Если у вас возникли сложности с курсовой, контрольной, дипломной, рефератом, отчетом по практике, научно-исследовательской и любой другой работой - мы готовы помочь.
Предоплата всего
Подписываем
Карбидное ЯТ
UC – ГЦК решетка
U2C3 (ОЦК) (ОЦК):
UC2 – ГЦК
UC имеет область нестехиометрии, обладает максимальноей плотностью
UC может использоваться в энергетических реакторах
U2C2 совместим с графитом до , поэтому UC2 используется в ВТГР.
UC2 исключительно для ВТГР
Получение карбидов:
2 метал.
Порошок
Получение сложно, поэтому его плохо использовать. Порошок U прессуют и опекают при , получают таблетки диаметром больше, чем у
Для БР представляет интерес смешанные карбиды U и Pu: PuC, Pu2C3, PuC2, Pu2C
Практический интерес представляет PuC: ГЦК и
UC2 – ЯТ, используется в ВТГР
UC, PuC – имеют более высокую пл-ть, чем у UC2, PuC2 рассматривается как перспективное топливо.
Свойства карбидов:
Температура оболочки твэла 700˚С, то при использовании гелиевого подслоя температура в центре 1400˚С, если натриевый подслой то 1000˚С.Т.е. используя высокую теплопроводность можно получить низкую температуру в центре.
Топливный столб из оксида урана и плутония начинает плавиться при ql = 650 Вт/см, в случае карбидного топлива при ql = 1300 Вт/см
Имеют более высокую твердость и прочность - это ухудшает механическую совместимость топлива с оболочкой, когда вследствие распухания топливо вступает в контакт с оболочкой. Могут способствовать разрушению оболочки.
При вылеживание на воздухе таблетки из карбида рассыпаются в порошок. Поэтому все операции над карбидами должны проходить в защитной атмосфере Не или Ag. Несовместимы с О2 и Н2О. Совместимы с Na,K,Li до 900˚ C.
|
UC |
UC2 |
|
|
Al |
500˚ |
600˚ |
|
Zr |
800˚ |
950˚ |
|
Корроз.стойкая сталь |
900˚ |
900˚ |
В процессе выгорания карбидного топлива происходит науглероживание оболочек твэла, чем выше их температура, тем больше глубина проникновения углерода в оболочку. Это ухудшает ее механические свойства и коррозионную стойкость теплоносителю. Изза этого карбидное топливо не используется. Глубина проникновения С в оболочку несколько сотен мкм.
Поведение под облучением.
Из-за высокой рад-ые градиенты температур ниже, чем в оксидном топливе. Поэтому существенной перестройки как в оксидном не происходит.
В центре образуется пористость, по краям зерен образуются поры и наблюдается увеличение размеров зерен.
|
∆V/V |
0,5% |
1,0% |
2-3% |
|
Т |
900-1000˚ |
1100-1200˚ |
1300-1400˚ |
2-3% много, поэтому карбидное топливо используют когда Тц < 110-1200 ˚С
Выделение ГПД при выгорании карбидного топлива.
Карбидное топливо лучше удерживает ПД, чем оксидное. При выгорании 10% т.а. выход ГПД ~ 20% - это существенно ниже, чем у оксидного. Это пол-ый фактор при использовании карбидного топлива.
Нитридное ЯТ(НЯТ).
Существует единственный реактор, работающий на нитридном топливе – это БР – 10.
В связи с необходимостью уменьшения Pu, НЯТ перспективно, т.к. можно получить КВ~1.
Для БР т.к. азот имеет высокое сечение захвата нейтронов а= 1,88 барн.
Существуют следующие соединения N c U: UN,U2N3,UN2, PuN. Интерес представляет только UN, т.к. он имеет высокую термохимическую стабильность, то при t > 1800˚ С начинает диссоциировать.
Для БР интерес представляет (U,Pu)N
Получение:
Порошок U(Pu) выдерживают в атмосфере азота при 600-800˚С получается U2N3, если его при Т=1400˚С выдержать в вакууме образуется UN.Т.о. технология получения нитрида сложнее чем оксида.
