Уран-молибденовые ( U - Mo ) сплавы.

Используются в качестве материалов для металлического топлива, для быстрых реакторов (БР) с жидкометаллическим теплоносителем. В металлическом топливе этих реакторов Mo является основным легирующим элементом. Стабилизирует g-фазу по всему диапазону температур. Добавка Mo до 3% по массе стабилизирует размерную нестабильность сплавов.

Влияние облучения на урановое топливо.

Основное влияние нейтронного облучения проявляется через:

1) радиационный рост материала;

2) рост при термическом циклировании;

3) радиационное распухание ;

4) радиационную ползучесть.

Размерную стабильность можно получить, добавляя легирующие элементы в уран, однако радиационное распухание и радиационная ползучесть , связанные с механической прочностью и способствующие разгерметизации твелов, таким путем подавить не удается. Это ограничивает работоспособность топлива во времени.

Радиационный рост материала представляет собой размерную структурную нестабильность, обусловленную анизотропией урана. Он происходит в области температур ~300°С.

G_i=ln(L/L_o)/dN

Характеризуется коэффициентом радиационного роста G_i , L/L_o- относительное удлинение, dN- доля общего количества разделившихся ядер

Рост при термоциклировании уранового топлива представляет собой размерную структурную нестабильность при повторных циклах нагрева и охлаждения в температурной области существования a-фазы урана (t<663°С). Он характеризуется коэффициентом:

G_i=ln(L_i/L_o)/N

Степень нестабильности зависит от числа циклов охлаждения- нагрева N.

Сходства и различия процессов1 и 2

Сходства:

1. И 1 и2 ведут к структурной и размерной нестабильности.

2. В обоих случаях происходит механическая деформация внутри зерен поликристаллов и по границам зерен, однако характеристики деформации разные.

3. Оба процесса являются следствием анизотропии структуры урана.

4. Оба процесса сопровождаются изменением ориентации зерен.

Различия:

1. 1 идет при низких температурах (<300°C), 2- при всех температурах.

2. 1 происходит в монокристаллах , 2- только в поликристаллах.

3. 1 сопровождается радиационным упрочнением и охрупчиванием, а 2- нет.

Радиационное распухание – объемная нестабильность, обусловленная образованием пор и пузырьков в урановом топливе, заполненнных газами (He,Xe,Kr).Такое распухание происходитпри температурах, близких к 0,5t_пл и сопровождается увеличением объема и уменьшением плотности топлива. Это приводит к возникновению механических напряжений на оболочке твела и ограничивает работоспособность топлива (глубину выгорания). Чтобы отличить радиционный рост от радиационного распухания , необходимо учитывать, что рост происходит при t=0,2t_пл , а распухание при t=0,5t_пл . В результате радиационного роста изменяется форма топлива , а в процессе радиационного распухания происходит измениение объема топлива . Рост обусловлен кристаллографической анизотропией крсталлов, а распухание- образованием газообразных продуктов деления.

Радиационная ползучесть- механическое свойство урана , состоящее в непрерывной пластической деформации при постоянной нагрузке и повышенной температуре. Скорость ползучести резко возростает под действием нейтронного облучения (в десятки- сотни раз).

Плутоний Pu .

Распространение в природе и получение . Нуклид ²³⁹Pu содержится в горных породах, но его концентрация чрезвычайно мала (10^-11), поэтому его можно считать искусственным нуклидом, получаемым при облучении урана в ЯР. Плутоний, извлеченный из твелов РБМК, подверженных облучению в течение 10-11 дней, почти полностью состоит из делящегося изотопа ²³⁹Pu. При длительном облучении (300 суток) твелов реактора ВВЭР-1000, ²³⁹Pu поледовательно набирает нейтроны , превращаясь в неделящийся изотоп ²⁴⁶Pu. Образование Pu при захвате ядром ²³⁸U нейтрона компенсирует потерю реактивности при выгорании первичного топлива в реакторе .

Выгорание топлива (U) компенсируется выгоранием делящегося изотопа ²³⁹Pu. Работающий реактор потребляет мало топлива на поддержку работы, по сравнению с запуском реактора .

Плутоний, выделяемый при переработке отработавших твелов, и разбавленный природным ураном, используется как первичное топливо в быстрых реакторах. Высокий выход нейтронов на одно деление позволяет производить в реакторах БН больше ядерного горючего, чем его сгорает. Использование в реакторах БН уран-плутониевого керамического топлива позволит получить коэффицент воспроизводства равным 1,35. Период удвоения количесва топлива составит 7-8 лет, и глубина выгорания до 250МВт сут/кг (сейчас 50МВт сут/кг).

Свойства Pu .Основные ядерно- физические свойства плутония , такие как s_а, s_f, выход на одно деление предпочительнее аналогичных для ²³⁵U.

