ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 15.11.2019
Просмотров: 1607
Скачиваний: 1
Тема 6. Конструкционные материалы
Цель лекции: ознакомление с конструкционными материалами для ядерных реакторов
Вопросы к теме
1 Условия работы конструкционных материалов в атомных реакторах
2. Тепловыделяющие элементы
3. Корпус ядерного реактора
4. Требования к конструкционным материалам
5. Физические свойства
6. Механические свойства
7. Физико-механические свойства
8. Материалы конструктивных элементов ЯЭУ
9. Совершенствование конструкционных материалов
10. Выбор состава материала
Ядерными энергетическими называются установки, преобразующие ядерную энергию в работу с помощью рабочего тела – газа реального, например водяного пара, или псевдогаза – электронов твёрдого тела. По методам получения энергии ЯЭУ подразделяются на два вида:
ядерные реакторы, представляющие собой устройства, в которых обеспечиваются условия
протекания управляемой самоподдерживающейся реакции деления тяжёлых ядер, и термоядерные реакторы, представляющие собой устройства для обеспечения управляемого самоподдерживающегося синтеза лёгких ядер.
Основной составной частью ЯЭУ является тепловыделяющий элемент (ТВЭЛ). В ядерных реакторах он состоит из ядерного топлива (U, Pu и их соединения с другими элементами), заключённого в оболочку или матрицу из конструкционного материала. В термоядерном реакторе основным ТВЭЛом является сама рабочая камера реактора (в которой осуществляется синтез лёгких элементов (дейтерия и трития), а вспомогательными являются ТВЭЛы с ядерным топливом, расположенные вне рабочей камеры.
К реакторным конструкционным материалам относятся такие металлы, как алюминий, цирконий и его сплавы, сплавы на основе магния, нержавеющая сталь и сплавы на основе железа, никеля, хрома, тугоплавкие металлы и сплавы, тугоплавкие металлы и сплавы, цветные металлы и сплавы на их основе. Основными материалами для оболочек тепловыделяющих элементов служат алюминий и цирконий. Нержавеющая сталь применяется в ограниченных количествах и только в реакторах на обогащенном уране, так как сильно поглощает тепловые нейтроны.
Условия работы конструкционных материалов в атомных реакторах
В ядерных реакторах наиболее напряжёнными узлами являются оболочки ТВЭЛов, чехлы ТВС, корпус, элементы теплообменников (парогенераторов) и трубопроводов первого контура.
Наиболее важным параметром ЯЭУ является объёмное энерговыделение, которое
определяет потоки нейтронов и тепловую нагрузку на единицу площади поверхности и длины оболочки ТВЭЛа. Энерговыделение в единице объёма ТВЭЛа или плазмы и параметры теплоносителя (теплоёмкость, расход, температура на входе) определяет рабочую температуру оболочки ТВЭЛа. Поэтому важными параметрами являются температура оболочки ТВЭЛа, температура, давление и вид теплоносителя, среда, окружающая тепловыделяющий элемент, режим работы ЯЭУ. Наибольшее энерговыделение достигнуто в реакторах с водяным и жидкометаллическим охлаждением (ВВРД – водо-водяной реактор с водой под давлением, ИР – исследовательский реактор, БР – быстрый реактор). Самые высокие значения удельного энерговыделения в оболочке ТВЭЛа достигнуты в реакторах на быстрых нейтронах (2,9 – 3,1 МВт/м2). Плотности потоков быстрых и тепловых нейтронов в активной зоне энергетических реакторов на быстрых нейтронах практически одинаковы. У реакторов на тепловых нейтронах плотность потока первых на порядок выше. Наибольшие плотности потока быстрых нейтронов – у специальных исследовательских реакторов.
Температура теплоносителя максимальна у газоохлаждаемых реакторов и у реакторов с жидкометаллическим охлаждением. Температура оболочки ТВЭЛа – производная объёмного энерговыделения и интенсивности охлаждения – является параметром, определяющим ресурс ТВЭЛа и стенки. Давление теплоносителя имеет максимальное значение в реакторе ЯЭУ является физико-химическая активность среды, окружающей конструктивный элемент, с учётом её температуры и давления. Существенным параметром, определяющим работоспособность узлов ЯЭУ, является временной режим работы (стационарность, цикличность нагрузок).
Основным отличием ЯЭУ от обычных тепловых энергетических установок является наличие мощных радиационных полей, вызывающих структурные изменения в объёме материала и на поверхности и, как следствие этого, ухудшение свойств облучаемого материала.
Специфика радиационного воздействия ядерного излучения ЯЭУ на повреждение и
изменение структуры в объёме материала состоит в наличии быстрых (выше 1 МэВ) нейтронов. Нейтроны рассеиваются и поглощаются атомами материала, вызывая их смещение, изменение изотопного состава вследствие радиационного захвата (n,γ) нейтронов, из-за реакций (n,α) (n,n’α) (n,p) (n,n’p) (n,d), (n,t) (n,2n) и (n,3n), имеющих пороговый характер. Энергетический порог для реакций размножения нейтронов, например, (n,2n) равен: для Mo 13,1 МэВ, для Nb 8,8 МэВ, для V 10,3 МэВ, для Cr 12,9 МэВ, для Ni 11,9 МэВ.
Степень радиационного повреждения материала определяется числом первично-выбитых атомов (ПВА) твёрдого тела налетающей (бомбардирующей) частицей и зависит от её энергии. Нейтроны создают каскады повреждений и субкаскады (до шести на один каскад) за счёт упругого и неупругого взаимодействия нейтронов. Доля каскадов вследствие упругого
взаимодействия нейтронов зависит от массы атома и равна 20 – 30% от общего числа каскадов. Таким образом, определяющим процессом в радиационном повреждении материалов является неупругое взаимодействие нейтронов. Существенное влияние на скорость создания смещённых атомов в конструкционных материалах оказывает интенсивность нейтронного потока, а также вид материала.
Смещение атомов сопровождается накоплением в материале дефектов: междоузельных атомов и вакансий. Вследствие разной подвижности дефектов, взаимодействия их между собой и с элементами структуры конструкционные материалы распухают, испытывают радиационно- ускоренную ползучесть и структурно фазовые изменения.
Быстрые нейтроны вызывают значительные изменения изотопного состава облучаемых материалов, сопровождаемые образованием гелия, водорода и других, в том числе радиоактивных, нуклидов. Распухание топлива при облучении его в быстрых реакторах не может увеличиваться, уменьшаться или оставаться неизменным с ростом этого отношения. С ростом отношения Не/СНА почти всегда увеличивается плотность пор (пузырьков); влияние накапливаемого газа зависит от температуры, дозы и интенсивности облучения.
Изменение изотопного состава при облучении существенно зависит от энергии ионов. Накопление в материале радиоактивных элементов вызывает с экологической точки зрения отрицательные последствия, в первую очередь повышение радиоактивности материалов и, следовательно, радиационной опасности, спад которой до приемлемого уровня наступит через многие годы (десятки и сотни лет) после остановки реактора. Накопление радиоактивных продуктов и их распад вызывают остаточное энерговыделение. Источником тепла являются, в основном элементы, испытывающие β- и γ- распады, причём наиболее значительное энерговыделение наблюдается в первые 50 – 100 суток после остановки реактора. Остаточное энерговыделение может привести к критической ситуации в случае отказа системы охлаждения атомного реактора.
Совокупное воздействие нейтронов, вызывающее образование отдельных точечных
дефектов, скопление смещённых атомов в петли междоузельных атомов, а вакансий в
вакансионные петли и пустоты, накопление атомов газа и образование газовых пузырьков,
накопление атомов с различными размерами за счёт реакций ядерных превращений выразится в изменении свойств и размерной стабильности материалов, т.е. приведёт к радиационному упрочнению, охрупчиванию и распуханию, активации материалов, вызовет явление радиационной ползучести, приведёт к изменению физических свойств материала. Это в свою очередь может привести к искажению форм и размеров различных конструктивных элементов ЯЭУ, нарушению режима работы реактора, другим неблагоприятным и даже аварийным последствиям.
Основными критериями оценки радиационной стойкости того или иного материала, влияющими на долговечность конструкционных элементов ЯЭУ, являются: радиационное охрупчивание, распухание и радиационная ползучесть. Эти факторы радиационного воздействия ограничивают срок работы материалов в атомном реакторе.
Тепловыделяющие элементы
Рассмотрим условия работы ТВЭЛа – наиболее напряжённого узла реактора. Оболочка ТВЭЛа (Рис.4) подвержена многообразному силовому воздействию, включающему вибрационные нагрузки, установочные усилия, внутреннее давление газообразных продуктов деления, радиальное давление топлива на оболочку, силу веса топливного сердечника, давление распухающего топлива, давление, вызванное распуханием оболочки, термические напряжения в оболочке, усилие от трения топлива в оболочке, внешнее давление теплоносителя. Кроме того, в работающем ТВЭЛе может происходить химическое взаимодействие оболочки с топливом, с продуктами его деления (кислород, йод, цезий, теллур и др.), с теплоносителем. Реальными являются эрозионный и кавитационный износы оболочки, приводящие к её утонению. Важным является не только химическое, но и механическое взаимодействие «топливо-оболочка». Трещины в топливе и разрывы между таблетками являются местами локальных напряжений в оболочке.
В реакторах на быстрых нейтронах оболочка ТВЭЛа за компанию облучится нейтронами до флюенсов порядка 1027 нейтр/м2. Воздействие таких флюенсов вызывает накопление радиационных дефектов и может привести к вакансионному распуханию материала и, в случае неоднородности распухания, к появлению дополнительных напряжений в оболочке. Воздействие высоких флюенсов быстрых нейтронов приводит к радиационно-стимулированному изменению структуры, а также элементного и фазового состава конструкционного материала и, как следствие этого, значительному изменению механических свойств: радиационному упрочнению, охрупчиванию, радиационной ползучести. Химическое взаимодействие жидкометаллического теплоносителя с оболочкой ТВЭЛа вызывает селективное растворение компонентов конструкционного материала, утонение оболочки и перенос массы по контуру теплоносителя.
В реакторах на тепловых нейтронах с водяным теплоносителем возможно гидрирование и, следовательно, резкое охрупчивание и разгерметизация оболочки ТВЭЛа. Разгерметизация может наступить на различных стадиях эксплуатации ТВЭЛа, так как она в значительной степени зависит от качества изготовления ТВЭЛа, качества сварных швов. Одна из причин разгерметизации ТВЭЛа связана с накоплением влаги внутри оболочки и локальным гидрированием оболочки. Это объясняется тем, что топливный сердечник из обогащённого урана может содержать некоторое количество технологического фтора. Фтор нарушает защитную оксидную плёнку на внутренней стороне оболочки, что способствует ускоренному проникновению свободного водорода и разрушению оболочки по механизму локального гидрирования.
Высокие выгорания топлива могут стимулировать радиационный рост и прогиб оболочки. Например, для циркониевых труб характерно наличие текстуры, т.е. зерна в стенке трубы имеют предпочтительную ориентацию, что приводит к эффекту радиационного роста ТВЭЛов, чехлов ТВС и канальных труб реакторов. Скорость радиационного роста зависит от температуры и нейтронного потока, и поэтому температурные неравномерности и градиенты нейтронных полей в активной зоне будут приводить к неодинаковым изменениям размеров ТВЭЛов и к их прогибам. Причиной прогиба ТВЭЛа могут быть и неравномерные остаточные напряжения в оболочке.
Рис.4. Схема стержневого ТВЭЛа (1- оболочка, 2 – стержневой столбик ТВЭЛа, 3 – газосборник) и действующие силы в рабочем ТВЭЛе: py – установочные; рг – давления газа; р – веса (массы топлива); рро - распухания оболочки; ррт – распухания топлива; ртм – термические; ртр – трения; рт - теплоносителя
Вибрации ТВЭЛов и ТВС, вызванные потоком теплоносителя, могут быть причиной фреттинг-коррозии и повышенного износа в местах контакта ТВЭЛов с ячейками дистанционирующих решёток. Особенно подвержены фреттинг-коррозии оболочки ТВЭЛов и бесчехловых ТВС реакторов типа РБМК и ВВЭР-1000. В местах разрыва топливного столба ТВЭЛа, например, вследствие доспекания топлива (сокращения объёма) оболочка ТВЭЛа может потерять устойчивость из-за накопления деформации ползучести под воздействием напряжений от давления теплоносителя. Наличие мест разрывов топливного столба, кроме того, может повлиять на эксплуатационные характеристики из-за локального всплеска энерговыделения.
Накопление в ТВЭЛах короткоживущих нуклидов с большим сечением захвата нейтронов (например, в 135Хе сечение захвата 3,5*10-22 м2) вызывает так называемое отравление активной зоны реактора («йодная яма»). Особенно быстро накапливается ксенон в процессе кратковременной остановки реактора. Запуск «отравленного» реактора – непростая задача, требующая избытка реактивности. Накопление в ТВЭЛах стабильных нуклидов с большим сечением захвата нейтронов (например, в 149Sm сечение захвата5,4*10-24 м2) вызывает зашлаковывание активной зоны и соответствующее падение реактивности. Режим работы
реактора должен в наибольшей степени уменьшать зашлаковывание.
Корпус ядерного реактора
В ядерных реакторах корпусного типа, работающих на водяных или газовых
теплоносителях, корпус может быть или стальной, или комбинированный из стали и
напряжённого бетона. В водо-водяных реакторах давление теплоносителя достигает значений 16МПа, а температура 300оС. В процессе длительной эксплуатации (а корпус рассчитывают на 30 лет) материал испытает нейтронное облучение до флюенсов 1024 нейтр/м2 в условиях постоянного контакта с движущейся пароводяной смесью. Таким образом, в ядерных реакторах корпусного типа несущий корпус является важным узлом, работающим в напряжённых условиях.
Обобщая рассмотрение условий работы различных ЯЭУ, необходимо подчеркнуть
основные факторы, определяющие общие требования к свойствам конструкционного материала:
1) напряжённое состояние, возникающее в конструкционном элементе под действием различных механических, термических и радиационных воздействий;
2) рабочая температура материала, обусловленная соотношением энерговыделения и
теплоотвода;
3) радиационное воздействие на материалы нейтронами, гамма- и другими видами излучения;
4) наличие химически активной среды в виде движущегося теплоносителя, скопления
газообразных продуктов деления и остаточных газов;
5) циклический характер работы ряда ЯЭУ, особенно импульсных, определяющий размах
теплосмен и амплитуд нагрузок в процессе эксплуатации.
Требования к конструкционным материалам
Конструкционный материал должен быть прочным или жаропрочным (термостойким, выносливым), коррозионно- и радиационно-стойким, должен иметь чётко выраженную особенность, например, обладать малым сечением захвата нейтронов, иметь высокую теплопроводность и другие особенности.
Физические свойства
Эксплуатационная стойкость конструкционного материала в условиях теплосмен, в
магнитном и электрическом полях, в поле радиационного воздействия существенно зависит от сочетания физических свойств. Полезную роль играет сочетание высоких значений температуры плавления, теплопроводности с низкими значениями теплоёмкости, коэффициента термического расширения и плотности.