ATOMREAKTOROK ANYAGAI Dr. Trampus Péter egyetemi tanár 06 20 9855970 trampus@mk.unideb.hu

A tárgy követelmény rendszere 2 előadás 1 zárthelyi dolgozat (2010. 05. 14.) kollokvium 3 kredit

A tárgy célkitűzése Bemutatni az atomreaktorokban alkalmazott anyagokat és tulajdonságaikat, a reaktor-specifikus károsodási mechanizmusokat (különös tekintettel a sugárkárosodásra), és ezek vizsgálatának módszereit, az atomerőművek élettartam gazdálkodásának elveit

A tárgy vázlata Reaktortechnikai alapfogalmak Reaktorok jellemző terhelése és igénybevétele Anyagokkal szemben támasztott követelmények Fémtani alapismeretek (ismétlés) Sugárzás és anyag kölcsönhatása (sugárkárosodás) Reaktortartály sugárkárosodás felügyeleti program Reaktortartály szerkezeti integritásának elemzése (törésmechanikai alapok) Karbantartás, ellenőrzés, felülvizsgálat, próba, minőségbiztosítás Élettartam gazdálkodás, üzemidő hosszabbítás

Anyagok Fűtőelemek, üzemanyagok, burkolatanyagok, Moderátor anyagok, Reaktivitás kompenzálás és szabályozás anyagai Hűtőközeg anyagai Szerkezeti anyagok (acélok, nikkel ötvözetek, alumínium ötvözetek) Ferrites-perlites szerkezetű acélok (reaktortartály anyaga) Ausztenites szerkezetű acélok

Ajánlott irodalom Csom: Atomerőművek üzemtana, I. kötet, Műegyetemi Kiadó, 1997 Geraszimov – Monahov: A nukleáris technika anyagai, Műszaki Könyvkiadó, 1981 Ginsztler – Hidasi - Dévényi: Alkalmazott anyagtudomány, Műegyetemi Kiadó, 2000 Prohászka: A fémek és ötvözetek mechanikai tulajdonságai, Műegyetemi Kiadó, 2001

Lifetime Energy Availability Factor ARGENTINA 2 80.2 ARMENIA 1 64.4 BELGIUM 8 85.2 BRAZIL 65.1 BULGARIA 6 69.9 CANADA 25 75.4 CHINA 11 83.2 CZECH REPUBLIC 80 FINLAND 4 91 FRANCE 68 76.9 GERMANY 30 82.7 HUNGARY 84.5 INDIA 17 59.4 ITALY 53.9 JAPAN 57 72.1 LITHUANIA, REPUBLIC OF 2 61.7 MEXICO 82.7 NETHERLANDS 84.6 PAKISTAN 43.3 ROMANIA 88 RUSSIAN FEDERATION 31 70.2 SLOVAK REPUBLIC 7 76.9 SLOVENIA 1 83.5 SOUTH AFRICA 70.5 SPAIN 10 84 SWEDEN 13 80 SWITZERLAND 5 86.5 UKRAINE 17 69.8 UNITED KINGDOM 29 72.3 UNITED STATES OF AMERICA 121 78.7 World Wide 517 77.1 KOREA, REPUBLIC OF 20 87

Fogalmak (1) Atomreaktor: műszaki létesítmény, amelyben a maghasadáson alapuló önfenntartó láncreakció szabályozott formában, külső neutronforrás nélkül megvalósítható Atomerőmű: egy vagy több atomreaktor segítségével villamos energiát (ritkábban hőt) termelő üzem Maghasadás: nehéz atommag szétválása két közel azonos tömegű részre; neutron- és gammasugárzással jár; előidézője az atommagba behatoló neutron Láncreakció: reakciósorozat, amelyben az egymást követő reakciók egymáshoz kapcsolódnak, a sorban következő reakciók feltételét a megelőző reakciók teremtik meg

Fogalmak (2) Sokszorozási tényező (k): az a szám, amely megmutatja, hogy egy adott pillanatban lezajló hasadásból származó neutronok a következő generációban hányszor több (kevesebb) hasadást hoznak létre k = 1 kritikus állapot k < 1 szubkritikus állapot k > 1 szuperkritikus állapot Önfenntartó láncreakció feltétele: k ≥ 1 Neutron fluxus (Φ): egységnyi idő alatt egységnyi felületen átáramló neutronok száma (n/m2s) Neutron fluencia (F): a neutron fluxus időintegrálja az adott időintervallumra (n/m2)

Atomerőművek (1) Reaktor típusa szerint: Könyűvizes reaktor (Light Water Reactor, LWR) Nyomottvizes (Pressurized WR, PWR; VVER) Elgőzölögtető (Boiling WR, BWR) Jelenleg üzemelők több mint 80%-a Nehézvizes reaktor (Pressurized Heavy WR, PHWR) Grafitmoderátoros reaktor Gáz (CO2, He) hűtésű (Gas-Cooled Graphit-Moderated Reactor, GGR; Advanced GR, AGR; High-Temperatur GR, HTGR) Könnyűvizes elgőzölögtető (LWGR = RBMK) Gyorsreaktor (Fast Breeder Reactor, FBR)

Atomerőművek (2) Technológiai fejlesztés foka szerint: Első generációs atomerőművek (1950-60) Második generációs atomerőművek (jelenleg üzemelők ~90 %-a) Harmadik generációs atomerőművek (evolúciós típusok) Negyedik generációs atomerőművek (innovatív típusok) – a jövő atomerőművei

Technológiai fejlesztés fokozatai I. generáció II. generáció Korai prototípusok: Shippingport Dresden Fermi I Magnox III. generáció Kereskedelmi típusok: PWR / BWR PHWR AGR VVER / RBMK IV. generáció Evolúciós típusok: ABWR AP 600 System 80+ EPR Innovatív típusok: gázhűtésű gyors folyékony-fém hűtésű gyors sóolvadék hűtésű szuperkritikus vízhűtésű igen nagyhőmérsékletű VVER-440/V-179 VVER-440/V-230 Korai RBMK 1950 1970 1990 2010 2030

Jövő atomerőműveivel szemben támasztott követelmények A villamos energia árának versenyképesnek kell lennie más energiahordozókkal szemben Alacsony pénzügyi kockázat (építési költségek: 1000 USD/kW, építési idő 3 - 4 év) A biztonságot a közvélemény előtt is bizonyítani kell tudni A radioaktív hulladék mennyiségét jelentősen csökkenteni kell A teljes fűtőelem ciklusnak érzéketlennek kell lennie katonai célú felhasználásra

PWR / VVER kapcsolás T ~ 250 - 350 ˚C p ~ 120 – 160 bar acélok (ferrites, ausztenites) Zr-ötvözetek T ~ 230 – 280 ˚C p ~ 40 – 70 bar acélok (ferrites) Ti (kondenzátor)

Paks

Főberendezések főkeringtető gőzfejlesztő szivattyú térfogat- kiegyenlítő főelzáró tolózár főkeringtető vezeték reaktor

Jellemző PWR / VVER terhelési viszonyok Nukleáris folyamat (hasadás): Hőfejlődés üzemanyag pálca középpontjában: ~ 1800 ˚C hűtőközegé (reaktortartály fala): ~ 300 ˚C Sugárzás: EOL fluencia = 1022 – 2,6·1024 n/m2 (E > 0,5/1 MeV) Belső nyomás (elgőzölgés megakadályozása) Hűtőközeggel való érintkezés Állandósult üzem Ciklikusság Tervezett leállások Rezgések Hőmérséklet fluktuáció Fémek érintkezése

Igénybevétel – károsodás (öregedés) Belső nyomás → alakváltozás / feszültség Hűtőközeg → erózió, eróziós korrózió (Flaw Accelerated Corrosion, FAC), korrózió Meleg és sugárzás → termikus öregedés, sugárkárosodás Ciklikusság → fáradás (kis- és nagyciklusú, Low-Cycle Fatigue, LCF; High-CF, HCF) Tartós üzem → tartósfolyás (kúszás) – nem jellemző Fémek érintkezése → kopás, korrózió

Károsodási folyamatok következményei Termikus öregedés → szívósság csökkenés → instabil repedés terjedés, törés Sugárkárosodás → szívós-rideg átmeneti hőmérséklet (Ductile-Brittle Transition Temperature, DBTT) növekedés, szívósság csökkenés → instabil repedés terjedés, törés Erózió, eróziós korrózió → anyagfogyás → falvastagság csökkenés, felszakadás Fáradás → fáradásos repedés keletkezése és terjedése → teherhordó keresztmetszet csökkenése, törés vagy felszakadás Korrózió → anyagfogyás, korróziós repedés keletkezése és terjedése → falvastagság csökkenés, felszakadás vagy törés Kopás → anyagfogyás → falvastagság csökkenés, felszakadás vagy törés

Lehetséges károsodások és szinergiáik HŰTŐKÖZEG ANYAG korrózió törés, kúszás, relaxáció feszültségkorrózió (SCC) ● FESZÜLTSÉG ● ● ÜZEMI HŐMÉRSÉKLET ● ● ● ● ● SUGÁRZÁS sugárzásos feszültségkorrózió (IASCC) sugárzásos kúszás, sugárzásos relaxáció radiolízis „sugárkárosodás” sugárzásos korrózió

Anyagokkal szemben támasztott követelmények (1) Gyárthatósági (technológiai) követelmények: Jó feldolgozhatóság önthetőség, hegeszthetőség, kovácsolhatóság, forgácsolhatóság Kis repedésképződési hajlam hegesztés hőkezelés Átnemesíthetőség (mechanika tulajdonságok homogenitása) Vizsgálhatóság szemcseméret, struktúra zavaró hatása (pl. ausztenites szerkezet)

1300 MW (KWU) VVER-1000

Reaktortartály (a) hajlított lemezekből, (b) kovácsolt övekből

Anyagokkal szemben támasztott követelmények (2) Üzemeltetési, karbantartási követelmények: szilárdság, szívósság üzemi hőmérsékleten alacsony sugárkárosodási hajlam (reaktor) alacsony elridegedési hajlam korrózióállóság kifáradással szembeni ellenállás hosszú felezési idejű izotópokat képező elemek alacsony hányada jó vizsgálhatóság (roncsolásmentes) jó hegeszthetőség (javítás) speciális követelmények (pl. kis neutronbefogási hatáskeresztmetszet, hőtágulási / hővezetési tényező)

Összefoglalás (anyagtudományi kitekintés) „Hagyományos” (szerkezeti) anyagok alkalmazása Acélok Ni-, Zr-, Al-alapú ötvözetek Fejlesztésük evolúciós alapon történt (gyártástechnológia javítása, üzemelési paraméterek módosítása, karbantartás optimalizálása) Jövő atomerőműveire is jellemző (fúziósra nem!) Konzervatív technológia