 

Нуклид	sа	sf	n
235U	681	582	2,41
239Pu	1011	742	2,87

Теплофизические свойства.Pu обладает шестью кристаллическими модификациями:

1. a-Pu - 122°С простая моноклинная

2. b- Pu – 122 - 206°С моноклинная ОЦК

3. g- Pu – 206 - 320°С гранецентрированая орторомбическая

4. d- Pu 320 - 451°С ГЦК

5. h- Pu 451 - 476°С объемноцентрированая тетрагональная

6. e- Pu 476 - 640°С=t_пл ОЦК

Из шести модификаций Pu только s-Pu относительно стабильна, все остальные плавно переходят одна в другую; теплоемкость и теплопроводность Pu растет с температурой.

Механические свойства. С механической и технологической точек зрения Pu является хрупким материалом. Его механические свойства сильно зависят от содержания примесей, технологии, температуры, дефектов КР , анизотропии и фазовых превращений.(то есть в чистом виде это крайне неустойчивый элемент). Поскольку Pu в узком диапазоне температур (от 20 до 640°С) 6 раз меняет структуру (фазу) с изменением удельного объема, его нельзя использовать в чистом виде для производства твелов, кроме того, Pu представляет собой сильно концентрированный делящийся материал и должен быть “разбавлен” сырьевыми нуклидами (²³⁸U+²³²Th) для использования в реакторах БН.

Металлические сплавы Pu . Pu сильно напоминает U в отношении образования сплавов. Интерес к плутониевым сплавам определяется следующими характеристиками:

а) малой долей плутония, требуемой для достижения критичности в ЯР (в подводных лодках ставят реакторы БН). Ядерные установки, использующие плутоний в качестве топлива, имеют меньшие размеры, что позволяет использовать их даже в космосе;

б) термической и радиационной стабильностью;

в) механическими свойствами и технологичностью (обрабатываемостью);

г) высокой коррозионной стойкостью. Наиболее широко используются такие сплавы: Pu-U, PuTh, Pu-Al, Pu-Fe.Перспективным является направление использования тройных сплавов: Pu-U-Th, Pu-U-Al, Pu-U-Fe. В топливе для быстрых реакторов металлические сплавы Pu имеют преимущество по сравнению с керамическими из-за большого n и меньшего времени удвоения топлива.

В цикле со смешанным плутониевым топливом, отношение количества образовавшихся делящихся нуклидов ²³⁹ Pu к количеству выгоревших делящихся нуклидов (²³⁵U,²³⁹ Pu) n>1 только в реакторах БН.

Керамические сплавы Pu .К ним относятся (по аналогии с U) PuС, PuN, PuO₂. Они рассматриваются как наиболее перспективные как топливо для реакторов БН в смеси с UO₂,UN,UC. Планировалось (на первом этапе освоения реакторов БН) использование системы PuO₂-UO₂, далее PuC-UC, PuN-UN. Плутониевая доля (по массе) в смеси( PuО₂₎ составляет 15%.

 

Торий ( Th ).

Торий (Th) встречается в земной коре в земной коре в 3 раза чаще U, и его концентрация составляет в ней 0,012% по массе. Встечающиеся в природе ториевые минералы содержат от 50 до 90% диоксида Th (ThО₂). Основные запасы находятся в Новой Зеландии и США – монацитовый песок (также из него получают Не). Ториевые концентраты и редкоземельные элементы получают из монацитового песка двумя схемами: кислотной и щелочной. 

Методы получения металлического Th из ториевых соединений аналогичны методам получения U. Но в отличие от уранового сырья, Th не является делящимся материалом , а используется в целях воспроизводства топлива в реакторах БН. Разработка U- Th цикла сильно затруднена из-за того, что в этом процессе промежуточным является ²³²U, дочерние продукты распада которого, являются сильными гамма-излучателями.

Свойства Th.

Основные свйства Th похожи на анлогичные характеристики U и Pu. Металлический Th имеет стабильную ГЦК при 20°С и ОЦК при 1450°С . Th имеет более высокую теплопроводность и более низкий коэффициент термического расширения, чем U. Эта два фактора приводят к меньшим термическим и механическим деформациям топлива, содержащего Th. Свежеполученный Th имеет серебристо- белый цвет, но после пребывания на воздухе темнеет до темно- серого. Металлический Th имеет плотность Pb и твердость Cu, а также не взаимодействует с водой до температуры 100°С. Th имеет хорошие металлические характеристики , t_пл=1700°С, умеренные s_а=7,56б, s_f=12,4б.

Th взаимодействует с О₂ в воздухе, образуя стойкое защитное покрытие. На свойства Th большое влияние оказывают примеси, особенно углерод, вызывающий хрупкость. Чистый Th – пластичный материал, легко поддающийся всем стандартным видам обработки. В результате всех процессов Th получают в виде цилиндров и загружают в ЯР с целью воспроизводства.

