Металл используемый в атомной энергетике

Обновлено: 07.01.2025

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.

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.

Металлопрокат для атомной промышленности: сортамент, характеристики и применение

Атомная промышленность – это совокупность предприятий, которые осуществляют разработку и производство продукции и услуг в области ядерных технологий. Учитывая интенсивное развитие современной атомной отрасли, поставки металлопроката для строительства новых заводов и установок постоянно растут. Вместе с этим постоянно растут и ужесточаются требования ко всем аспектам отрасли – от топлива для реакторов до дополнительной обработки металлоизделий, использующихся для возведения АЭС.

Стали для атомной промышленности

Многообразие и специфичность типов атомных сооружений, сложные рабочие условия, повышенные требования к безопасности – все это требует особого подхода к разработке конструкционных материалов. Среди главных требований к используемому для изготовления атомного металлопроката сырью – повышенная устойчивость к экстремально высоким температурам, стойкость к химически агрессивным средам, износостойкость, высокий уровень сварки, повышенная радиационная стойкость.

В атомной промышленности особенно востребованы:

нержавеющие стали – преимущественно это высоколегированные хромоникелевые и хромомолибденовые стали аустенитной структуры. Именно содержание никеля, хрома, молибдена и марганца обеспечивает данный материал свойствами, которые необходимы для эксплуатации в атомной промышленности. Среди основных: высокая прочность и пластичность при экстремально низких и высоких температурах, коррозионная и окислительная стойкость на воздухе, в жидких средах. После прохождения закалки при температуре 1050-1150 о С и последующего охлаждения в воде, нержавеющие стали для атомной промышленности получают высокую устойчивость к межкристаллитной коррозии. Для сварных металлоконструкций атомной отрасли рекомендуют использовать хромоникелевые стали, легированные титаном или ниобием – так называемыми элементами-стабилизаторами. Именно эти химические элементы связывают избыточный углерод, тем самым препятствуя образованию карбидов хрома при сварке в интервале опасных температур, что снижает вероятность межкристаллитной коррозии;
теплоустойчивые перлитные стали – это материалы, которые относятся к группе улучшаемых сталей, которые упрочняются посредством термообработки. Учитывая, что перлитным сталям длительное время приходится работать в сложных рабочих условиях под напряжением при высоких температурах, они характеризуются высоким сопротивлением ползучести, прочностью, стабильностью физических и механических свойств и жаростойкостью. Легирование перлитных сталей хромом повышает сопротивление окислению и предотвращает графитизацию на протяжении всего эксплуатационного срока. Молибден в химическом составе перлитных сталей обеспечивает оптимальное сочетание прочности и пластичности. В целом, основные механические свойства перлитных сталей – это высокое сопротивление разрыву, хорошая свариваемость, статическая прочность, стойкость к повышенным температурам.

Также для производства некоторых видов металлопроката, который предполагается использовать в атомных установках и комплексах, могут использоваться хладостойкие свариваемые стали, конструкционный высокопрочные стали, цветные сплавы (цирконий, никель, бронза).

Наиболее используемые марки сталей для АЭС:

При выборе материала для изготовления того или иного металлоизделия необходимо учитывать несколько важных факторов:

возможное напряжение при механических нагрузках;
диапазон рабочих температур;
количество и величину циклических изменений механических нагрузок и теплосмен;
уровень нейтронного облучения;
возможное влияние рабочего теплоносителя на коррозионную прочность используемых материалов;
рабочие среды, например, для водо-водяных ЯЭУ важна статическая прочность и устойчивость к эрозии.