Свойства нитридов зависят от парциального давления а окружающей фазе.
Тплав = 2800 С рN2 >> 1 атм
Тплав = 2700 С рN2 = 1 атм
Тплав = 1800 С рN2 <<1 атм
При температуре выше 1700˚ UN начинает диссоциировать, разлагаясь на металлический уран и выделять азот.
PuN диссоциирует при Т = 2000 С на металлический Pu и газообразный N2.
При 20% PU (U0.8Pu.0.2)N
Свойства нитридов:
Нитриды до Т=800-900 С совместимы с жидкими металлами (Na,Pb, эвтектика свинец - висмут).Поэтому эти жидкие теплоноситель вводят в зазор между топливом и оболочкой твэла => температура в центре твэла будет невысокой ~ 1000˚ С, это ниже чем температура топлива из оксида U.Это важно для аварийных ситуаций.
Совместимость – отсутствие физико-химического взаимодействия. С коррозионно стойкой сталью и Zr нитриды совместимы до температуры 800-900˚С.При контакте с водяным теплоносителем нитридное топливо разлагается при 200˚С.
Нитриды легко окисляются, что требует внимательности при технологических работах.
Влияние облучения.
Природный азот более чем на 90% состоит из N14
При облучении N14(n,p) образуется водород.
При облучении N14(n,α) образуется водород.
Т.о. увеличивается суммарная концентрация газа в ЯТ, сл-но увеличивается распухание.
Если заменить N14 на N15, то этих реакций не будет, но с точки зрения экономики это не выгодно.
«-» - сложная технология получения нитридного топлива. Таблетки прессуют и спекают в атмосфере чистейшего азота при температуре 1800-2000˚С, но при этих температурах может начаться частичная диссоациация нитрида. Для освобождения от кислорода и углерода таблетки выдерживают при Т=1400С в атмосфере гелия в течении 4 часов. Недопустимо, если концентрация кислорода и углерода больше 0,15% каждого.
Дисперсное ЯТ.
Концентрация U235 – 90%, сл-но высокая стоимость дисперсного ЯТ.
Особенности:
ДЯТ используют:
СМ-2 (сверхмощный), но кампания 2 недели.
В процессе выгорания с поверхности топливных частиц летят ядра отдачи, которые попадают в КМ и вокруг топливной частицы образуется зона радиационного повреждения. Ширина этой зоны 10 мкм. Это зоны с измененными свойствами. Они содержат осколки деления с приповерхностного слоя топлива.
Образование пузырьков ГПД затруднено, т.к. топливо разделено большим расстоянием КМ.
Идеальное ДЯТ.
vf – объемная доля делящейся фазы.
|
Материал |
Длина пробега осколков λ, мкм |
|
U |
6.8 |
|
Zr |
9.1 |
|
Fe |
6.7 |
|
Al |
13.7 |
|
UO2 |
9.4 |
<λ>=10мкм.
Высокая радиационная стабильность ДЯТ обеспечивается, если зоны радиационного повреждения не перекрываются между собой.
Т.к. тепловыделение большое, то надо делать твэлы в виде тонких пластин, чтобы обеспечить хороший отвод тепла.
Пластинчатые твэлы получают методом прокатки. Порошок AL и топлива прокатывают и засовывают в рамку, накрывают покровными металлами. Заваривают, сначала откачав воздух и опять прокатывают.
Размер частиц - мкм, зависит от геометрии, размера топливной прослойки, чем больше размеры, тем меньше ПД выходит и меньше повреждения.
100 мкм -15 % ПД выходит, 300 мкм – 5 %
Требования к ДЯТ:
Требования к топливным частицам:
Требования к материалу матрицы:
Виды ДЯТ, используемых в реакторах.
Между жидкими Mg и U нет физико-химического взаимодействия
U-Mo – повышенная радиационная стойкость.