                               Системы на основе Th. Металлические сплавы.

Расплавленный Th образует либо твердый раствор, либо твердую смесь двух или более различных видов металлических кристаллов. Для улучшения механической прочности и коррозионной стойкости в Th добавляют различные примеси, однако только U и In(индий) улучшают прочность, а Ti, Zr, Nb улучшают коррозионную стойкость. U- Th и Th-Pu сплавы позволяют объединить делящиеся и сырьевые материалы в уран-ториевом топливном цикле. В уран-ториевых системах механическая прочность Th увеличивается, а плстичность ухудшается.

Керамические соединения Th .К ним относятся оксиды ThО₂ и ThО. Th₂О наиболее тугоплавкий материал, имеет t_пл=3000°С и не подвергается разложению. В сочетании с UO₂ и PuO₂ может служить топливом в ЯР.

Карбиды Th . Металлический Th легко взаимодействует с углеродом при высокой температуре и образует монокарбид ThС, дикарбид ThС₂ и полуторный карбид Th₂С₃. Соединения ThС-PuC-UC также могут использоваться как топливо в ЯР.

Нитриды Th . ThN, Th₂N₃, смешанные нитриды ThN-UN-PuN также используются в качестве топлива.

Сульфиды Th . ThS получают прокаливанием металлического Th в атмосфере H₂S(сульфида водорода).

 

Конструкционные материалы.

Основные требования.

 

Любой материал, обеспечивающий эффективное протекание ядерной реакции имеет конструкционную функцию. Различают также особый класс материалов, роль и влияние которых в проведении самой ядерной реакции – незначительны, однако роль в ее организации- велика. Это - конструкционные материалы. К ним относятся: материалы корпуса реактора, трубы высокого давления по которым циркулирует теплоноситель, оболочки твэлов, детали соединяющие и направляющие твэлы, а также рычаги управления. Их роль заключается в обеспечении непроницаемости, поддержании,  загрузке, обеспечении функционирования разных систем, предотвращении выхода из под контроля радиоактивных материалов.

В зависимости от места, занимаемого в реакторе, конструкционные материалы делятся на две категории: входящие в АЗ и не входящие в АЗ.

Конструкционные материалы, входящие в АЗ должны быть устойчивы к механическим и тепловым воздействиям, облучению, коррозионному действию теплоносителя и иметь малые сечения поглощения и активации (радиационного захвата).

Среди конструкционных материалов, особо важное место занимают материалы, идущие на изготовление оболочек твэлов, поскольку они предотвращают проникновение продуктов деления из топлива в теплоноситель, обеспечивая механическую прочность твэлов, и в то же время передают тепло от твэла в теплоноситель

.

                        Свойства нержавеющей (аустенитной) стали (НС).

    НС имеет хорошие механические свойства и большую устойчивость к коррозии даже при высокой температуре, однако имеет ограниченное применение в АЗ ЯР из-за большого s_а. НС – основной конструкционный материал вне АЗ и во всей структуре ЯР на БН. Наиболее используемой НС является аустенитная с t_пл=1650-1780К. Типичный химический состав этой стали (в %):

 

При-месь	C	Si	Mn	Cr	Ni	Mo	W	Ti
	0,08	1,00	2,00	18-20	8-12	~2	-	~1

Свойства легированной стали определяются тем, какие фазы образуются при сплавлении легирующих компонентов с Fe и С. Многие легирующие элементы образуют твердые растворы замещения (Mn,Cr,Ni,Mo). Элементы с малым атомным радиусом (B, N) образуют подобно С твердые растворы внедрения .Некоторые элементы обладают неограниченной растворимостью в Fe (Cr, Ni), то есть твердый раствор замещения возможен до 99% Ni и 1% Fe (решетка не меняется).

Если кристаллическая решетка легирующего элемента ОЦК, то этот элемент растворяется преимущественно в Fe-a, образуя легированный феррит, при этом область твердого раствора на базе Fe сужается. К таким элементам относятся Cr, V, Mo, W, Ta, Zi, Ti.

Если элемент имеет ГЦК подобно Fe-гамма, то при распаде эти элементы образуют легированный аустенит (Mn, Ni, Zr, Os). При сплавлении Fe c Ni и Mn , начиная с некоторых концентраций легирующего элемента сплавы при всех температурах имеют состояние g-твердого раствора (аустенитные сплавы). Сплавы из этой группы, у которых при нагреве (или охлаждении) имеет место частичное фазовое превращение в твердом состоянии, называются полуаустенитными.

Сплавы Fe с Cr, Si, Al, W, V, Mo со структурой a-расвора, не имеющие превращения в твердом состоянии называются ферритными.Если же есть фазовые превращения в твердом состоянии, тот это полуферритные сплавы .

