

Физико-химические свойства конструкционных материалов - это совокупность свойств, характеризующих степень химического взаимодействия материалов с окружающей технической средой ЯЭУ, т.е. с теплоносителями (водой, газами, жидкими металлами, солями металлов и др.), с контактирующими материалами (ядерным топливом и др.).

Материалы оболочки ТВЭЛов ядерных реакторов должны обладать термической и радиационной стабильностью, конструктивной прочностью и коррозионной стойкостью.

Материалы конструктивных элементов ЯЭУ Тепловыделяющие элементы. Конструкционные материалы ТВЭЛов реакторов на тепловых нейтронах должны обеспечить: минимальное искажение нейтронного поля; простоту конструкции и низкую стоимость оболочки; надёжную работу в течение всего периода расчётной компании; запланированное выгорание топлива без искажения размеров, формы и разрушения (разгерметизации оболочки); возможность переработки ядерного топлива.

Совершенствование конструкционных материалов ЯЭУ


Топливо для реакторов на быстрых нейтронах