Al – UAlx(x = 2,3,4)(интерметаллид)
UAl2,UAL3- в результате физико – химического взаимодействия они переходят в UAl4
.Это плохо, т.к. у UAl3 большая плотность.Если в UAl3 ввести 3% Sn (олово) или Zr устойчивость увеличивается.
UAl4 – совместим с Al до Тпл.
Чем ниже рабочая температура, тем большую глубину выгорания топлива можно получить с ее помощью.
ДЯТ на основе микротвелов.
Топливо в виде мелких сфер диаметром несколько сотен мкм и на эти сферы наносят покрытие, которое обеспечивает работоспособность и предотвращает выход ПД в теплоноситель.
Это топливо для ВТГР (США, Англия, Германия)
Типы твэлов для ВТГР.
Шаровые твэлы свободно загружаются в реактор и выгружаются на ходу без останова.
В России было два реактора с использованием микротвелов.
Конструкция микротвелов.
Первое покрытие – высокопористое (до 50%):
РуС1 не задерживает ПД.
РуС2 до 900 С задерживает почти все ПД, за исключением:Ba,Sr,Cs,Ag.
BISO – покрытие (в англоязычной литературе)
ПИУ – у нас
Это означает два слоя покрытия.
Разработаны другие типы топлива.
SiC3- для работы при высоких температурах.
Слой SiC3 очень хрупкий, легко разрушается при возникновении растягивающих напряжений и в 100 – 1000 раз лучше удерживает ПД чем РуС2.
Сверху еще слой РуС4, чтобы SiC3 не лопнул. Не делают 100% плотности, т.к. графит моментально разрушается по действие облучения.
Микротвэл – сосуд высокого давления – несколько десятков МПа.
Эти твелы называются TRISO,ПИУК – покрытие карбидное
Чем больше диаметр топливной микросферы тем больше должна быть толщина ПУ – покрытия. Толщины слоев должны быть определенными.
РуС1 – полное торможение осколков деления. Толщины остальных слоев рассчитываются на основе прочностных моделей исходя из давления в микротвэле.
В России разрабатываются следующие МТ:
т.ч. - 50050 мкм
РуС1 – 90 мкм = 1 г/ см3
РуС2 – 60 мкм
SiC3 – 50 мкм
РуС4 – 50 мкм
При облучении МТ происходит сжатие слоя РуС4 изза чего он плотно обжимает слой SiC3, создавая в нем сжимающие наряжения.РуС4 предотвращает истирание слоя SiC3 при технологических операциях.
F –относительная утечка ПД
F = R/B, R – скорость утечки ПД, В – скорость образовании ПД
ГПД F = 10-5-10-6
ТПД F = 10-3-10-4
Получение топливных микросфер
Получают золь-гель процессом.
Золь – коллоидный раствор, содержащий соли урана.
Гель – сферические частицы урана.
Гель урана + аммиак = уранил нитрат – UO2(NO3)2*6H2O – затем эти частицы отделяют от аммиака и сушат. Производство МС достаточно для обеспечения промышленности.
Требования к топливным МС.
1.Высокая степень сферичности. (от этого зависят эксплуатационные характеристики в целом)
2.Остаточная пористость для уменьшения распухания.(обеспечение свободного объема для осколков деления)
3.МС должны иметь высокую прочность, так как твэлы получают методом прессования.
4. Изготавливаются из материалов, имеющих наиболее высокую плотность по делящимся нуклидам.
В микротвелах используются: UC2,UO2,UC.Планируется организовать уран-ториевый цикл
5. Совместимость с графитом.
Пироуглеродные покрытия.
Получают на МС с помощью метода кипящего слоя.
При Т< 900 образуется пористое аморфное покрытие (пироуглерод), т.е. без кристаллической структуры.
Частички маленькие находятся во взвешенном состоянии (под воздействием давления)
Т>1200 получают покрытие РуС2 и РуС4
При разложении СНSiCl3 на поверхности частицы образуется слой SiC3 при Т=1500˚С.
Можно получить различные толщины покрытия.
Св-ва пироуглеродный покрытий.