При охлаждении стали может происходить превращение аустенита в перлит. Сущность его заключается в распаде g-твердого раствора С в Fe (ГЦК) с переходом в низкотемпературную форму ОЦК твердого раствора Fe-a и выделением цементита:

Fe_g(C)®Fe_a(C)+Fe₃C

                                                          ГЦК ОЦК цементит

        Таким образом, при перестройке (распаде) аустенита имеют место два процесса:

1) перестройка решетки из g в a-фазу;

2) выделение С из аустенита с образованием кристаллов цементита .

Образование перлита связано с диффузией С и самодиффузией атомов Fe.

Теплопроводность нержавеющей стали невелика и сравнима с теплопроводностью Zr, однако более высокая механическая прочность позволяет делать из нее оболочки твелов более тонкостенными, чем Zr. Они используются для ЯР на быстрых нейтронах. Механическая устойчивость НС снижается с ростом температуры, однако эти изменения незаметны вплоть до температуры t=600°С.

                                               Влияние облучения на НС.

 Под облучением понимаем, в данном случае, только нейтронное.

Относительное удлинение нержавеющих сталей снижается с ростом флюенса, в то время как прочность на разрыв увеличивается. При флюенсе большем, чем 5*10¹⁹ нейтрон/см² эти изменения становятся незначительными (учитываются только нейтроны с E>0,5Мэв). Кроме этого имеет место свеллинг. Величина свеллинга зависит от флюенса быстрых нейтронов.

 

Ферритовые стали.

    В материалах сосудов работающих под давлением требуется использование материалов с высокой вязкостью и разрывной прочностью. Эти материалы являются ферритными сталями перлитного класса с небольшим количеством легирующих элементов (до 5 %). В этих изделиях не используются нержавеющие стали, поскольку они охрупчиваются при термошоке (в частности при срабатывании системы САОЗ). Поэтому в корпусах реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440, а также парогенераторов используются следующие материалы:

                  Корпус реактора             Корпус парогенератора

ВВЭР-1000 15Х2НМФА                        10ГН2МФА

ВВЭР-440 15Х2 МФА                           22К

Внутри корпусные устройства (ВКУ)     08Х18Н10Т

В нержавеющих сталях дислокации, в результате движения которых, снижаются термические напряжения, тормозятся на ближайших дефектах.

Дислокации тормозятся при попадании на другие атомы (которыми легирована нержавеющая сталь).

Для придания корпусам и другим элементам антикоррозионных свойств их внутреннюю поверхность плакируют антикоррозионной наплавкой. Наплавка выполняется автоматической сваркой под слоем флюса (для защиты от кислорода ) ленточными электродами СВ-07Х25Н13 (1 проход) и СВ-08Х19Н10Г2Б (2 проход)

 

   В случае нарушения технологии наплавки возможно возникновение дефектов. Растрескивание материалов наплавки может вызвать уменьшение ресурса эксплуатации реактора. Для крупных заготовок идущих на производство идут различные способы выплавки, материалы шихты, способы разливки и методы термомеханической обработки. В технических условиях по производству заготовок для корпусов реакторных установок и парогенераторов предусмотрено, что разлив слитков более 20 т обязан происходить в вакууме. При массе слитка более 130 т применяют сталь, полученную смешанным способом: в мартеновской печи и электрошлаковым переплавом. Для хромистых сталей лопаток турбин тоже применяется электрошлаковый переплав. В сварных конструкциях предусмотрено преимущественное использование низкоуглеродистых сталей спокойной выплавки. Кипящая сталь применяется только в неответственных местах (рабочая температура до 200ºС). Вредными примесями в стали корпусов сосудов, работающих под давлением, в частности корпусов ядерных реакторов являются сера, фосфор и медь, поэтому их концентрация тщательно контролируется:

S< 0,03; P<0,03 ; Cu<0,03

Термическое старение приводит к увеличению концентрации вредных примесей на границах зерен, что способствует увеличению охрупчивания. Для материалов корпуса реактора также жестко ограничено содержание добавок, содержащих Со.

   Корпуса всех реакторов ВВЭР выполнены с использованием сборки путем сваривания обечаек и сферических куполов.

Сплав	C	Mn	Ni	Si	Cr	P	S	Cu
22K	0,19 -0,26	0,75-1,0	Max 0,3	0,2-0,40	Max 0,4	Max 0,025	Max 0,025	Max 0,03

Первоначально все реакторы ВВЭР делались на стали 22К .Возрастание толщины стенок реактора от 15см на реакторах типа ВВЭР-440 до 20см на реакторах ВВЭР-1000 потребовало получения материалов с большой твердостью и лучшей свариваемостью, что потребовало добавки Ni в пределах 0,4-1%. Таким образом была получена сталь 15Х2НМФА.

                          Влияние облучения на ферритовые стали.

