Reactor nuclear BREST

De la Wikipedia, enciclopedia liberă.
Salt la navigare Salt la căutare
Schiță a energiei nucleare
Acest zvon cu privire la energia nucleară este doar o schiță .
Contribuiți la îmbunătățirea acestuia în conformitate cu convențiile Wikipedia .
Tehnologie în dezvoltare
Acest articol sau secțiune conține informații despre o tehnologie în curs de dezvoltare.
Conținutul s-ar putea schimba dramatic pe măsură ce vor fi disponibile mai multe informații. Vă rugăm să nu adăugați speculații la zvon.

1leftarrow blue.svg Element principal:reactor nuclear cu plumb .

Reactorul nuclear BREST (în limba rusă : Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем ,? Transliterează : Bystryj Reaktor deci svincovym teplonositelem, răcit cu plumb rapid de reactor) este prima serie de plumb faze de reactoare nucleare propune ca succesor al reactorului nuclear BN serie.

Cerințe

În 2000, Minatom a adoptat și guvernul federal rus a aprobat o strategie pentru dezvoltarea energiei nucleare până la mijlocul secolului 21, care va permite creșterea sa pe scară largă [1] [2] . Ca parte a Programului Federal pentru Tehnologii Nucleare Avansate 2010-20, demonstratorul și primul din această serie este modelul BREST300 al cărui proiect care urmează să fie finalizat în 2002 și verificat până în 2010 a fost ales pentru a 5-a unitate a centralei nucleare din Belojarsk [3] , în timp ce un contract al regiunii Tomsk cu Rosatom la sfârșitul lunii septembrie 2012 prevede începerea construcției unui alt la Combinatul chimic siberian [4] pentru 2016 și intrarea în funcțiune pentru 2020. Contractul este A fost specificat la un cost de 25 de miliarde de ruble de (805 milioane de dolari ) și construcția instalațiilor de producție a mononitruroului său combustibil mixt de uraniu - plutoniu la un cost de 1,7 (54 de milioane de dolari ) [5] .

Materiale structurale

Plantele experimentale cu aliaj eutectic de plumb-bismut au pus baza pentru alegerea materialelor structurale, care au fost apoi verificate cu teste preliminare de plumb anizotermal pentru maximum 13500 ore în condiții de cvasi-funcționare a temperaturii și vitezei: maxim 550 ° C, salt de 150 ° C, viteza fluidului de 1,7 m / s [6] . Tipul oțelului perlitic este întotdeauna exclus din cauza oxidării excesive a plumbului [7] , prin urmare oțelul feritico-martensitic , oțelul inoxidabil austenitic , aliajele Ni (inclusiv Inconel ) rămân ca alternative generale.

Învelișurile tijei de combustibil

Mecanismele de avarie simultane sunt respectiv radiații neutronice, coroziune Pb pe ambele părți în condiții de temperatură maximă (punctul fierbinte este de 642 ° C) și viteza de transport și tensiune termomecanică tranzitorie: învelișurile sunt componentele structurale care funcționează în cele mai grele condiții [ 8] . În special, în cavitatea de pe partea combustibilului, Pb pătrunde prin difuzie termică , în timp ce pe partea externă pătrunde mai mult prin eroziune la temperaturi ridicate [9] . Oțelul feritico-martensitic este principala propunere, datorită umflării foarte scăzute cauzate de radiații la dozele operaționale (0,5% la 100dpa). În special, cu 9% Cr, oțelul ar atinge minimul de fragilitate a radiației [8] . Cu toate acestea, oțeluri precum Cr12MoVNbB sunt preferate, având în vedere experiența nucleară mai mare și fabricarea deja testată a gauinei pentru combustibil. Riscul de fragilizare a metalelor lichide în acest caz este limitat de temperaturile mai ridicate și de efectul limitativ al oxidării. [7] Ca dezavantaj, ar trebui menționată rezistența mecanică scăzută la temperaturi de funcționare, care totuși se crede că este depășită cu presiuni scăzute (<2 MPa) în cavitatea laterală a combustibilului datorită umflării scăzute a combustibilului nitrid și scăderii eliberarea de produse de fisiune gazoase [8] .