РуC1 имеет аморфную структуру и высокопористый , т.к. меньше подвержен радиационному повреждению. Т < 900˚
РуС2 и РуС4 имеют турбостратную структуру, которая похожа на структуру графита.
Микроструктура покрытий характеризует распухание фаз в твэлах.
Различают три типа компонентов микроструктуры:
Такая структура позволяет повысить радиационную стойкость пироуглерода
Квазиизотропный пироуглерод.
Есть некие кристаллические компоненты. Они связаны аморфными прослойками.
компоненты: 2+3
компоненты: 1+3
Плотность 1 и 2 1.85-1.95 г/см куб
НТИ наносится при Т = 1200-1400˚С
ВТИ при Т= 1800-2000˚С
НТИ обладает высокой радиационной стабильностью, но хуже удерживает ПД, чем ВТИ покрытие.
НТИ – ПИУК – тип твела, содержащий карбидный слой
ВТИ-ПИУ
Влияние облучения на покрытие.
Если плотность 1.85 – 1.95 (начальная) то изменения минимальны.
Утечка ПД из МТ (микротвелов)
Причины:
Утечке подвержены ГПД (как правило они хорошо удерживаются покрытиями)
Cs , Ba, Sr, Ag
Основные виды повреждений:
Для уменьшения этого эффекта покрытия из SiC заменяется на ZrC или NbC. Проводят легирование МС, введением оксида Zr или оксида Th. Эффект уменьшается или исчезает вообще.
расчет НДС определяет работоспособность МТ.
Постулаты расчетной модели напряженно деформированного состояния:
Конструкционные материалы АЗ ЯР.
КМ обеспечивают работоспособность АЗ ЯР.
Условия работы КМ:
Требования к КМ:
КМ теплового реактора должны иметь минимальное сечение захвата т.н. (бериллий, но он не технологичен, т.к. очень хрупкий и в нем образуется Не, также хороши Al и Zr)
Применение Zr и использование UO2 сделало атомную энергетику конкурентоспособной.
Коррозионно-устойчивая сталь используется в БР, т.к. имеет большое сечение захвата.
Перлитные стали используются в корпусах ВВЭР
Магниевые сплавы используются в ГГР.
Графит используется в РБМК, ВТГР, ГГР. Он своеобразно себя ведет под облучением, он может нагреваться до 1500˚С, т.к. графит запасает энергию.
Алюминий и его сплавы.
Тплав= 658 С, сечение захвата 0.215 б
Решетка ГЦК => не подвержен радиационному росту
Механические св-ва:
в = 50-60 МПа – предел прочности.
= 30-40 % - относительное удлинение, т.е. высокопластичный.
При нагреве быстро разрушается, поэтому надо обязательно легировать (Mg, Cu,Si,Fe,…).
Различают два вида сплавов Al:
В атомной энергетике используются сплавы не подвергающиеся термической обработке.
Коррозия алюминиевых сплавов в воде.
У технического Al лучше коррозионная стойкость.
Чистый Al легко коррозирует в воде.
∆m – образование продуктов коррозии (привес)
На начальной стадии окисления образуется защитная пленка: AlO(OH) - бемитовая .На этой пленке образуется Al2O3*3H2O – байоритовая пленка. У нее плохие защитные св-ва, что приводит в ускоренной коррозии сплавов.
Наиболее благоприятное воздействие оказывает Ni.
При большой скорости происходит смывание оксидной защитной пленки.
рН = 4-5
соли = 15 мг/л
Cl = 0.09 мг/л
СО2 = 0,05мг/л
Са = 0,01 мг/л
Особая опасность представляют ионы Cl, они значительно усиливают коррозию.
Для уменьшения водяной коррозии в воду добавляются ингибиторы – вещества, замедляющие коррозию (метасиликат натрия).
Сплавы Al.
А288 – 1% Ni, 0.1% Ti, 0.5% Fe – Траб = 220˚С
AMг – наш аналог.
Совместимость:
U – 250 ˚. При Т > 250˚ образуются соединения U c Al.
UC – 540 ˚.UO2 - 260˚, UN – 540 ˚.