Материал реактора подвержен разрушающему воздействию быстрых нейтронов с E>0,5Мэв. При флюенсе 10²²нейтрон/см² начинается плохо прогнозируемое изменение свойств материала.

Факторы, которые влияют на прочность корпуса:

1) усталость (циклическая тепловая нагрузка);

2) хрупкость, вызванная облучением (радиационное охрупчивание);

3) хрупкость, вызванная длительным действием высокой температуры.

Эти факторы определяют поведение материала в условиях эксплуатации реактора (P, t, pH-индекс, количество циклов функционирования, образование дефектов под действием облучения и их миграция).

Для получения надежных результатов об изменении свойств материалов раз в 5 лет проводится исследование образцов-свидетелей, взятых из той же плавки, что и материал корпуса реактора. Особую важность имеют образцы-свидетели сварных швов, которые изготовляются тем же сварщиком, кто и варил данные швы.

Для контроля и разделения термической и радиационной составляющей влияния на свойства материала используют образцы-свидетели трех типов. Первые –«лучевые», располагаются в выгородке шахты реактора на 313мм ниже впускного патрубка. Вторые –«тепловые»- расположенные в в специальных стаканах  над верхней плитой блока защитных труб. Третьи –«контрольные» или «архивные» хранятся в научно-исследовательских инстит утах,где изучаются образцы-свидетели.

Сопоставление данных всех трех образцов-свидетелей позволяет прогнозировать поведение металла корпуса.

Радиационная хрупкость- наиболее важная характеристика, особенно для цилиндрической части корпуса соседствующей с АЗ. Материал в этой зоне функционирует при t~300°C. В течение всего проектного срока службы он набирает флюенс по БН до 10²⁰ нейтрон/см² при E_n >0,5 Мэв. Эти значения характерны для области материала, расположенной на расстоянии ¼ толщины стенки корпуса.

Облучение может влиять на механические свойства стали , содержащей мало легированных компонентов, повышая предел текучести и разрывной прочности. Кроме того, облучение приводит к повышению температуры перехода пластичность- хрупкость. Быстрое охлаждение от 300°С до 15-20°С, имеющее место при срабатывании системы САОЗ, приводит к охрупчиванию металла. Это ключевая проблема в реакторном материаловедении .

Химический состав стали значительно влияет на поведение материала при облучении, особенно в комплексе с параметром облучения (спектром нейтронов). Содержание азота в стали влияет на хрупкость, вызванную облучением при низких температурах. Медь и фосфор играют важную роль, связанную с радиационной хрупкостью при t=300°С.

Механизм охрупчивания стали до конца не выяснен. Определяющую роль в этом играет суперпозиция температуры и облучения. На практике влияние радиационного охрупчивания уменьшают путем термического отжига корпуса аппарата при t»460°, что приводит к «залечиванию» в первую очередь точечных дефектов.

                                                   

                                                 Материалы турбин

На блоках АЭС Украины испльзуются два типа турбин К-1000-60/3000 (ЛМЗ) и К-1000-60/1500 (Турбоатом) Срок эксплуатации 30 лет (предельный 40 лет).

                                         Материалы К 1000-60/3000::

Роторы :

           1 ЦВД 30ХН3М1ФА

           4 ЦНД 30ХН3М1ФА

Рабочие лопатки:

              ЦВД 15Х11МФ-Ш        (1,2,3 ступени)

               20Х13-Ш                     ( 4,5 ступени)

              ЦНД 20Х13-Ш             ( 1,2 ступени)

              15Х11МФШ                   ( 3,4 ступени)

               ТС-5                              ( 5  ступень)

Корпусы:

              ЦВД 06Х12Н3Д-Л          ( наружный корпус )

                       06Х13Н3Д-Л          ( внутренний корпус)

              ЦНД ВСт3 спок з            ( наружный корпус )

                       ВСт3 спок з            ( внутренний корпус )

Материалы К 1000-60/1500.

Роторы:

           1 ЦВД                                 25Х2НМФА

           1 ЦСД                                 25Х2НМФА

           3 ЦНД                                 25Х2НМФА

Рабочие лопатки:

              ЦВД                                 12Х13-Ш

              ЦСД                                 12Х13-Ш

              ЦНД                                 15Х11МФ

Корпусы:

              ЦВД                                 15Х1М1ФЛ

              ЦСД                                 15Х1М1ФЛ

              ЦНД                                 ВСт 3сп 25Л

Ч – редкоземельные металлы

Д-медь, Л-литейный, Ф-ванадий, М-молибден, Х-хром, Б- ниобий

Сталь особо высокого качества — Р и S — до 0.015 % (маркировка Ш в конце марки).

 

Материалы парогенераторов (ПГ)

     Корпуса ПГВ – 440 и ПГВ – 1000 изготовляются из вязкой низколегированной стали перлитного класса. Это позволяет корпусам выдерживать длинные термические нагрузки.