Austenitica și aliajele Ni au deteriorarea caracteristicilor mecanice la iradiere cu neutroni suficient de scăzută în câmpurile și fluențele LWR curente, dar nu întotdeauna în cele ale reactoarelor rapide de a patra generație. Cr16Ni15Mo3Ti este apoi ipotezat, cu o susceptibilitate mai mică la umflare. În prezența Ni în aceste condiții de coroziune este esențial să se garanteze pasivarea de către oxid: în unele teste pentru acest oțel oxidul a fost complet saturat cu Pb deja la 7400h la 610 ° C, chiar și fără penetrare detectabilă în metal. [8]

Recipient și pompă primară

Mecanismele de eșec simultane sunt coroziunea Pb și fragilizarea la temperatură scăzută și, respectiv, iradierea cu neutroni și gamma într-o măsură mai mică. Pe de altă parte, sudabilitatea, având în vedere dimensiunile componentei, rămâne o cerință de bază. Austeniticul este favorizat aici tocmai pentru că nu necesită tratament termic post-sudare: pentru a optimiza performanța termomecanică, este preferată o compoziție cu Ti , Nb , Mo , în timp ce pentru a nu avea incompatibilitate chimică cu Pb, este necesar să nu depășească 11% din masa Ni. Această soluție oferă în special utilizarea Cr14Ni11NbMo austenitic, care la 420-550 ° C este similar cu Cr18Ni10Ti utilizat pe scară largă în câmpul nuclear, care la sfârșitul vieții sale (durata de 60y = 50000h, fluența neutronică de 4x10 23 / m 2 ) nu a arătat semne de deteriorare a proprietăților mecanice datorate radiațiilor și nici o interacțiune apreciabilă între radiații și coroziune, în timp ce putem prevedea deocamdată doar prin extrapolare o grosime de oxid de aproximativ 150 µm. [10] Austenitic Cr18Ni9 [11] este propus ca o alternativă cu performanțe mai puțin ridicate, dar mai ieftine și mai ușor de produs, pentru care, cu toate acestea, nu este menționată nicio experimentare. Oțelurile martensitice sunt excluse datorită sensibilității lor critice la fragilizarea metalului lichid la temperaturi apropiate de punctul de topire al metalului lichid.

Generator de aburi

Mecanismele de avarie simultane sunt stresul termomecanic ciclic și coroziunea cu mecanisme diferite pe fiecare dintre cele două interfețe ale secțiunii de schimb de căldură (din Pb și din apă). Un factor de eficiență este atunci relația dintre conductivitatea termică și rezistența mecanică care influențează suprafața de schimb și, prin urmare, economia.

Oțelul feritico-martensitic este principala propunere, în special cea cu 9% Cr, care are o rată de coroziune de 1,5 ori mai mică în apă. Riscul de fragilizare a metalelor lichide în acest caz este limitat de temperaturile mai ridicate și de efectul limitativ al oxidării. [7] .

Oțelul inoxidabil austenitic are de obicei o conductivitate termică scăzută , o expansiune termică ridicată și o marjă de durabilitate a ciclului termic pe jumătate la temperaturi de proiectare comparativ cu aliajele martensitice și Ni. Acesta din urmă nu poate fi utilizat în contact cu Pb datorită solubilității inacceptabile a Ni. Afinitatea la coroziune cracare cu două faze forțe apă utilizarea supercritic apei, ceea ce limitează problema scăderii presiunii în timpul fenomene tranzitorii aberante. Cu toate acestea, atracția este întotdeauna ușurința sudării, pentru care Cr16Ni15Mo3Ti (deja ipotezat pentru miez) este considerat printre alternative. [7] .

Ca a treia opțiune, țevile bimetalice pot fi utilizate pentru a optimiza performanța de coroziune la ambele interfețe: Cr14Ni11MoNb (deja presupus pentru vas) pe partea Pb și aliajul Cr21Ni32Mo3Nb pe partea de apă: aliajele Ni au un raport de conductivitate / rezistență mai ridicat și pot să fie utilizat în această soluție deoarece contactul cu Pb este exclus. Dificultatea devine sudarea celor două straturi, chiar dacă se pretinde că soluția este fezabilă din punct de vedere tehnologic. [7]

Notă

  1. ^ Adamov, Orlov , p.12 .
  2. ^ Rachkov - Program de dezvoltare rapidă a reactorului în Rusia
  3. ^ Beloyarsk NPP ar putea construi 300 MW LFR
  4. ^ Liderii din Tomsk Oblast și Rosatom au semnat un acord pentru 100 de miliarde de ruble [ link rupt ]
  5. ^ Mișcări rapide pentru dezvoltarea nucleară în Siberia
  6. ^ Adamov, Orlov , p.85 .
  7. ^ a b c d și Adamov, Orlov , p.88 .
  8. ^ a b c d Adamov, Orlov , p.89 .
  9. ^ Adamov, Orlov , p.90 .
  10. ^ Adamov, Orlov , p.86
  11. ^ Adamov, Orlov , p.87

Bibliografie

  • Brosura ARIS a BREST 300 ( PDF ), pe aris.iaea.org .
  • ( EN ) EO Adamov, VV Orlov, Reactor rapid , cu siguranță naturală , răcit cu plumb pentru energie nucleară la scară largă , ediția I, Moscova, 2001.

linkuri externe

Adus de la „ https://it.wikipedia.org/w/index.php?title=Reattore_nucleare_BREST&oldid=122376008 ”