Металлопрокат для атомной промышленности: сортамент и применение

На объектах атомной промышленности наиболее востребованные виды металлоизделий – это:

толстостенные бесшовные трубы – это один из ключевых компонентов на АЭС. Именно эти металлоизделия обеспечивают подачу охлажденной воды в корпуса реакторов и отработанный топливный бассейн. Трубы для атомной промышленности подводят водяной пар к турбине, водородный газ для охлаждения генераторов, подают топливо и масло к аварийным дизель-генераторам. Кроме того, трубы поддерживают системы пожарной безопасности (спринклеры);
нержавеющие листы – используют для изготовления оборудования для турбоустановок, емкостей и резервуаров, контейнеров для перевозки и хранения отработанного топлива, сосудов давления, корпусов цилиндров, сосудов гидрокрекинга, сосудов гидротермального синтеза и т.д.;
гофрированные ленты – используют для изготовления металлорукавов высокого давления, которые используют для защиты проводки, электрокабелей. Также металлорукава используют в подаче воды, отводе конденсата, транспортировке веществ, используемых в ядерном синтезе;
трубопроводная арматура – шаровые и конусные краны, запорные клапаны, задвижки, дисковые затворы используют не только в наземных ядерных и атомноэнергетических станциях, но и на судовых плавучих энергоблоках, атомных судах.

Широкое применение в атомной отрасли нашли:

трубопроводные фитинги и фланцы;
цельнокованые и сварные роторы;
поковки, сортовой металлопрокат;
высокопрочный крепеж: болты, шпильки, гайки шайбы для фланцевых и анкерных соединений;
обечайки, проволока, днища, крышки и пр.

Весь металлопрокат для атомной промышленности, который будет эксплуатироваться в сложнейших рабочих условиях, проходит обязательные испытания и тестирования, в том числе и методами неразрушающего контроля.

Где купить металлопрокат для АЭС

Купить металлоизделия для АЭС с доставкой по России, Казахстану, Беларуси можно в нашей компании. Мы осуществляем поставки металлоизделий из нержавеющих, черных сталей и цветных сплавов, изготовленных на европейских заводах по стандартам ASTM, EN, DIN и пр., которые полностью соответствуют жестким требованиям современной атомной промышленности.

Заказать металл для атомной отрасли с доставкой по СНГ можно по указанным телефонам, оставив заявку на нашем сайте или отправив запрос на электронную почту.

Применение циркония в ядерной промышленности

Цирконий – стойкий к коррозии, пластичный и химически инертный металл, устойчив в воде и водяных парах до +300 °C. Цирконий широко используется в различных сферах промышленности, но особенно ценна его роль в атомной энергетике. На долю нашей страны приходится порядка 10 % мировых запасов циркония, а это третье место в мире. Он обнаружен в Мурманской, Тамбовской, Томской, Нижегородской областях. В ядерной промышленности применяется еще с середины 20 в.

Как цирконий был открыт для атомной энергетики

Хотя «бум» на цирконий начался в США, его изучение в СССР пошло по собственному и весьма плодотворному пути. Ученые ВНИИНМ (сейчас это один из ведущих институтов «Росатома») в 50 гг. прошлого века не только анализировали состав и свойства металла (об этом в мире было мало известно), но и разрабатывали способы получения, плавки, переплавки в слитки, обработки циркония для нужд атомной промышленности.

К слову, курировал работы по цирконию великий советский ученый-металловед Андрей Бочвар. Необходимо было получить кондиционный цирконий реакторной чистоты (значительно очищенный от гафния и прочих примесей), чем и занималась отдельная лаборатория. Здесь изучались и создавались циркониевые материалы для работы в реакторах различного типа с водой, гелием, пароводяной смесью и другими теплоносителями.

Цирконий реакторной чистоты получали магниетермическим, электролитическим, йодидным способом. Его сплавы шли на изделия для разных ядерных реакторов, узлы активных зон, твэлы – то есть на главные конструктивные элементы ядерного реактора. Чистый цирконий не может использоваться для твэлов, поскольку при температуре воды и пара 300-400 °С прочностные характеристики и коррозионная стойкость металла снижаются. Именно поэтому для оболочек твэлов нужны сплавы на базе циркония.

Почему цирконий начали применять в ядерной промышленности

Цирконий имеет высокую (2125 K) температуру плавления и малое сечение захвата медленных нейтронов. Чем медленнее двигаются нейтроны, тем легче возникают реакции превращения элементов. Поэтому из циркония и его сплавов изготавливают различные конструктивные элементы ядерных реакторов (тепловыделяющие элементы, сборки и пр.).

Чтобы уменьшить загрузку ядерного топлива в реакторах на тепловых (медленных) нейтронах, как раз в активной зоне и нужны конструкционные материалы с малым сечением радиационного захвата нейтронов. Это одно из главных условий их эффективной работы. Плюс следует выбрать металлы с радиационной, коррозионной стойкостью, нужными механическими свойствами.

Всем требуемым качествам и отвечает цирконий. Его сплавы также обладают высокой коррозионной стойкостью к воде и пару. А металлоподобный гидрид циркония (соединение Zr с водородом) применяется в качестве замедлителя нейтронов в тех же реакторах на тепловых нейтронах.

Какие сплавы с цирконием применяются в ядерной промышленности

Отечественные ученые после долгих и серьезных изысканий пришли к выводу, что добавки Nb (ниобия) оптимальны для ядерной сферы за счет его положительного воздействия на пластичность и прочность Zr. Ниобий имеет небольшое сечение захвата нейтронов, он упрочняет цирконий, снижает поглощение им водорода и улучшает коррозионную стойкость.

Ниобийсодержащие сплавы (Э110, 125) стали наиболее популярными для изделий в активной зоне реактора. Они используются для оболочек твэлов и иных деталей тепловыделяющих сборок в реакторах с водой под давлением при температуре до +350 °С.

Добавки - титана и алюминия, как показали дальнейшие исследования, негативно сказывались на стойкости к коррозии в высокотемпературной воде. Точно также из потенциальных легирующих компонентов были исключены кремний, германий, ванадий, никель и многие другие. Фактически оказалось, что для легирования в Zr можно добавлять лишь ниобий, олово, железо и хром.

Результаты научных исследований сплавов циркония со времен СССР до наших дней

Советские исследования были дополнены в современный период новейшими опытно-конструкторскими и научными работами, что свело фактически к нулю количество твэлов с дефектами. Усовершенствованный и доработанный советский сплав с 1% Nb применяется в водно-паровых реакторах (при температуре работы +300 °С) повсеместно.

Сплав 2,5 % с ниобием широко используется в тепловыделяющих сборках. Сейчас сплав Zr1% Nb идет в одном состоянии для оболочек твэлов — отожженном при температуре 580 °С (Э110) или при 620 градусах (110К) перед последней холодной прокаткой. Так обеспечивается структура циркония, которая максимально близка к полностью рекристаллизованной, и гарантируется должная пластичность и коррозионная стойкость металла. Также сплав с 1 % ниобием отличает и наибольшее сопротивление радиационным ползучести и росту коррозии под напряжением в атмосфере газовых продуктов деления топлива.

Рисунок 1. Тепловыделяющая сборка (ТВС)

Какие требования предъявляются к циркониевым сплавам и изделиям из них в ядерной энергетике

Коррозионная стойкость на весь срок эксплуатации твэлов.
Легирующие компоненты сплава также должны иметь небольшое сечение захвата тепловых нейтронов (принципиальное свойство), чтобы соответствовать в этом цирконию, а не ухудшить металл. По этому показателю для легирования не подходит тантал, вольфрам, кобальт.
Заданные механические параметры оболочек, которые бы гарантировали надежность работы твэлов при любых режимах эксплуатации реактора (включая скачки мощности, аварийные ситуации).

Из циркониевых сплавов для нужд атомной энергетики изготавливаются различные виды изделий

дистанцирующие решетки сотового типа – из труб, и из полос для тепловыделяющих сборок;
оболочечные трубы из цилиндрических, конических и литых заготовок;
каналы, кассеты.

Рисунок 2. Изделия из циркония для атомной промышленности

Постепенно лидирующей технологией изготовления стала прокатка, а не ковка тяжелых слитков (что облегчило работу). Плюс изделия, полученные прокаткой, отличало такое же качество, коррозионное поведение и механические свойства, а сплав Э110 показал себя более однородным. Сейчас циркониевые сплавы получают в электронно- лучевых и дуговых вакуумных печах с расходуемым электродом.