В отличии от корпусов реактора, где присутствует хром, корпуса ПГ изготавливаются из стали с большим содержанием марганца.

Марганец не используется в корпусе реактора за счет своего высокого сечения активации σ_γ

                                           Опыт эксплуатации ПГ

Основными причинами напряжений корпусов ПГ и ВКУ является различные виды коррозии конструкционных материалов.

Опыт эксплуатации ПГВ показал, что количество факторов, влияющих на работоспособность, имеет тенденцию на увеличение с ростом лет эксплуатации.

На ранних стадиях эксплуатации основными причинами повреждения является:

- коррозия под слоем отложения на теплообменной поверхности;

- точечная ( питтинговая) коррозия и язвенная коррозия по мере увеличения сроков эксплуатации развивалась межкристаллитная коррозия и коррозионное растрескивания под напряжением ( фреттинг коррозия ).

         В настоящее время два последних фактора являются определяющими сроки  ремонта и замены ПГ.

На большинстве АЭС проблемы предотвращения и замедления коррозионных повреждений материалов решаются преимущественно путем совершенствования ВХР ( водно – химического режима ) теплоносителей первого и второго контура. Кроме того, выполняется промывка растворами борной кислоты тракта теплоносителя второго контура, удаление наложений на трубных досках.

Применяется струйная обработка. Эти методы не могут предотвратить развитие трещин, если они возникли до соответствующей обработки.

Преимуществом горизонтальной схемы ПГ – обеспечения зеркала испарения максимальных размеров. При этом улучшается сепарация пара.

В ПГВ – 440 и ПГВ – 1000 не удается полностью избежать коррозионного растрескивания элементов оборудования со стороны теплоносителя второго контура. Опыт по надежности теплообменных труб ПГ показал, что преобладающими причинами выхода их из строя является неплотности и течи по шву обварки труб в коллекторах.

Основными видами ремонта являются глушение дефектных трубок из-за неплотности. ( Для ПГВ – 440 70% глушения, 27% ремонт сварного шва, 4% ремонт заглушенных труб. Для ПГВ – 1000 99% глушение а 1% ремонт заглушеных труб)

Течи отельных труб ПГ имеют причины в коррозионном растрескивании со стороны второго контура. Теплоноситель, в котором  либо содержится повышенное количество хлоридов и щелочей (FeCl₃), либо обогатился ими в результате на горячей теплопередающей поверхности. А также на границах зазоров пар – вода.

В других видах ПГ выявлялась фреттинг коррозия металла коллекторов теплоносителя 1 – го контура. Для коллекторов используются различные конструкционные материалы 08Х18Н10 – для ВВЭР – 440; 10ГН2МФА – для ВВЭР – 1000.

Природа растрескивания узлов различна. Для предотвращения коррозии растрескивания ПГВ – 440 в зоне смачивания устанавливают защитную выгородку.

       Начало образования зародышевых трещин происходит по механизму межзеренного розрыва, которые переходят в транскристаличиское и смашанное растрескование под действием высоких напряжений( технологических и рабочих).

 

 

Магниевые сплавы.

Mагний с небольшим количеством добавок используется для оболочек твэлов из металлического U в реакторах типа Магнокс с графитовым замедлителем и теплоносителем CO₂ (Англия, Франция). Механическая устойчивость Mg при t=460°С (режим оболочки твела в реакторе) значительно выше, чем у Al. Mg имеет хорошую совместимость с металлическим U и проявляет устойчиовость с СО₂. Устойчивость повышается с введением 0,01% Be .

 

                                                    Алюминий и его сплавы.

Алюминий и его сплавы используют в реакторах, работающих на природном металлическом или слабо обогащенном (НОУ) уране при относительно низких температурах, в некоторых реакторах для производства плутония, в экспериментальных и исс ледовательских высокопоточных реакторах (оболочки твэлов и система циркуляции теплоносителя).Одно из преимуществ использования алюминия- легкость обработки. При получении алюминия следует избегать возникновения пористости, которая возникает из-за того, что водород, нерастворимый в твердом алюминии, растворяется в жидком металле, причем количество поглощенного водорода растет с ростом температуры. Пористость, появляющаяся  при выделении водорода при затвердевании может быть предотвращена пропусканием азота через расплав перед операцией литья. У алюминия –высокая теплопроводность и низкая температура плавления , равная 627С. Сечение поглощения нейтронов также мало-0,215 барн. Алюминий устойчив к разрыву и может удлиняться на 30-35%. Механическая устойчивость у сплавов алюминия выше, чем у чистого металла.