Совместимость с теплоносителем:
Сплавы могут работать в воде до температуры 230 ˚, поэтому сплавы Al не пригодны для ВВЭР.
В паре и на воздухе – 300˚ С, СО2- 400˚С
Поведение Al и его сплавов под действием облучения.
Исключительно высокая радиационная стабильность.
Al можно использовать в качестве матрицы дисперсного топлива.
Область применения:
Конструкции и оболочки твелов исследовательского реактора.
Для изготовления канальных труб тяжеловодных реакторов.
Mg и его сплавы.
Тпл= 651˚, с= 0,063 б, решетка ГПУ.
Сплавы Mg используются только в ГГР, т.к. топливо природного изотопного состава (норм-ый, сикрали)
Глубина выгорания в этих реакторах незначительна, в 10 раз меньше, чем в ВВЭРах, поэтому за такое короткое время облучения радиационный рост незначительный.
Чистый Mg имеет недостатки:
Механические свойства чистого магния:
= 180 МПа
= 6-10 % низкое, поэтому магний используется только в виде сплавов.
Al – 80 (0.8% Al, 0.01 % Be)
Магзан (0,55-0,6% Zr, 0.4 – 0.5% Mn)
ZA55 (0.55% Zr)
ПМБ (0.5 – 1.2% Be, 0.04% Al) – реактор тяжеловодный в Чехословакии.
Особенность магниевых оболочек:
Плутоний, который накапливается в топливе в результате воспроизводства, способен диффундировать через магниевые оболочки. Для уменьшения выхода плутония водят в оболочки Al и образуется PuAl4 , не обладающей способностью мигрировать и Pu остается в оболочке.
Магниевые сплавы совместимы с СО2 до 450˚С, с воздухом до 300 ˚С, с натрием и водой не совместимы.
Под облучением магниевые сплавы ведут себя как алюминий.
Цирконий и его сплавы.
Свойства циркония:
с=0,18 б, (20) = 23 Вт/м·К
В АЭ используется Zr 3-х сортов:
1.Mg – термический Zr.
ZrF4 + Mg (T=600)Zr + MgF2(губчатый Zr)
Zr губчатый содержит азот (вредная примесь), т.к. N сильно ускоряют коррозию в водяном теплоносителе.
2. Иодидный Zr
Не содержит азот.
3. Электролиз распл-х солей.
Достаточно чистый, но содержит значительное количество кислорода
Сплавы Zr:
Американские сплавы изготавливаются из губчатого Zr. Чтобы нейтрализовать азот, в губчатый Zr вводят Sn.
Zr – (1.2 – 1.7)%Sn – (0.3 – 0.5)%Fe – (0.03-0.05)%Cr+(0.01 – 0.02)%Ni
Этот сплав называтся циркалой – 2
Наличие Ni способствует поглощению водорода циркалоем – 2, поэтому Ni иск-ли и получился сплав цикалой – 4 (Zr – 2, Zr - 4)
Российские сплавы: смесь иодидного и электролизного Zr , не сод-ие N.
Э110-Н1(Zr – 1%Nb)
Э125(старое) – Н2,5(новое) (Zr – 2.5 %Nb)
Н1 используется для оболочек ВВЭР-ов
Н2,5 используется для каналов РБМК (обладают большой прочностью, но меньшей коррозионной стойкостью по сравнению с Н1).
Эти сплавы позволяют достигать выгорания 40000 МВт·сут/т
Для достижения более глубоких выгораний сделали сплав 635: Zr -1% Nb-1% Sn – 0.5% Fe-0.03% Cr.достигается выгорание 55000-60000МВт·сут/т.ZIRLO разработан на западе, такой как 635.
Особенности поведения сплава циркония в эксплуатационных условиях.
Zr+2H 2О=> ZrO2+2H2
3 мкм – критическая толщина черной защитной пленки, потом возникает белая и коррозия ускоряется.
Коррозия ускоряется, если в воде много кислорода. Для снижения рекомендуется растворять водород, чтобы с кислородом превратится в воду.
На 10000 ТВЭЛов с цирконием 1 в год выходит из строя.
Размеры очага коррозии: d=0.2-0.5 мкм, h=10-100 мкм
Причина: неоднородность химического состава сплава, неоднородный состав охлаждающей воды, локальная турболизация потока теплоносителя в реакторе.
ТВЭЛы испускают вибрации и трутся о стенки дистанц. решеток и происходит постепенное снятие защитной пленки. Это и есть Фреттинг-коррозия. Для ее уменьшения дистанц. решетки делают из сплавов циркония.
Для повышения коррозионной стойкости, оболочки ТВЭЛов перед загрузкой в них топлива подвергаются обработке, раньше подвергались автоклавированию, нагрев в автоклавах до Т=300 и выдерживались примерно 70 часов, они покрывались черной пленкой. Это дорого.
Сейчас ТВЭЛы подвергаются акодированию в слабом растворе NaOH(0.5моль). Это дешевле.
Автоклав – сосуд с большим давлением и водой.
При запроектных авариях: потеря давления теплоносителя при Т=1200 начинается парациркониевая реакция с выделением большого количества тепла и ускоренной коррозией циркония.
А) реакция Zr+2H2 O=>ZrO2+4H
Б) радиолиз воды. Под действием гамма облучения происходит разложение молекул воды и образование водорода.
В) осколок деления ядер урана или плутония.
Г) Таблетки гигроскопичныи в реакторе влага выходит, разлагается и образуется водород.
Чтобы избежать образование H в активной зоне ТВЭЛа, их на заводе сушат при Т=200 в вакууме, после чего заполняют Hе и герметизируют.
Взаимодействие с водородом циркония – образуются гидриды.
Характер расположения гидрида в оболочках ТВЭЛа зависит от вида предыдущей обработки давлением и наличия текстуры.Расположение гидридов характеризуется коэффициентом ориентации гидридов: отношение длин гидридных пластинок, расположенных перпендикулярно поверхности оболочки к общей длине гидридов. F=0.2-0.3
Финишная роликовая прокатка оболочек ТВЭЛов при их производстве обеспечивает наиболее благоприятное расположение гидридов.
В устье трещин возникает максимальная концентрация гидридов. Это приводит к растрескиванию.
В местах растрескивания оболочек ТВЭЛа под напряжением образуется йод Cs+I=CsI – термодинамически устойчивое соединение. CsI под влиянием излучения распадается на Cs и I.
Давление йода – 4-40Па. Этого давления достаточно для коррозии под напряжением.
Пути уменьшения такой коррозии:
Ввод в UO2 пластифицирующих добавок, например 0.3%Nb2 O5, но это повышает скорость ползучести топлива и места контакта краев трещины с оболочкой притупляются, это снижает уровень локальных напряжений в оболочке, что уменьшает коррозию.
Действие облучения на сплавы циркония
В тяжеловодных реакторах также используются сплавы циркония (российские).
Нержавеющие стали
Используются в быстрых реакторах, т.к. прочнее, чем цирконий. Давление внутри больше, чем снаружи, т.к. давление теплоносителя примерно 1атм. Нержавеющая сталь – с >13%Сr. Сталь – сплав Fe с легирующими элементами. По типу легирующих элементов различают стали: углеродистые и легированные.
Углеродистые стали содержат углерод, самые дешевые, используются в строительстве, во многих конструкциях, не работают в агрессивных средах.
Легированные стали содержат углерод и другие легирующие добавки.
Fe – Тпл=1539 . До Тпл железо железо испытывает полиморфные превращения
Обозначение сталей:
Cr-x, Ni-h, Mn-g,Mb-n,V-f, Al-u, B-r, Co-k,Te-t, Nb-b
Сталь 40ХГТ (примерно 0.4% C, Cr,Mn,Te<1%) если после букв нет цифр, то их содержание <1%. Введение легирующих добавок меняет структурное состояние сталей. Основными структурными состояниями сталей являются:
Феррит – твердый раствор легирующих элементов в сплаве α-Fe.
Аустенит – твердый раствор легирующих элементов в γ-Fe.
Цементит – Fe3C .
Мартенсит – пересыщенный твердый раствор легирующих элементов в α-Fe.
Перлит – механическая смесь кристаллов феррита и цементита (корпуса реактора ВВЭР) .
Легирующие добавки, которые используются в реакторостроении – Cr и Ni.
γ-Fe прочнее, чем α-Fe, т.к. ГЦК прочнее ОЦК.
Высокая коррозионная стойкость стали имеет место, если содержание Cr 12.5%.
12Х13 – нержавеющая сталь ферритного класса.
Если в Fe вводить только Ni, то коррозионная стойкость будет низкой и надо вводить Cr.
Если достаточно Ni, то получится аустенитная сталь Х18Н1ОТ – коррозионно стойкая сталь. Ni вводится чтобы сталь имела кристаллическую решетку ГЦК.
Классы стали:
Коррозия в воде
При Т примерно 600 C взаимодействует с Cr на границах зерен и образуется Cr23C6 и получается обеднение границ Cr, что вызывает интеркристаллитные коррозии.
Борьба с интеркристаллитной коррозией.
Коррозионное растрескивание коррозионно стойкой стали в водяном теплоносителе.
Наличие Cl и других элементов в водяном теплоносителе, в присутствии напряжения в оболочке вызывает растрескивание оболочек ТВЭЛа. Борьба: очистка воды и уменьшение напряжения в оболочке.
Коррозия коррозионно стойких сталей в жидком металлическом теплоносителе.
Влияние облучения на корозионностойкую сталь.
Инкубационный период 4·1026 н/м2 – выше этого порога происходит распухание, что уменьшает зазор для прохода теплоносителя, и оболочка перегревается.
Борьба:
1 – холодная деформация оболочек стали до 30%.
2 – создание в сталях мелкодисперсных выделений карбидов. Они являются местами рекомбинации вакансий смещенных атомов.
Радиационная ползучесть коррозионностойких сталей.
При Т=300-500 и при наличии мелких повреждений скорость радиационной ползучести зависит от уровня напряжений и дозы. Она проявляется в выпучивании крайних чехлов ТВС.
Радиационное охрупчивание коррозионностойких сталей.
Существует 3 вида:
Увеличиваются прочностные характеристики
Т.е. при температуре, при которых существует вакансионное распухание. Уменьшается и прочность, и пластичность
3. ВТРО Т 0.55Тплав.(600). Резко понижается пластичность. Причина ВТРО: при облучении стали нейтронами на компонентах стали нарабатывается He на основе (n,γ) реакции. При этой температуре He выделяется в виде пузырьков по границам зерен металла, что приводит к значительному уменьшению пластичности.
Борьба с ВТРО.
Широко применяется сталь ОХ16Н15М3Б
Nb связывает остатки углерода
Mb укрепляет зерна
Сr обеспечивает высокую коррозионную стабильность
Ni обеспечивает высокую жаропрочность.
Новые виды стали феррито-мартенситного класса
ЭП45 : 12Х13М3БФР
В(вольфрам) – уменьшает ВТРО
ЭК18 : 16Х13В8ТаФР
В меньшей степени подвержены вакансионному распуханию новые стали.
Перлитные стали
Стали корпусов реакторов ВВЭР. Из аустенитных сталей делать нельзя, т.к. трудно обрабатывать. У перлитных более высокая технологичность, они не подвергаются коррозионному растрескиванию, в 7-8 раз дешевле.
Перлитные стали: 0.008-0.42 процента С
Сумма легирующих элементов(Cr,Ni,Mb,Mn,V)<=5% σв=280-400МПа – предел прочности. δ=15-30% достаточно пластичны
Сейчас покрытие на корпуса не наносят.
Корпуса реакторов: 25Х2НМФ, 15Х2НМФА(сталь повышенного качества)
Трубопроводы:10ГН2МФА, 12ХМФ
Сепараторы:16ГНМ
Влияние легирующих элементов на свойства сталей:
Мо (0.4 – 0.5%) – повышает коротковременную и длительную прочность.
С (0.08-0.42%) – повышает прочность стали за счет карбидного упрочнения.
Cr (0.5-1%) – упрочняет и повышает стабильность стали при повышенных температурах, то есть температура мало влияет на механические свойства стали.
V (0.6-0.85%) – увеличивает жаропрочность, повышает прочность при повышенных температурах.
Nb (0.5-0.7%) – предотвращает охрупчивание стали при термической обработке.
Ni(0.3 - 1%) – упрочняет феррит.
Коррозия перлитных сталей в водяном теплоносителе
Перлитная сталь в 8-10 раз уступает аустенитной
Повышение коррозионной стойкости: образование пленки на внутренней поверхности магнетита Fe3O4. Для этого в теплоноситель вводят трилон Б(?), он при Т=90-100 растворяет железо, но при Т=350-400 разлагается с образованием пленки магнетита.
Несклонна к коррозионному растрескиванию под напряжением.
Минимальная коррозия : Ph=11-13
Наличие кислорода, растворенного в воде увеличит коррозию, поэтому водяной теплоноситель подвергается деайрации для удаления кислорода.
Ухудшает коррозионную стойкость наличие ионов хлора. Также влияет скорость теплоносителя. При скорости >10-12 м/с коррозия усиливается, тк смывается пленка.
Поведение перлитных сталей под облучением.
Охрупчивание корпуса реактора
При значительных флюенсах температура перехода в хрупкое состояние повышается, те при обычных условиях перлитная сталь становится хрупкой(облучение при Т = 20-250)
Если облучение происходит при Т250, то механич. Свойства практически не меняются.
При Т 350-350 свойства остаются исходными, те стали возвращаются прежние свойства.
Охрупчивание начинается с потока 10 13 н/см2, до этого свойства сталей не меняются (инкубационный период).
При облучении происходит увеличение предела прочности и текучести, но уменьшается пластичность.
Перлитные стали, имеющие глобулярную(?) структуру феррита и перлита, обладают повышенными механическими свойствами.
Реакторный графит
Его получают из смеси нефтяного кокса и каменноугольного пека(смола). Смешивают и выделяют, либо прессуют в форму и нагревают до 1500 для графитации пека, т.е. он переходит в графитоподобное вещество. Эти заготовки высокопористые. Полученные заготовки нагреваются до 2500-3000 для окончательной графитации, чем больше время выдержки при этой Т, тем совершенней структура графита. Через полученные заготовки при Т=2000 пропускают поток хлора. При этой Т Хлор образует легколетучие хлориды примесей, которые имеются в графите, и они уходят.
Реакторный графит имеет пористость 20-35%, Тплавл примерно 4000 – зависит от величины внешнего давления
Пирографит обладает большой анизотропностью свойств.
=350Вт*К/м
=1.91Вт*К/м
Коэффициент анизотропии весьма значителен
=28,2 1/К – коэффициент линейного расширения
=1.5 1/К
С ростом температуры прочностные свойства графита увеличиваются. σв=21МПа при Т=20
Прочность графита увеличивается в 2 раза с ростом температуры. После 2000 графит – самый прочный.
|
δ,% |
1 |
5 |
20 |
|
Т, |
2100 |
2500 |
2650 |
При высоких температурах графит становится пластичным.
Влияние облучения на графит
При облучении графита быстрыми нейтронами, 1 быстрый нейтрон выбивает из регул. положений кристаллической решетки 20000 ядер углерода. Из-за этого значительно увеличивается расстояние «с», и увеличивается расстояние «а». При этом происходит изменение плотности, размера и объема графитовых изделий.
В графите накапливается запасенная энергия при облучении (энергия Вигнера). Она обусловлена деформацией кристаллов решетки. Происходит при увеличении температуры самопроизвольный разогрев графита. С ростом температуры происходит рекомбинация атомов и вакинсий. При нагреве – выделение запасенной энергии и разогрев графита. Максимальное накопление энергии происходит при потоке 1025 н/м2 – насыщение энергией Вигнера