Реакторного облучения

В главное здание АЭС входят реакторное отделение и машинный зал. На двухконтурных АЭС с ВВЭР возможно разделение радиоактивного оборудования первого контура и нерадиоактивного оборудования второго. При этом реакторно-парогенераторное оборудование заключают в специальную защитную железобетонную оболочку, соединенную переходами со зданием машинного зала. Кроме реакторов в здании реакторного отделения размещают парогенераторы, ГЦН, главные запорные задвижки, компенсаторы давления и др. ( 25). Электродвигатели ГЦН, главных запорных задвижек и вспомогательных систем отделяют от основных механизмов перекрытием, являющимся биологической защитой, что облегчает доступ к ним при обслуживании и ремонте. Такое распо-

\ Для доставки в реакторное отделение нового оборудования и удаления отработавшего в герметичной оболочке предусматривается люк с транспортными (железнодорожным, автомобильным) подъездами. Для монтажа и демонтажа оборудования, а также ремонтных работ в реакторном зале устанавливают подъемный кран, грузоподъемность которого определяется максимальным грузом (верхним блоком реактора), и транспортные механизмы. Кроме того, предусматриваются специальные шахты для ремонтных работ и осмотра оборудования.

Реакторное отделение и машинный зал могут либо непосредственно примыкать друг к другу, либо через деаэраторную этажерку. Необходимость установки деаэраторов на отметке, превышающей уровень расположения питательных насосов на 9—12 м, требуется для создания гидростатического напора, исключающего вскипание

12.7. Реакторное отделение АЭС: ' '-•-•»,.

Производство ацетиленовой элементной сажи состоит из трех участков. Первый участок — карбидное отделение, в котором из известняка и угля при высокой температуре в печах получают карбид кальция. Второй — ацетиленовая станция — представляет собой участок, состоящий из ацетиленовых генераторов, в которых при взаимодействии карбида кальция с водой образуется ацетилен. Газообразный ацетилен проходит через компрессоры, которые подают •его под давлением на третий участок —в реакторное отделение. Реакторы представляют собой вертикальные герметично закрытые аппараты, выдерживающие высокое давление. Ацетилен поджигается электрической искрой и взрывается внутри реакторов. При взрыве происходит разложение ацетилена на водород и сажу. Готовую сажу упаковывают в мешки из крафтбумаги.

предназначен для получения пара за счет тепла, отдаваемого теплоносителем первичного контура, и для подачи пара в турбину. Такая схема устраняла возможность радиоактивного «загрязнения» турблн и конденсаторов. Реакторное отделение станции размещено в здании, удаленном на 50 м от здания с паротурбинным и электрическим оборудованием. Раздельное размещение имело целью избавить персонал от опасности возможных выбросов радиоактивных аэрозолей и пр. Однако вскоре была установлена несостоятельность подобных опасений, и все современные атомные электростанции строятся в едином комплексе, как и обычные электрические станции.

Значительная работа в десятой пятилетке выполнена в части индустриализации строительства АЭС. В этих целях были разработаны и внедрены новые сборно-монолитные железобетонные конструкции для главных корпусов и вспомогательных о'бъектов АЭС. Основой этих конструкций послужили разработанные институтами Минэнерго СССР армоопалубочные ребристые панели, арматурные пространственные каркасы, обетонированные с двух сторон, и стальные ячейки. Применение сборно-монолитных конструкций в стенах и перекрытиях сооружений АЭС позволило значительно улучшить качество бетонных поверхностей, что в свою очередь дало возможность полностью отказаться от производства штукатуркых работ, сократило расход дефицитных эпоксидных красителей на 10% 'И снизило трудоемкость при строительстве этих объектов на 20%. Внедрение сборно-монолитных конструкций позволило е десятой пятилетке отказаться от выполнения 1200 тыс.м2 штукатурных работ, 1500 тыс. м2 опалубочных работ, значительно повысило культуру производства. В указанных выше конструкциях было, например, сооружено за 10,5 мес реакторное отделение главного корпуса второго энергоблока мощностью 1 млн. кВт на Курской АЭС ( 11.1), т. е. вдвое быстрее, чем на первом энергоблоке.

П.7.7. Реакторное отделение ACT: / — реакторная установка; 2 — мостовой кран полярный; 3 — перегрузочная машина; 4 — бассейн выдержки топлива; 5 — блочные установки; 6 — мостовой кран; 7— транспортный контейнер топлива; 8 — сетевые теплообменники и насосы; 9 — грузовой люк; 10 — подъездной железнодорожный путь; // — помещения электроустройств; 12 — компенсатор объема и контура; 13 — теплообменники расхолаживания реактора; 14 — шахта мокрой перегрузки ВКУ; 15 — вентиляционная установка

/ — реакторное отделение; 2 — защитная оболочка; 3— пассивное спринклерное устройство; 4 — раствор борной кислоты; 5 — выход парогазовой смеси; 6 — секториальный бокс; 7 •— барботажный конденсатор; *—водосборник; 9 — трубы гидрозатвора; 10 — кожух; // — проем для прохода парогазовой смеси; 12 — герметичные боксы парогенераторов

11.9. Реакторное отделение энергоблока АЭС с ВВЭР-1000:

l"^3^1"*^06 ,?ТДелеНИе' 7/ ~ этажерка электроустройств: /// — деаэраторная этажерка; IV — реакторное отделение: /—турбоагрегат: 2— по-

Испытания образцов из стали Х18Н10 в условиях реакторного облучения i[1.26] в течение 980 час (потоки тепловых нейтронов 1,5-1012 т.н/см2-сек, быстрых нейтронов 1,5-1011 б.н/см2-сек; мощность дозы -у-излучения 3-Ю3 р/сек) показали практическое отсутствие влияния облучения на коррозию.

1.26. Сухотин А. М., ФедюТнин Е. Е., Матушкин В. А. Кинетика коррозии стали X18HJOT в N2C>4 при высокой температуре и давлении в условиях реакторного облучения.. В сб. «Диссоциирующие газы как теплоносители и рабочие тела энергетических установок». Минск, «Наука и техника», 1973.

Интенсивное развитие атомной энергетики сделало весьма актуальной проблему радиационной стойкости реакторных материалов. Многочисленные исследования, проведенные в этой области, дают возможность оценить роль основных факторов, ответственных за радиационное повреждение топливных и конструкционных материалов в условиях реакторного облучения. Результаты подобных исследований имеют важное прикладное значение, поскольку позволяют прогнозировать поведение материалов при разработке новых, с экономической точки зрения более выгодных, типов реакторов. Вопросы прогнозирования поведения материалов стоят особо остро при разработке и освоении реакторов на быстрых нейтронах из-за ограниченной базы для испытания материалов таких реакторов и громадного экономического ущерба, связанного с недостаточной радиационной стойкостью материалов в рабочих условиях. Это обстоятельство в свою очередь стимулирует дальнейшее развитие исследований в области физики радиационных повреждений, направленных на детальное изучение основных физических процессов, которые вызваны действием интенсивного облучения на материалы.

Будут разработаны методы имитации и прогнозирования свойств материалов при высоких флюенсах (~2-102' -т- 5-1023 бн/см2) и имитаторы реакторного облучения

Взаимодействие сторонних частиц и ПВА со средой в общем случае представляет собой очень сложный процесс коллективного взаимодействия одновременно большого числа частиц различных видов. Поэтому единственно возможным путем адекватного описания этого процесса является построение моделей, доступных для исследования и дающих удовлетворительное согласие с экспериментом. Из-за большого разнообразия частиц, участвующих в создании радиационных повреждений как в реальных условиях, так и в экспериментах по имитации реакторного облучения на ускорителях, а также из-за качественного различия характера взаимодействия при высоких и низких энергиях должно существовать несколько моделей. Но поскольку большую часть частиц, участвующих в создании радиационного повреждения, составляют, как правило, тяжелые ионы с начальными энергиями порядка 1 кэВ и выше, то в качестве основы удобно сформулировать физические допущения, формирующие модель взаимодействия тяжелых заряженных частиц с веществом. Все остальные модели будут учтены путем указания пределов применимости основных допущений и тех, к которым следует переходить в случаях неприменимости основных.

Механизм образования радиационных дефектов и изменение физических свойств материалов под действием реакторного облучения как в ТЯР, так и в реакторах деления состоит в том, что рожденные в реакторе частицы (нейтроны, электроны, ^-кванты, а-частицы и т. д.) создают в облучаемом материале при упругих столкновениях с его атомами ПВА, которые, в свою очередь, создают каскад смещенных атомов и вакансий. В материале возникает большое число точечных дефектов с неоднородной пространственной плотностью. Далее эти дефекты под действием температуры, механических напряжений и облучения испытывают сравнительно медленную эволюцию, образуя комплексы точечных дефектов, выделяясь на внедрениях и неоднородностях, создавая дислокационные петли и поры. Эта эволюция и ее результат — изменение физических свойств материала — рассмотрены в следующих главах.

В данной главе рассмотрены основные закономерности развития радиационного распухания (температурная, дозная, дозно-скорост-ная зависимости радиационного распухания). Особое внимание уделено рассмотрению возможности получения экспресс-информации о проведении материала в условиях реакторного облучения из данных имитационных экспериментов (облучение на ускорителях и в высоковольтных электронных микроскопах); причин, препятствующих ускоренному воспроизводству процессов, происходящих при реакторном облучении, в имитационных экспериментах, а также методов управления скоростью процессов, происходящих в материале под воздействием облучения и последующего отжига, путем рационального легирования, термомеханической обработки и программированного изменения условий в течение облучения (выбор

Увеличение скорости смещения атомов приводит к повышению вакансионного пересыщения. Чтобы обеспечить вакансионное пе-пересыщение, характерное для реакторного облучения, в экспериментах по ионному и электронному облучению необходимо задаться температурным сдвигом, что затрудняет сравнение результатов реакторного, ионного и электронного облучения. Более того, скорость повреждения изменяется вдоль траектории иона (см. 51), что требует наложения соответствующего градиента температур, а поскольку это невозможно, возникает так называемый внутренний температурный сдвиг, проявляющийся в различии

59. Температурная зависимость размера (а) и концентрации (б) пор в молибдене после реакторного облучения дозой 1 • 1022 н/сма (Е > >0,1 МэВ) [62].

В никеле, облученном в реакторе при 400е С дозой 4 • Ю1? н/см~2 (Е > 1 МэВ), обнаружены поры [64]. Ни в одном другом металле не наблюдалось пор после реакторного облучения до столь низкой дозы.

Наличие температурного сдвига легко объясняется необходимостью сохранения постоянного соотношения скорости возникновения точечных дефектов и скорости их исчезновения на стоках для воспроизводства вакансионного пересыщения, характерного для реакторного облучения; поэтому температурная зависимость распухания при одинаковой интегральной дозе сдвигается с ростом скорости создания точечных дефектов в область более высоких температур, причем без изменения высоты распухания в максимуме [281, а зна-