Примеси , даже в малых количествах усиливают действие облучения на материал, что проявляется в повышении твердости и понижении электропроводности. С точки зрения стабильности размеров, облучение на алюминий и его сплавы существенно не влияет. Влияние облучения на плотность и коэффициент термического расширения также мало. Чистый алюминий устойчив к коррозии в водной среде и в среде жидких металлов (K , Na). До температуры, примерно, 200С. Скорость коррозии увеличивается при облучении нейтронами. Сплавы менее устойчивы к коррозии.

 

                                                 Цирконий и его сплавы.

Цирконий- блестящий, пепельного цвета металл. В химических соединениях имеет валентность от 2+ до 4+ ( чаще всего). Металлический цирконий обладает высокой способностью поглощать газы: водород, кислород, азот ( сплав 50%Zr - 50%Ti отличный водородный аккумулятор для автомобилей). Цирконий обладает малым сечением поглощения нейтронов (0,18 барн) и достаточно высокой температурой плавления (1845С), что делает его особенно привлекательным для изготовления оболочек твэлов. Кристаллическая решетка циркония- ГПУ. Он обладает разрывной прочностью, близкой к сталям и хорошей устойчивостью к коррозии в водной среде. Аллотропическое превращение ГПУ-ОЦК происходит при температуре 865С с образованием бета- циркония. Элементы, входящие в состав сплавов циркония, могут уменьшать или увеличивать области существования этих фаз. Водород, содержащийся в материале в небольшом количестве, влияет на хрупкость в большей степени, чем кислород или азот. В окисляющей среде поверхность циркония покрывается плотным слоем моноклинного диоксида, растрескивание которого приводит к появлению микротрещин в основном материале, что особо опасно для оболочек твэлов.

 

                                                Сплавы циркония.

Обычными промышленными методами высокочистый цирконий получен быть не может, поскольку в него попадают газы, снижающие, в первую очередь, его коррозионную стойкость.

 Чтобы преодолеть эти нежелательные последствия цирконий используют в виде сплавов с Sn, Fe,Cr, Ni,Nb под общим названием –циркалой. В реакторах., разработанных в СССР, для изготовления оболочек твэлов использовался сплав Zr - 1%Nb. Сплавы имеют большую устойчивость к коррозии и механическую прочность, чем чистый цирконий.

 

№	Материалы	Содержание легирующих элементов в %
		Nb	Sn	Fe	Cr	Ni	C	O	N
1	Zr(йодидный)	-	-	≤0,03	≤0,02	≤0,02	≤0,008	≤0,05	≤0,005
2	Zr (электролитный)	-	-	≤0,03	≤0,03	≤0,008	≤0,02	≤0,1	≤0,006
3	Zr(губчатый)	-	-	*	*	*	≤0,027	≤0,14	≤0,008
4	Э 110(Zr-1% Nb)	0,9÷1,1	-	≤0,03	≤0,02	≤0,02	≤0,02	≤0,1	≤0,006
5	Э 125 (Zr-2,5% Nb)	2,4÷2,7	-	≤0,03	≤0,02	≤0,02	≤0,02	≤0,1	≤0,006
6	Э-635	0,9÷1,1	1,1÷1,4	0,3÷0,5	≤0,02	≤0,008	≤0,02	≤0,1	≤0,008
7	Циркалой 2	-	1,2÷1,7	0,07÷0,2	0,05÷0,1	0,03÷0,08	≤0,027	≤0,14	≤0,008
8	Циркалой 4	-	1,2÷1,7	0,18÷0,24	0,07÷0,13	-	≤0,027	≤0,14	≤0,008
9	Озенит	0,1	0,25	0,1	-	0,1	≤0,03	≤0,16	≤0,008
10	Цирло ТМ Аналог Э-635
11	Скэнюк 1 аналог Э-110

 

В земной коре Zr=0,28% (11-е место по расположенности в таблице Менделеева). Примерно 15% осколков деления осколки деления - протоны Zr. Zr-тугоплавкий металл

 (Tпл=1855 °C).

 

Т плавления разных металлов:

 

1)Fe – 1539 °C; 2)Ti – 1672 °C; 3)Cr – 1875 °C; 4)Re – 3180 °C; 5)V – 1900 °C; 6)Hf – 1975 °C;

 

7)Nb - 2415 °C; 8)Mo – 2610 °C; 9)Te – 2700 °C; 10)Ta – 2996 °C; 11)W - 3410 °C.

 

Zr входит в состав пиротехнических смесей и используеться как гетер в электронике. Гетеры – это поглотители, они абсорбируют газ. Ті – Zr  сплав используется как водородный накопитель. Ті – Zr – пирофорен (самовозгорающейся при его нагреве при механической обработке).

σа=0,185 барн мало обусловлено тем, что в природной смеси содержится 11,23% поглощающегося изотопа  σа=1,58 барн. Zr обладает полиморфным превращением из:

 

α-Zr ГПУ (гексагональная плотно- упакованая)                            при Т=862 °C

        в β-Zr ОЦК (объёмно-центрированная кубическая)

 

Наличие этого превращения позволяет регулировать свойства Zr в широком диапазоне. У Zr наблюдается резкая анизотропия (различность свойств в различных направлениях в монокристаллах) теплового расширения.