Что производят из циркония для ядерной промышленности

Циркониевые слитки из сплавов Э110, 125, 635 массой от 1 до 3,5 кг – это исходное сырье, из которого производится различная продукция под нужды атомной энергетики и тяжелой промышленности.
Коррозионностойкие трубы и трубки, бесшовные и оболочечные. Последние применяются как оболочки твэлов в ядерных реакторах.
Круги, прутки обычной и повышенной точности различного диаметра и длины (до 7400 мм). Прутки становятся заготовкой для производства разнообразных элементов и приспособлений в активной зоне реактора.
Стойкие к коррозии листы холоднокатаные для кожухов тепловыделяющих кассет атомных реакторов (длина до 3680 мм).
Проволока холоднотянутая, изготовленная методом холодного волочения, диаметром до 3 мм и длиной не менее 2000 мм.
Циркониевая губка.

Цирконий был и продолжает оставаться жизненно важным металлом для ядерной энергетики. Внедрение современных технологий ставит все более высокую планку в производстве изделий из циркония, а это позволяет гарантировать их надежность и эффективность в любых отраслях применения.

телефоны:
8 (800) 200-52-75
(495) 366-00-24
(495) 504-95-54
(495) 642-41-95

Торий в ядерной энергетике: плюсы, минусы, подводные камни

В мире людей, далеких от атомной энергетики существует почти конспирологическая идея о том, что ТОРИЙ — это то, что злобные атомные буратины скрывают от пушистых потребителей электричества. Дешевый, безопасный и не оставляющий радиоактивных отходов — он мог бы привести атомную энергетику на вершины могущества, но по каким-то причинам не привел.

Загрузка ториевой ТВС в норвежский исследовательский реактор Halden.

Сегодняшний парк промышленных ядерных реакторов, целиком и полностью использует урановое топливо, а конкретно изотоп U235. Произошло это по простой причине — это единственный природный изотоп, который способен поддерживать цепную реакцию распада. Остальные природные тяжелые элементы, например U238 и Th232 (тот самый торий) цепную ядерную реакцию не поддерживают. Есть еще несколько искусственно получаемых которые способны работать в реакторе — например всем известный Pu239 или U233 — получаемые путем трансмутации тех самых U238, Th232.

Тяжеловодные реакторы — один из трех главных дизайнов (наряду с газоохлаждаемыми и жидкосолевыми), в которых может быть применен ториевый цикл.

1. В земной коре тория в несколько раз больше, чем урана. Это плюс торию.
2. У тория нет проблем с минорными актиноидами, топливо на основе ториевого цикла становится не радиоактивным уже через несколько сот лет против сотен тысяч у уранового цикла. Это его главный плюс, об этом ниже.
3. Однако торий надо добыть, в то время как 3,5 млн тонн урана уже лежат на складах
4. При трансмутации Th232->U233 образуется промежуточный Pa233, который довольно долго распадается и является нейтронным ядом. Это огромный минус, о нем мы поговорим ниже.
5. Побочный изотоп U232, который будет нарабатываться в топливе с торием дает при распаде цепочку жестких гамма-излучателей, которые резко осложняют переработку ОЯТ.

Понятно, что с таким гандикапом (пункт 3) и отсутствием ЗЯТЦ у тория не очень-то много шансов на реализацию, как минимум на сегодня. Да и в остальном у тория нет каких-то недостатков или преимуществ. Часто ему приписывают, например, что он не имеет проблем распространения ядерно-оружейных технологий. Это не так. Да, тут нет плутония, но есть U233, из которого отлично получаются ядерные бомбы.

Превращение материалов в топливе современного реактора: 3,5% U235 распадается в продукты деления, паралельно из U238 нарабатывается 3% Pu, 2% из которых тоже распадается, давая тепло и нейтроны.

Теперь давайте поговорим о пунктах 2 и 4 поподробнее, т.к. они являются определяющими для будущего тория.

Итак, что за проблема минорных актиноидов? При работе ядерного реактора на обычном, человеческом топливе из 3-5% U235 и 95-97% U238 при поглощении нейтронами образуются разнообразные неприятные вещества — минорные актиноиды. К ним относят нептуний Np-237, изотопы америция Am-241, -243, кюрия Cm-242, -244, -245. Все они радиоактивны, и довольно неприятно — мощные гамма излучатели. Однако в свежем ОЯТ их будет совсем немного — несколько килограмм на тонну, против десятков килограмм продуктов деления (типа знаменитого Cs-137), которые еще более активны. В чем же проблема?

Превращения изотопов в урановом топливе в реакторе.

Проблема в периоде полураспада. Самый длинный период полураспада продуктов деления как раз у Cs-137 — и он составляет ~30 лет. За 300 лет его активность уменьшится в 1000 раз, а за 900 — в миллиард. Это значит, что за исторически обозримое время можно перестать беспокоиться о коррозии ОЯТ и охранять его от нехороших любителей радиоактивности.

Оценки для ядерной энергетики: мощности в ГВт Pel, исторической выработки энергии в ГВт*годах Qel, массы ОЯТ в тоннах, массы плутония в этом ОЯТ MPu в тонных, и остальных изотопах в килограммах

А вот для минорных актиноидов периоды полураспада составляют тысячи лет. Это значит, что сроки хранения удлиняются с сотен лет до десятков тысяч. Такое время уже довольно сложно представить, зато можно представить, что при интенсивной работе атомной энергетики через несколько тысяч лет ОЯТом будет заставлена довольно большая территория, а самой популярной профессией будет “охранник хранилища ОЯТ”.

А шведы уже захоранивают ядерное топливо навсегда по такой схеме в хранилище Forsmark.

Ситуация меняется, если вместо цикла с однократным использованием топлива (который существует сейчас) мы переходим к замкнутому циклу — нарабатывая из U238 или Th232 ядерное топливо и сжигая его в реакторе. С одной стороны объем ОЯТ по понятным причинам резко уменьшается, а вот с другой — количество минорных актиноидов будет расти и расти. Проблема уничтожения (путем трансмутации и расщепления) минорных актиноидов в ядерных реакторов с 70х является одной из существенных на пути к разворачиванию ЗЯТЦ.

И вот тут Th232 на коне. В его ЯТЦ не будут образовываться МА, а значит нет и проблем с хранением ОЯТ “вечно”, и проблем с обращением с этими очень сложными и неприятными субстанциями в ходе переработки уранового ОЯТ. Таким образом торий получает важное преимущество — ЗЯТЦ на нем чем-то может быть проще.

Жидкосолевой реактор — вечный спутник идеи ториевой энергетики.

FLiBe с примесью фторида U233 в твердом и жидком виде имеет правильный для ядерного реактора цвет.

Такой реактор управляется с помощью контроля утечки нейтронов из активной зоны, и фактически не имеет никаких исполнительных механизмов внутри АЗ, а главное — постоянно очищается радиохимическим способом от Pa233 и продуктов распада U233. Идея ЖСР — святой грааль ядерной инженерии, но одновременно кошмар материаловедов — в этом расплаве быстро образуется вся таблица менделеева в буквальном смысле, и сделать материал, который будет удерживать такую смесь без коррозии в условиях высокой температуры и радиации пока не получается.

Разрез индийского AHWR — единственного в мире промышленного реактора, планируемого к работе на Th/U233 и Th/Pu239 MOX.

Таким образом можно резюмировать: пока у атомной индустрии нет ни особых потребностей, ни возможностей по строительству ториевой энергетики. Экономически это выглядит так — торий не интересен, пока стоимость килограмма урана не превысит 300$, как это сформулировано в выводах отчета МАГАТЭ по ториевому циклу. Даже индусы, в условиях ограничения поставок урана (и отсутствия его ресурсов внутри страны) сделавшие в 80х ставку на ториевый ЗЯТЦ сегодня постепенно сворачивают усилия по его запуску. Ну а у нашей страны есть только интересно наследие из эпохи, когда плюсы и минусы тория были непонятны — склады с 80 тысячами тонн монацитового песка (ториевой руды) в Красноуфимске, но нет больших экономически оправданных месторождений тория и планов по его освоению для ядерной энергетики.

Читайте также: