Реакторных материалов

На блоках ACT, сооружаемых на расстоянии 1,5—2 км от границ крупных городов, размещают две реакторные установки АСТ-500 (430 Гкал/ч), исходя из возможности резервирования источников теплоты.

Число петель может быть различным. Так, па отечественных АЭС с блоками мощностью 440 МВт (реакторами ВВ!)Р-440) принято шесть петель; имеются реакторные установки такого типа с двумя петлями [16]. Однако в настоящее время мощные установки с реакторами ВВЭР создаются обычно с тремя-четырьмя петлями (например, отечественный блок с реактором ВВЭР-1000).

здесь рл, р,1С, р,., рр—нормы ежегодных отчислений от капиталовложений в высоковольтные линии, подстанции, установки продольной компенсации и реакторные установки, определяемые суммой нормативного коэффициента эффективности, коэффициентами амортизационных отчислений и отчислений на ремонт и эксплуатацию; ^л, /Спс, KY., /Ср — ежегодные капиталовложения в линию, повысительную и понизительную подстанции, в устройство продольной компенсации (УПК) и реакторы соответственно.

2.3. РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ОДНОКОНТУРНЫХ АЭС

РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ОДНОКОНТУРНЫХ АЭС

РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ОДНОКОНТУРНЫХ АЭС

РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ОДНОКОНТУРНЫХ АЭС

РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ДВУХКОНТУРНЫХ АЭС

2.4. РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ДВУХКОНТУРНЫХ АЭС

§ 2.4] РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ДВУХКОНТУРНЫХ АЭС____________ ________ 151

РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ДВУХКОНТУРНЫХ АЭС

необходимой составляющей в комплексе оборудования АЭС. Спецводоочистка защищает реакторное оборудование от образования отложений, снижает интенсивность коррозии реакторных материалов, определяя тем самым надежность и экономичность работы оборудования АЭС.

Существует несколько факторов, определяющих температурную зависимость: изменение плотности реакторных материалов с температурой, изменение объема реактора, установившееся соотношение между эффективной температурой и температурой замедлителя и взаимодействие между нейтронами и ядрами в зависимости от температуры.

Вследствие своей низкой стоимости вода сейчас широко используется как эффективная теплопередающая среда, замедлитель и защита в реакторах различного типа. Наряду с этими полезными функциями имеют место и другие процессы. В первичных процессах передачи тепла от источника к потребителю вода переносит твердые вещества и газы от реактора к другим частям системы. Основной процесс замедления нейтронов сопровождается захватом нейтронов и протонов, в результате чего образуются нежелательные радиоактивные примеси. Использование воды для поглощения энергии излучения связано с реакциями диссоциации. Наконец, вода химически реагирует практически со всеми материалами, которые могут быть использованы в реакторах. Систематическое рассмотрение этих процессов, свойств воды и других реакторных материалов, их применение для проектируемых водяных реакторов и находящихся в эксплуатации составляют основу современной технологии водного теплоносителя реактора.

Радиационнохимические реакции непосредственно влияют на химию теплоносителя, замедлителя и реакторных материалов. Радиация может вызывать селективное отложение переносимых продуктов коррозии или примесей на теплопередающей поверхности. При высоких тепловых потоках, используемых в некоторых реакторах, образование коррозионной пленки может привести к увеличению температуры металла и таким* образом значительно увеличить скорость коррозии или привести к опасному ухудшению его механических свойств.

энергиях нейтронов сечение изменяется по закону \/v или ?~'/г. В области от 0,1 до 1000 эв изменение сечений носит резонансный характер, когда в узких энергетических интервалах величина сечений достигает больших значений. Например, сечение 113Cd имеет резонансный пик более 2-Ю4 барн при энергии нейтронов 0,17 эв. По мере возрастания энергии нейтронов сечения убывают, по порядку величины приближаясь к площади поперечного сечения ядра. Расчет скорости ядерных реакций в реакторе требует одновременного решения задачи по пространственной и энергетической переменным с точным учетом изменения сечений взаимодействия (захвата, деления, упругого и неупругого рассеяния) для всех реакторных материалов. Корректное решение этой задачи стало возможным лишь благодаря использованию быстродействующих вычислительных машин с обширной памятью, оснащенных библиотеками ядерных сечений.

КОРРОЗИЯ РЕАКТОРНЫХ МАТЕРИАЛОВ

8.1.1. Применение реакторных материалов. Использование металлов в водяных реакторах может быть классифицировано следующим образом:

8.4.2. Местная коррозия. Межкристаллитная коррозия и растрескивание являются наиболее важными видами местной коррозии реакторных материалов. Почти все материалы, представляющие интерес, чувствительны к этим видам коррозии при определенных условиях. Коррозия под напряжением сплавов Fe—Ni—Cr явилась предметом детального рассмотрения в обзоре Летениша и Стейла [43].

Для рассматриваемых материалов диапазон изменения этих переменных не так велик по абсолютной величине, но относительное влияние может отличаться в 5 раз. В дополнение эти эффекты будут изменяться со временем экспозиции. Для трубок парогенератора это время составляет 30 и более лет, а для оболочек твэлов — порядка от 3 до 5 лет. В рассмотренный список переменных не включено влияние облучения и теплопередачи, существенное для правильной оценки реакторных материалов. Специфическое действие радиации было изучено лишь в немногих аспектах. Определенных данных не было получено, однако испытания не выявили и значительных эффектов [65]. В одной серии испытаний при 315° С и рН 8ч-9,5 (NH3) скорость коррозии нержавеющей стали типа 304 была 10 мг/(дм2 -мес) во внереакторных условиях и 5 мг/(дм2 • мес) в реакторе. Для ин-конеля-600 соответствующие данные были 30 и 20 мг/(дм2- мес).

31a. Уанклин Дж. Водная коррозия реакторных материалов.— «Атомная техника за рубежом», 1963, № 8, с. 18.

2. Коррозия реакторных материалов. Сб. статей. Под ред. В. В. Герасимова. М., Атомиздат, 1960.