У Zr самый большой атомный радиус из соседних элементов, что свидетельствует о пониженной межатомной связи, что способствует ползучести в том числе и радиационной. Кроме того у Zr модуль упругости (Е) в 2 раза меньше чем у Fe и с ростом Т он уменьшается, что свидетельствует об ослаблении межатомной связи. Упругая деформация происходит за счет изменения межатомных расстояний. Е является мерой прочности этих связей.

Низкая жаропрочность Zr устраняется легированием, однако Zr сплавы уступают по прочности характеристикам нержавеющим сталям. У Zr низкое сопротивление ползучести, усиливающейся с действием радиацией, которая становится заметной при Т=250 °C.

       Большое значение имеет очистка от Hf, который есть в руде σа(Hf)=115 барн. Неограниченно растворяются в Zr также элементы Ti, Sc, Hf. Легирование повышает прочность и жаропрочность (упрочняют по убыванию эффективности) следующие металлы W, Ta, Mo, Nb, Cr, Al, Sn, Fe, Ti. Зафиксировать β фазу никакими термообработками не удается.

 

                     Тепловыделяющие сборки на реакторах АЭС Украины.

   С 2006 года на АЭС Украины проводится программа по диверсификации поставок ядерного топлива. До этого времени, все ядерное топливо, которое использовалось в реакторах советско-росийского дизайна производилось топливной компанией ТВЭЛ (Росатом, Россия). Первые 6 ТВС LTA прошли опытную эксплуатацию на 3-м блоке ЮУАЭС, затем были внесены изменения в конструкцию кассет и с 2010 по 2012 там же велась опытная эксплуатация ТВС W. В период ППР 2012 были обнаружены существенные повреждения этих ТВС, эксплуатировавшихся в смешанных активных зонах, что вызвало необходимость серьезных конструкторских доработок. После проведения изменений в конструкции и замене материала дистанционирующих решеток со сплава Цирло ТМ на сплав Инконель ( сплав 718), эксплуатация нового изделия продолжилась на ЮУАЭС И ЗАЭС.

 

                            Конструктивные отличия TBC-WR от TBC-W и ТВСА

К типу TBC-W относятся первые 6 кассет, поставленные на Украину в 2005 году, а также 42 сборки из второй опытной партии. С 2015 года на ЮУАЭС, а с 2016 года на ЗАЭС загружаются, также TBC-WR.

Геометрия топливных сборок TBC-W/TBC-WRи ТВСА очень похожа, хотя имеются два принципиальных различия (Табл. 1, 2):

• в ТВСА предусмотрено центральное отверстие, заполненное гелием, для выхода осколков деления; в TBC-W/TBC-WR продукции оно отсутствует;

• в конструкции ТВСА имеются дополнительные элементы (уголки жёсткости), идущие на пользу механическим и прочностным свойствам кассеты;

• ТВСА и TBC-W/TBC-WRвыбрали для ТВС в качестве выгорающего поглотителя оксид гадолиния Gd203, но в ТВСА обогащение топлива в твэгах выше, чем у TBC-W/TBC-WR;

• TBC-W/TBC-WR профилируются тремя обогащениями;

• отличаются и выбранные для конструкции сплавы - Э-110 и Э-635 у продукции "Росатома" и ZIRLO у "Вестингауза".

Таблица 1. Конструктивные отличия TBC - WR от TBC - W и ТВСА Показатель ТВСА TBC-W ТВС- WR Топливо ТВЭЛ (ТВЭГ) (U02+Gd203) Масса топливной сборки, кг 713 755 760 Масса топлива (двуокиси урана), кг 494.5±4.5 550.4+5 550.4±5 Высота топливного столба, мм 3530 Диаметр центрального отверстия топливной таблетки, мм 1.4 нет Длина бланкета, мм нет 2 зоны по 152.4 Обогащение бланкета по урану-235, % - - - 0.714 Длина ТВС, мм 4570 4583 Размер ТВС "под ключ", мм 235.1 234 Количество ДР в сборке 16 сплав Э110 (Zr+1 %Nb) 16 (13-Zr+1%Nb, 3 - сплав 718) 16 (сплав 718) Коэффициент гидравлического сопротивления (КГС) 11.,8 7 + 0,.3 (ТВСА+АДФ) 14.6 16.19 Максимальное допустимое выгорание, МВт•сут/кгU  •ТВС •ТВЭЛ 55 59.1 45 (гарант.)  62 (ТВЭГ- 62) 58 (гарант.) 62 (ТВЭГ- 62)

 

Таблица 2.

⇐ Предыдущая1234567

Поделиться: