авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ  БИБЛИОТЕКА

АВТОРЕФЕРАТЫ КАНДИДАТСКИХ, ДОКТОРСКИХ ДИССЕРТАЦИЙ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ

Pages:   || 2 |

Поведение конструкционных материалов в спектре нейтронов быстрого реактора большой мощности

-- [ Страница 1 ] --

На правах рукописи

ЧУЕВ Владимир Васильевич ПОВЕДЕНИЕ КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ В СПЕКТРЕ НЕЙТРОНОВ БЫСТРОГО РЕАКТОРА БОЛЬШОЙ МОЩНОСТИ 05.14.03 – «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

Автор:

Заречный – 2007 7

Работа выполнена на Белоярской АЭС ОФИЦИАЛЬНЫЕ ОППОНЕНТЫ: Доктор физико-математических наук, профессор В.Н.Голованов Доктор технических наук, академик Ф.Г. Решетников Доктор технических наук, профессор В.М. Поплавский ВЕДУЩАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ - ФГУП «Опытное конструкторское бюро машиностроения имени И.И. Африкантова», г. Нижний Новгород

Защита состоится « 26 » октября 2007 года в _час._мин. на заседании диссертационного со вета Д 201.003.01 при ГНЦ РФ-ФЭИ в конференц-зале по адресу: 249033, г. Обнинск, Калужской обл., пл. Бондаренко, д.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ГНЦ РФ-ФЭИ Автореферат разослан «_»2007 года.

Просим принять участие в работе совета или прислать отзыв в двух экземплярах, заверенный печатью организации, по адресу

Ученый секретарь диссертационного совета, Доктор технических наук Ю.А.Прохоров

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность проблемы. В настоящее время принята к выполнению Федеральная целевая программа "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 - 2010 годы и на перспективу до 2015 года", разработанная Федеральным агентством по атомной энергии на осно вании распоряжения Правительства Российской Федерации от 15 июля 2006 г. № 1019-р и утвер жднная постановлением Правительством от 06.10.2006 г. № 306. В этой программе направление №4 "Переход к инновационным технологиям развития атомной энергетики" включает в себя строительство энергоблока № 4 с реакторной установкой типа БН-800, предназначенного для от работки технологии замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ).

Новая технологическая платформа развития атомной энергетики (НТП), разработка которой ведется в настоящее время, рассматривает энергоблоки с реакторами на быстрых нейтронах и замкнутым топ ливным циклом в качестве основного стратегического направления дальнейшего развития атом ной энергетики. В соответствие с этой платформой головные блоки с коммерческими реакторами БН-1800 (БН-К) должны вводиться в эксплуатацию с 2020-2023 г.г. Для обеспечения своевременного ввода в эксплуатацию перспективных реакторов на быстрых нейтронах должны быть разработаны технические проекты компонентов активных зон (АкЗ), созданы необходимые конструкционные и топливные материалы, технологии их изготовления.

Применительно к топливному циклу проекта активной зоны БН-800 со смешанным уран плутониевым (U-Pu)O2 оксидным топливом (МОХ-топливо) выполнен большой объем опытно конструкторских работ, созданы опытные производства по изготовлению тепловыделяющих (твэ лов) на основе таблеточного и виброуплотненного топлива, проведены ресурсные испытания экс периментальных тепловыделяющих сборок (ТВС) в реакторе БН-600 и их послереакторные иссле дования (ПРИ). Ведется переработка отработавших ТВС реактора БН-600, имеется задел работ по созданию промышленных технологических линий по производству таблеточного и виброуплот ненного МОХ-топлива.

Максимальное использование опыта, накопленного по эксплуатации UO2-топлива и МОХ топлива, по решению проблемы повышения надежности эксплуатации элементов конструкций действующего реактора БН-600, является необходимым условием обоснования реакторов нового поколения. Это определяет актуальность данной работы, которая заключается в необходимости прогнозирования поведения служебных свойств конструкционных материалов и топлива в про цессе облучения в быстром реакторе для предотвращения выхода из строя реакторных сборок и для их модернизации.

Цель работы. Основная цель работы заключается в экспериментальном обосновании внедре ния в практику эксплуатации быстрого реактора большой мощности перспективных реакторных сборок, конструкционных материалов, топлива на основе результатов послереакторных исследо ваний, проводимых в отрасли и на Белоярской АЭС и направленных на:

достижение высоких эксплуатационных показателей работы реактора;

повышение эффективности использования топлива;

обеспечение безопасности эксплуатации энергоблока;

выявление и решение проблем обеспечения надежности реакторных сборок на всех этапах обращения с ними от загрузки в реактор до отправки на переработку и утилизацию.

Исследования проводились в творческом сотрудничестве с материаловедческими центрами, которые участвовали в детальных исследованиях служебных свойств, структуры конструкцион ных материалов и топлива как в исходном (необлученном), так и в облученном состояниях.

Новизна.

1. На действующем энергоблоке с реактором на быстрых нейтронах большой мощности соз дан и успешно функционирует комплекс для проведения первичных послереакторных исследова ний состояния элементов конструкций и экспериментальных устройств, отработавших в реакторе до разных степеней облучения.

2. С использованием неразрушающих и разрушающих методов впервые получены результаты систематических первичных массовых исследований работоспособности штатных и эксперимен тальных конструкций непосредственно после окончания их эксплуатации в нормальных условиях и при отказах отдельных узлов оборудования.



3. Получены характеристики служебных свойств штатных и экспериментальных элементов ак тивной зоны реактора БН-600 различной конструкции, для изготовления которых использованы различные промышленные и опытно-промышленные стали, урановое и уран-плутониевое топливо разного типа (таблеточное и виброуплотннное). Эти данные в совокупности с результатами по следующих материаловедческих исследований позволили проектным и эксплуатирующим органи зациям установить пределы работоспособности конструкций, материалов и повысить показатели работы реактора.

4. Впервые систематически изучены закономерности формоизменения элементов реакторных сборок, изготовленных с применением нержавеющих сталей:

аустенитного класса в состоянии после механо - термической обработки (м.т.о.), в аустени зированном (ауст.) и в холодно-деформированном (х.д.) состояниях 08Х16Н11М3 м.т.о., 08Х16Н11М3Т х.д., 09Х18Н9 ауст., 12Х18Н9Т ауст., 08Х18Н10Т ауст., 07Х16Н15М3БР (ЭП-172 х.д.), 10Х17Н13М2Т (ЭИ-448 х.д.), 08Х16Н15М3Б (ЭИ-847 ауст. и х.д.), 08Х16Н15М2Г2ТФР (ЧС-68 х.д.);

ферритно-мартенситного класса 1Х13М2БФР (ЭП-450), 16Х12МВСФБР (ЭП-823), 05Х12Н2М ;

с высоким содержанием никеля 05Х15Н35М2БТЮР (ЭП-150), 03Х21Н32М3Б, 07Х15Н35М3 (ЧС-59-ВИ).

На основе полученных экспериментальных данных разработаны графические и аналитические зависимости для прогнозирования формоизменения элементов в зависимости от параметров облу чения.

5. Изучены все типы имевшихся случаев разгерметизации твэлов в зависимости от ряда фак торов, влияющих на их работоспособность. Полученные результаты в сочетании с данными мате риаловедческих исследований выявили причины разгерметизации и позволили принять решения по их устранению.

6. Определены наиболее важные факторы, влияющие на работоспособность реакторных сбо рок и ограничивающие повышение выгорания топлива активной зоны быстрого реактора.

Практическая ценность работы. Практическая значимость результатов диссертационной ра боты состоит в том, что полученные на их основе выводы и рекомендации в совокупности с ре зультатами последующих материаловедческих исследований позволили установить пределы рабо тоспособности конструкций, материалов и повысить показатели работы реактора. Совокупность полученных данных первичных и материаловедческих исследований позволила увеличить ресурс активной зоны реактора БН-600 в 1,5 раза от максимального выгорания топлива 7,2 до ~ 11 % тя жлых атомов (т.а.) и наметить пути дальнейшего его повышения. Среднегодовой экономический эффект от повышения выгорания топлива от 7,2 до ~11 % т.а. за 11 лет эксплуатации составил оценочно ~ 400 млн. руб. в ценах 2004 г. Результаты и рекомендации диссертационной работы могут быть использованы при разработке, освоении и эксплуатации перспективных энергоблоков с быстрыми натриевыми реакторами следующего поколения.

Достоверность представленных автором результатов подтверждена опытными данными, полу ченными при эксплуатации активных зон реактора БН-600 второй и третьей модернизаций.

Основные положения, выносимые на защиту.

1. Комплексный методический подход к постановке задач и проведению первичных послере акторных исследований состояния отработавших элементов конструкций быстрого реактора и экспериментальных устройств, облучаемых с целью развития перспективных направлений.

2. Результаты первичных массовых исследований штатных и экспериментальных элементов активной зоны и боковой зоны воспроизводства БН-600 различной конструкции, изготовленных из различных промышленных и опытно-промышленных сталей, топлива разного типа.

3. Расчтно-экспериментальная методология прогнозирования радиационного формоизмене ния элементов реакторных сборок при поэтапном повышении их ресурсных характеристик.

4. Результаты расчетно-экспериментального исследования влияния скорости набора повреж дающей дозы (скорости повреждений) на радиационное распухание нержавеющих аустенитных сталей 08Х16Н11М3 м.т.о. и 08Х16Н11М3Т х.д.

5. Графические и аналитические зависимости для прогнозирования радиационного распуха ния сталей 08Х18Н10Т, 09Х18Н9, 12Х18Н9Т – материалов внутрикорпусных устройств (ВКУ).

6. Графические и аналитические зависимости для прогнозирования радиационного распуха ния сталей, использованных для изготовления оболочек твэлов реактора БН-600.

7. Результаты исследований причин разгерметизации твэлов в ТВС активной зоны и боковой зоны воспроизводства, а также во внутриреакторном хранилище, происходившей на разных ста диях эксплуатации реактора БН-600.

8. Результаты выявления наиболее важных факторов, ограничивающих повышение эксплуа тационных показателей ТВС быстрого реактора, и направление поэтапного повышения радиаци онной стойкости конструкционных материалов, базирующегося на последовательном улучшении их служебных свойств.

Апробация работы:

Основные положения работы докладывались и обсуждались на конференциях и совещаниях:

Советско-Французский семинар по методам и средствам неразрушающего и разрушающего – контроля облученных ТВС и твэлов энергетических быстрых реакторов (Димитровград, 1987 г.);

Всесоюзный семинар по методике и технике реакторных и послереакторных экспериментов в ра диационном материаловедении, (Димитровград, 1988 г.);

6-е заседание координационного научно технического совета по методическому обеспечению реакторного материаловедения (Димитров град, 1990 г.);

3-е заседание постоянно действующего семинара по методике и технике реакторных и послереакторных экспериментов в радиационном материаловедении, (Димитровград, 1994 г.);

совещание по повышению качества серийной металлопродукции для атомной энергетики – (Заречный, 1987 г.);

4 6-ые Белоярские научно-технические конференции (Заречный, 1989, 1994, 1999, 2004 г.г.,);

международный семинар СНГ-Япония по изучению влияния внутриреакторного облучения на конструкционные материалы быстрых реакторов (Обнинск, 1992 г.);

международ ный семинар Россия – Франция, ФРГ, Великобритания по материалам чехлов и оболочек твэлов БН (Обнинск, 1992 г.);

3, 4, 6, 7-ые межотраслевые конференции по реакторному материаловеде нию (Димитровград, 1992, 1995, 2000, 2003 г.г.);

конференция по разработке, производству и экс плуатации тепловыделяющих элементов и ТВС энергетических реакторов (Электросталь, 1994 г.);

семинар «Комплексу ИВВ-2М – 30 лет» (Заречный, 1996 г.);

Международная научно-техническая конференция «Свердловскому ядерному научному центру – 35 лет» (Заречный, 2001 г);

заседание Технического комитета МАГАТЭ по влиянию высокодозного облучения на поведение конструк ционных и топливных материалов перспективных активных зон (Обнинск, 1997 г.);

9-е Всесоюзное совещание по физике радиационных повреждений, ионно-лучевым и ра – диационным технологическим процессам (Харьков, 1990 г.);

1 6-ые Уральские Международные семинары по физике радиационных повреждений металлов и сплавов (Снежинск, 19952005 г.г.);

Межотраслевая научно-практическая конференция «Снежинск и наука» (Снежинск, – 2000г.);

Международная конференции «Атомная энергетика на пороге ХХI века» (Электросталь, 2000 г.);

Российская конференция «Материалы ядерной техники» (Агой, 2002 г.);

Международная научно-техническая конференция «60 лет Свердловскому НИИ химического машиностроения» (Екатеринбург, 2002 г.);

Международный конгресс «Энергетика – 3000» (Обнинск, 2002 г.);

Меж дународная научно-техническая конференция «Атомная энергетика и топливные циклы» (Москва Димитровград, 2003 г.);

4-ая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Москва, 2004 г.), 32-й Японский Семинар МНТЦ «Реакторные облучательные технологии в России/СНГ» (Япония, Оараи, 2004 г.).

Публикации. По теме диссертации опубликовано 47 работ, выпущено около 50-ти научных от четов. Список основных публикаций приведен в конце автореферата.

Личный вклад автора. Проведнные автором исследования являются составной частью широ кой тематики, осуществляемой в ФЭИ, ВНИИНМ, ОКБМ и других организациях отрасли в обес печение надежности активных зон реакторов на быстрых нейтронах. С 1986 г. автор является не посредственным участником комплексных работ по исследованию отработавших элементов ак тивной зоны опытно-промышленного реактора на быстрых нейтронах. С непосредственным уча стием автора создавался и модернизировался пристанционный исследовательский комплекс. Ав тор проводил исследования в обоснование перспективных проектов элементов конструкций быст рых реакторов и разработок конструкционных материалов с целью повышения эксплуатационных показателей работы быстрого реактора БН-600. Личный вклад автора заключается также в обра ботке, в анализе результатов исследований, проведнных на Белоярской АЭС, и результатов, по лученных в ведущих отечественных и зарубежных материаловедческих центрах.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, 4-х глав, основных ре зультатов и выводов работы, 2-х приложений. Содержит 312 страниц машинописного текста, включая 170 рисунков, 33 таблицы, список литературы из 155 наименований, 30 страниц прило жений из 17-ти таблиц.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обосновывается актуальность темы, сформулированы цели и задачи работы, от ражена новизна полученных результатов и их практическая ценность, приведены положения, вы носимые на защиту.

В первой главе анализируется состояние вопроса по достижению высоких эксплуатационных показателей активных зон реакторов на быстрых нейтронах отечественных и зарубежных энерго блоков, по разработке и использованию радиационностойких конструкционных материалов, по результатам реакторных испытаний и послереакторных исследований элементов конструкций бы стрых реакторов к моменту начала исследований автора. На тот момент реактор БН-600 эксплуа тировался с активной зоной 01 до максимального выгорания топлива, равного 5,1% т.а. в зоне ма лого обогащения (ЗМО) и 7,2 % т.а. в зоне большого обогащения (ЗБО). Рассмотрены исходные характеристики и условия эксплуатации активной зоны БН-600 в е эволюции, объекты исследо вания – отработавшие реакторные сборки.

Внедрение конструктивных особенностей и конструкционных материалов реакторных сборок обусловлены требованиями ресурсных параметров активной зоны на всех этапах ее эволюции. В таблице 1.1 приведены основные проектные параметры всех типов активных зон, реализованные для реактора БН-600.

Активная зона первого типа 01 была спроектирована на максимальное выгорание топлива 9,7% т.а. В качестве топлива использовались: в активной зоне - втулки обогащнного диоксида урана, в зоне воспроизводства - брикеты обедненного диоксида урана. Чехлы ТВС изготавлива лись из стали 08Х16Н11М3 м.т.о., оболочки твэлов – из стали ЭИ-847 ауст. После получения первых результатов по поведению этих материалов под облучением в реакторе БН-600 вследствие значительного радиационного формоизменения чехлов ТВС и оболочек твэлов допустимое выго рание топлива было ограничено величиной 7,2% т.а.

Достижение проектных величин выгорания топлива осуществлялось поэтапно. В 1987 г. про ведена первая модернизация активной зоны (01М) c увеличением выгорания топлива до 8,3 % т.а.

(повреждающая доза 54 смещений/атом (сна)). С использованием результатов, полученных в дан ной работе, в 1993 г. закончена вторая модернизация активной зоны (01М1) на проектное выгора ние топлива 10% т.а. (повреждающая доза 75 сна). С непосредственным участием автора в 2002- годах обоснована активная зона третьей модернизации (01М2) с выгоранием топлива до ~11% т.а.

(повреждающая доза 82 сна). Переход на эту зону осуществлн в 2004-06 г.г.

Модернизация активных зон, повышение выгорания топлива и улучшение показателей экс плуатации реактора БН-600 во многом определялись результатами испытаний экспериментальных реакторных сборок, к которым относятся изделия, по каким-либо параметрам (конструкционные особенности, материалы элементов, топливная композиция, назначенный ресурс, условия эксплуа тации) отличающиеся от штатных. Испытаны около трхсот пятидесяти ЭТВС различной конст рукции, с разными материалами и топливом. Кроме того, более тысячи ТВС штатной конструк ции испытаны на повышенные выгорания и повреждающие дозы.

Активная зона 01 эксплуатировалась с 1980 г. по 1986 г. Сборки зоны большого обогащения работали с перестановками от периферии к центру и поворотами на 180 о после каждой микрокам Таблица 1.1 - Основные проектные характеристики активных зон реактора БН- Характеристика 01 (1980-86 г.г.) 01М (1988-91г.г.) 01М1 (1993-2004 г.г.) 01М2 (2006 -…) г.г.

Максимальная тепловая мощность, МВт 1470 1470 1470 Диаметр / высота АкЗ при Ткомн, мм 2058/750 2058/1000 2058/1030 2058/ Высота верхнего/нижнего/бокового экрана, мм 400/400/1550 300/380/1580 300/350/1580 300/350/ Кол-во ячеек реактора:

- общее, шт 966 966 966 - ТВС (ЗМО/ЗСО/ЗБО/всего) 215/-/154/369 136/94/139/369 136/94/139/369 136/94/139/ - ТВС (ВБЗВ/НБЗВ/всего) 161/218/379 161/201/362 161/217/378 161/217/ - стержни (АЗ/АЗ-П/КС/РС/всего) 5/1/19/2/27 5/1/19/2/27 5/1/19/2/27 5/1/19/2/ - ФНИ/ВРХ/под сборки стальные/технологические 2/163/19/7/191 2/179/19/8/208 2/163/19/8/192 2/163/19/8/ Назначенный ресурс:

-ТВС ЗМО/ЗСО/ЗБО, эф. сут. 200/-/300 330/330/495 480/480/480 560/560/ -ТВС ВБЗВ, эф. сут. 400 660-1155 640-1120 640- -ТВС НБЗВ, эф. сут. 800-1800 1155-1815 1120-1760 1280- -стержени КС и РС, эф. сут. 350 365 365 -стержени АЗ и АЗ-П,, ФНИ, эф. сут. 350 365 365 -гильзы стержней СУЗ, эф. сут. 350 500/660 500/660 -технологические гильзы, год 5 5 5 Схема перегрузки ЗМО/ЗСО/ЗБО, МК 2/-/3 2/2/2-3 3/3/3 4/4/4 - Длительность микрокампании, эф.сут 100 165 160 140 Обогащение топлива по U-235 ЗМО/ЗСО/ЗБО, % 21/-/33 17/21/26 17/21/26 17/21/ Материалы ТВС АкЗ :

- чехла Х16Н11М3 ауст. Х16Н11М3Т х.д. ЭП-450 ЭП- - оболочек ЭИ-847 ауст. ЭИ-847 х.д. ЧС-68 х.д. ЧС-68 х.д.

Размер чехла ТВС «под ключ», мм 96х2 96х2 96х2 96х Диаметр оболочек твэлов АкЗ/ БЗВ, мм 6,9х0,4/14,0х0,4 6,9х0,4/14,0х0,4 6,9х0,4/14,0х0,4 6,9х0,4/14,0х0, Длина твэлов АкЗ/ БЗВ, мм 2400/1788 2400/1980 2400/1980 2400/ Длина газовой полости твэлов АкЗ/БЗВ, мм 808/160 653/310 653/310 653/ Кол-во твэлов ТВС АкЗ/ БЗВ, шт 127/37 127/37 127/37 127/ Макс. лин. нагрузка, кВт/м 54,0 47,2 47,1 47, Макс. т-ра оболочки, оС 710 710 710 Макс. выгорание топлива:





- ЗМО/ЗСО/ЗБО, % т.а. 5,1/-/7,2 6,5/6,9/8,3 9,0/9,5/10,0 10,1/10,6/11, - МВт сут/кгU 42,5 44,5 60,0 70, Макс. повр. доза на оболочку (ЗМО/ЗСО/ЗБО), сна 40/-/44 53/51/54 75/72/69 82/79/ ЗМО/ЗСО/ЗБО – зоны малого/среднего/большого обогащения;

АЗ – аварийная защита;

КС – компенсирующий стержень;

РС – регулирующий стержень;

ВБЗВ/НБЗВ – внутренняя/наружная боковые зоны воспроизводства;

ФНИ – фото - нейтронный источник;

ВРХ – внутриреакторное хранилище;

СУЗ – система управления и защиты пании. ТВС зоны малого обогащения равномерно перегружались после эксплуатации без поворо тов и перестановок. Основное количество ТВС ЗБО и ВБЗВ перегружались с перестановками от периферии к центру, ТВС наружной боковой зоны воспроизводства работали без перестановок.

В процессе эксплуатации активной зоны 01 реактор почти каждую микрокампанию работал с твэлами, разгерметизировавшиеся оболочки которых имели дефекты как пропускающие только газообразные продукты деления (негерметичность «по газу»), так и допускающие контакт топли ва с теплоносителем (негерметичность «по топливу»). Повреждение оболочек до контакта топлива с теплоносителем характерно было для твэлов ТВС зоны большого обогащения. Наблюдалась и массовая разгерметизация твэлов ВБЗВ. Опыт эксплуатации зоны 01 показал, что реактор может работать в течение определенного времени с поврежденными твэлами без нарушений условий и пределов безопасной эксплуатации. В результате послереакторных исследований ТВС ЗБО, про веднных с непосредственным участием автора, было установлено, что твэлы, оболочки которых изготавливались из стали ЭИ-847 ауст., теряли герметичность из-за значительного распухания и деградации механических свойств стали под облучением. Разгерметизации твэлов способствовали вытеснители, изготовленные из стали 12Х18Н10Т, которые вследствие значительного радиацион ного распухания удлинялись, искривлялись и внедрялись в межтвэльное пространство. Разгерме тизацию обуславливало также искривление чехлов вследствие большой радиальной неравномер ности нейтронного потока по ТВС. Значительное влияние оказывали и повороты ТВС с переста новками от периферии к центру. Для исключения разгерметизации твэлов с участием автора были разработаны и внедрены рекомендации по замене материалов оболочек и вытеснителей на более радиационно-стойкие, по изменению конструкции твэлов БЗВ (гладкие оболочки вместо ребри стых, ленточное дистанционирование твэлов, увеличение объема газосборника, фиксация брике тов). С целью смягчения режимов эксплуатации оптимизированы перестановки и повороты, для ТВС ВБЗВ дополнительно снижены линейные нагрузки до 48 кВт/м, радиальная неравномерность флюенса и выгорание топлива до 1,3% т.а. В результате массовая разгерметизация прекратилась.

Необходимость повышения экономичности работы реактора с активной зоной 01 потребовала проверки ряда перспективных материалов с целью снижения радиационного формоизменения чехлов ТВС и оболочек твэлов. В качестве материалов чехлов испытывались стали аустенитного класса 08Х16Н11М3Т х.д., ЭП-172 х.д., ЭИ-448 х.д. и стали ферритно-мартенситного класса ЭП-450, 05Х12Н2М, ЭП-823, для оболочек твэлов – аустенитные стали ЭИ-847 х.д., ЭП-172 х.д., ЧС-68 х.д. Всего в зоне 01 отработало около полутора сотен экспериментальных ТВС (ЭТВС) с различными модификациями материалов чехлов и оболочек твэлов. Основные характеристики ЭТВС представлены в таблице 1.2. На основании результатов послереакторных исследований, проведнных с непосредственным участием автора, ряд перспективных материалов для дальней шего использования был отвергнут.

Максимальное выгорание топлива 8,3 % т.а. было достигнуто в модернизированной активной зоне 01М. Основные отличия АкЗ 01М от АкЗ 01 заключались в: применении трех зон обогаще ния по урану-235 (17%, 21% и 26%) вместо двух, увеличении высоты активной части твэлов от 750 до 1000 мм и снижении максимальной линейной нагрузки на твэл от 54 до 47 кВт/м. В каче стве материала чехловых труб ТВС активной зоны 01М выбрана сталь 08Х16Н11М3Т х.д., для оболочек твэлов – ЭИ-847 х.д., для которых степень холодной деформации составляла (12 15)% и 20+3-2 %, соответственно.

В переходный период от зоны 01 к зоне 01М негерметичных модернизированных твэлов не бы ло. Продолжалась разгерметизация твэлов первого типа загрузки в наружном ряду ЗБО и во внут риреакторном хранилище. Как было показано в результате послереакторных исследований, прове днных с участием автора, разгерметизация в ВРХ происходила из-за снижения расхода теплоно сителя через ТВС вследствие образования отложений в кольцевых зазорах между хвостовиками сборок и гнездами напорного коллектора. Разгерметизация практически прекратилась после при нятия мер по увеличением диаметра запиточных отверстий. В результате превалирующий расход теплоносителя осуществляется по настоящее время частично через кольцевые зазоры и в основном через запиточные отверстия, суммарная площадь сечения которых гарантировано охлаждает отра ботавшей ТВС (ОТВС) даже при полном прекращении расхода через кольцевой зазор.

Таблица 1.2 - Максимальные параметры экспериментальных ТВС реактора БН- Тип Тип ЭТВС Количество Выгорание то- Повреждающая АкЗ (материалы чехла/оболочек/топлива) ЭТВС, шт. плива, % т.а. доза, сна ЗМО/ ЗСО/ ЗБО ЗМО/ ЗСО/ ЗБО ЗМО/ ЗСО/ ЗБО ЭП-450/ЭИ-847 х.д./UO2-штатное 01 63/--/17 7,6/--/7,0 62/--/ ЭП-450/ЧС-68 х.д./UO2-штатное 9 в ЗМО 11,6 01М ЭП-450/ЧС-68 х.д./UO2-штатное 12/15/13 8,1/9,6/10,1 64/74/ ЭП-450/ЭП-172 х.д./UO2-штатное 28/28/22 9,3/10,8/11,7 81/87/ 05Х12Н2М/ЧС-68 х.д./UO2-штатное 4/4/4 7,7/8,4/8,6 61/61/ 05Х12Н2М/ЧС-68 х.д./UO2-штатное 4/4/4 7,5/7,9/8,7 60/59/ ЭП-450/ЧС-68 х.д./UO2-штатное (материало- 3 в ЗМО 7,6 ведческая) 08Х16Н11М3Т***/ЭП-172** х.д./UO2-PuO2-вибро 2 в ЗМО 9,6 05Х12Н2М***/ЧС-68 х.д. **/UO2-PuO2-вибро 4 в ЗМО 9,5 ЭП-450/ЭП-172 х.д.**/UO2-PuO2-таблеточное 2 в ЗМО 10,3 ЭП-450/ЧС-68 х.д.**/UO2-PuO2-таблеточное 2 в ЗМО 10,3 01М1 ЭП-450/ЧС-68 х.д./UO2-штатное (продленный 7 в ЗБО 11,7 ресурс) ЭП-450/ЭП-450+ЧС-68х.д.*/UO2-штатное 3/--/2 9,4/--/9,4 78/--/ ЭП-450***/ЧС-68 х.д.**/UO2-PuO2-таблеточное 8/8/-- 11,8 ЭП-450/ЧС-68 х.д./UO2-PuO2-таблеточное --/5/10 8,9 05Х12Н2М***/ЧС-68 х.д. **/UO2-PuO2-вибро 3 в ЗМО 10,5 ЭП-450***/ЧС-68 х.д.**/UO2-PuO2-вибро 1 в ЗМО 9,0 ЭП-450***/ЧС-68 х.д.**/UO2-PuO2-вибро 3 в ЗМО **** **** * - пучок твэлов содержит центральные твэлы с оболочками из стали ЧС-68 х.д. и периферийный ряд твэлов с обо лочками из стали ЭП-450;

** - диаметр оболочек твэлов 6,6х0,4 мм;

***- размер чехла «под ключ» 94,5х2,5 мм;

****- находятся в реакторе Активная зона первой модернизации эксплуатировалась в течение 1988 1991 г.г. Фактически достигнутые значения выгорания соответствовали проектным. Этот период характеризовался еди ничными случаями разгерметизации твэлов: газовая неплотность твэлов в 2-х штатных ТВС и в двух экспериментальных ТВС с виброуплотненным урановым топливом.

В активной зоне 01М и в переходный период к зоне второй модернизации 01М1 продолжали испытываться стали ЭП-450, ЭП-823, 05Х12Н2М, ЧС-68 х.д., ЭП-172 х.д. В результате отбора к концу срока эксплуатации зоны 01М превалировали стали ЭП-450 для чехлов ТВС и ЧС-68 х.д.

для оболочек твэлов. В обоснование применения этих материалов в качестве штатных активной зоны 01М1 около четырх тысяч пятьсот твэлов облучено до выгораний 8,5-9,0% т.а. при повреж дающих дозах 70-80 сна, более шестисот твэлов - до выгораний 10,0-11,0% т.а. при дозах 80- сна, твэлы одной штатной ТВС - до выгорания 11,6% т.а. при максимальной повреждающей дозе 94 сна.

Перевод реактора на активную зону второй модернизации 01М1 с максимальным выгоранием топлива 10% т.а. проведен в период 1991 - 1993 г..г. Для обеспечения необходимого запаса реак тивности увеличена загрузка топлива в ТВС за счет увеличения высоты активной части до мм и эффективной плотности топлива с 8,5 до 8,6 г/см3. Наружная боковая зона воспроизводства увеличена на 16 ТВС, количество ячеек внутриреакторного хранилища соответственно уменьше но. ТВС боковой зоны воспроизводства эксплуатируются до достижения следующих критериев:

максимальное удельное тепловыделение не более 48 кВт/м, максимальное выгорание менее 1,6% т.а., общее время облучения не более 5 лет при работе реактора на номинальной мощно сти. Активная зона 01М1 по комплектации сборками зон обогащения не отличается от предыду щей зоны 01М.

В качестве конструкционных материалов ТВС зоны 01М1 приняты: для чехловых труб - сталь ЭП-450, для оболочек – ЧС-68 х.д. Реактор с активной зоной второй модернизации отработал с 1993г. до 2004 г. В этот период длительность двух микрокампаний была увеличена по сравнению с проектной 160 эф. сут. до 247 эф. сут. с короткой остановкой после 180 эф. сут. и до 264 эф.

сут. спустя 120 эф. сут. Перегрузка ТВС при этом не производилась. Наработка ТВС превышала проектное значение 480 эф. сут. и достигала 558 эф. сут. при максимальной средней энерговыра ботке ~ 70 МВт сут/кг. Фактически достигнутые максимальные параметры эксплуатации штатных ТВС по сравнению с проектными (таблицы 1.1, 1.3) составили: наработка –558 эф. сут. (на пери ферии ЗБО – 713 эф. сут.), выгорание – 11,1 % т.а. в ЗБО, повреждающая доза – 81 сна в ЗМО. В этот период выявлен всего 21 случай разгерметизации твэлов в активной зоне, 2 – в ВРХ. В четы рех ТВС дефекты оболочек развивались до контакта топлива с теплоносителем, в остальных – ос тавались на стадии газовой неплотности (в отдельных случаях дефекты закрывались в реакторе).

Таблица 1.3 -Проектные и фактические максимальные значения выгорания топлива и повреж дающей дозы для штатных ТВС активной зоны 01М1/01М Проектные Фактические Тип ТВС Повреждающая доза, Выгорание топлива, Повреждающая доза, Выгорание топлива, сна % т.а. сна % т.а.

ЗМО 75/82 9,0/10,0 81 9, ЗСО 72/79 9,5/10,6 77 10, ЗБО 69/75 10,0/11,2 74 10, На настоящий момент на штатном топливе максимальное значение выгорания 11,7 % т.а. дос тигнуто в ЗБО 01М в ЭТВС с чехлом из стали ЭП-450 и с оболочками твэлов из стали ЭП-172 х.д., а максимальная повреждающая доза 94 сна - в штатной ТВС ЗМО 01М1 с чехлом из стали ЭП-450 и с оболочками твэлов из стали ЧС-68 х.д. Рекордная повреждающая доза 108 сна достигнута при облучении контейнера с материаловедческими образцами в одной трх материало ведческих ТВС.

Практически все из эксплуатировавшихся в реакторе БН-600 типов реакторных сборок прошли первичные послереакторные исследования. Перечни ОТВС, органов СУЗ и других сборок, ин спектированных в бассейне выдержки БН-600 и исследованных в горячей камере БН-600, их ос новные параметры эксплуатации (в том числе и условия облучения) в подробным и обобщнном видах представлены в тексте главы 1 и в приложениях к диссертации.

В бассейне выдержки определены геометрические размеры 1028-ми сборок: 688-и ТВС, 132-х стержней СУЗ (49 ст. АЗ, 76 ст. КС, 7 ст. РС), 155-ти гильз стержней СУЗ (36 гильз ст. АЗ, 105 ст. КС, 14 - ст. РС), 33-х сборок нейтронной защиты выгородки элеватора и пакетов-имитаторов. В горячей камере исследовано 59 ТВС (~3000 твэлов). Образцы элементов выбирались для материа ловедческих исследований в «горячих» лабораториях СФ НИКИЭТ, ФЭИ, НИИАР.

Во второй главе описаны направления, методы и средства первичных послереакторных иссле дований облученных элементов конструкций активной зоны БН-600.

Точность предсказания и обоснования работоспособности элементов активной зоны во многом определяется знанием физико-механических, радиационных и теплофизических свойств конст рукционных и делящихся материалов, их изменений в процессе облучения, а также наличием на дежных экспериментальных данных о поведении реальных внутриреакторных конструкций в ста ционарных, переходных и аварийных режимах эксплуатации. В результате массовых первичных послереакторных исследований, проводимых в «горячей» камере и бассейне выдержки БН-600, собираются экспериментальные данные по влиянию отдельных факторов на поведение штатных и экспериментальных ТВС, изделий СУЗ, облучательных устройств и других выемных конструкций.

Получаемая информация важна для анализа работоспособности и безопасности существующих конструкций элементов активных зон быстрых реакторов и оптимизации разрабатываемых конст рукций, конструкционных материалов, режимов их эксплуатации.

Надежность получаемых данных послереакторных исследований элементов и материалов реак торных сборок определяется, в основном, степенью проработки методологии проведения иссле дований и уровнем их методического обеспечения.

Методология проведения первичных послереакторных исследований полноразмерных сборок реактора БН-600 базируется на традиционных принципах реакторного материаловедения приме нительно к условиям эксплуатации промышленного энергоблока.

Объекты исследования определяются целями реакторных испытаний опытных изделий и выяв ления причин выхода из строя штатных реакторных сборок. Реакторные испытания и штатная эксплуатация реакторных сборок сопровождаются обязательным этапом анализа расчетно экспериментальных данных условий их эксплуатации в реакторе, а также всей историей обраще ния со сборками от изготовления до утилизации.

При постановке задач послереакторных исследований выбираются представительные сборки из числа отработавших в реакторе. Cборки следующих типов:

- Экспериментальные сборки, в которых применены новые материалы или новые конструк торские решения для повышения их ресурса и надежности. Реакторные ресурсные испытания та ких сборок проводятся поэтапно. Ресурс этапов испытаний назначается на основе расчетно экспериментального обоснования, базирующегося на накопленном опыте облучения материалов, конструкций и их послереакторных исследований.

- Штатные сборки, которым назначается повышенный ресурс с целью определения границ достижения предельного состояния работоспособности по различным эксплуатационным пара метрам.

Таблица 2.1 – Методическое обеспечение первичных исследований Методика Назначение, цель Визуальный - внешний вид составных элементов контроль - видимые изменения от различных воздействий - определение кривизны, спиральности - выявление дефектных участков - обнаружение отложений и налетов Определение - измерение размеров диагоналей и между гранями шестигранного сечения в зависимости геометричес- от высоты сборки ких размеров - сопоставление условиям облучения сборок - определение дознотемпературных зависимостей и параметров распухания, ползучести Определение - измерение удлинения геометричес- - измерение внешнего диаметра оболочки по высоте элемента ких размеров - измерение овализации оболочки на различных участках оболочек эле- - определение профиля поперечного сечения оболочки ментов - построение образа формоизменения оболочки - определение дознотемпературных зависимостей и параметров распухания Определение - определение газового объема твэла параметров - определение давления газа под оболочкой внутритвэль- - определение количества накопившегося газа (при нормальном давлении) ного газа - оценка напряжений в оболочке Импульсная - определение состояния оболочки (наличие и локализация дефектов, магнитных включе вихретоковая ний, аномальных областей) дефектоско- - определение состояния топливных сердечников (локализация аномалий) установление пия областей контакта топлива с оболочкой Гамма- - определение р\а нуклидного состава гамма-излучателей на различных участках сборки и спектромет- е элементов рические ис- - определение герметичности твэлов по наличию криптона-85 в газовой полости следования - установление пространственных распределений активности радионуклидов - определение состояния топливного столба определение газовыделения из топлива - верификация расчетных условий облучения Нейтронное - определение эффективной плотности топливного сердечника по радиусу и высоте сканирование - наличие центрального отверстия и аномалий топлива Электропоте- - определение электрического сопротивления оболочки нциальный ме- - локализация областей выделения вторых фаз тод - обнаружение дефектов оболочки, е разностенности Другие методы - определение термического сопротивления зазора топливо-оболочка - измерение коэффициента линейного расширения оболочечных материалов - Штатные аварийные сборки с преждевременной выработкой ресурса, которая обусловлена, как правило, или недостатками в проработке материалов и конструкций, или отклонениями в тех нологиях их изготовления, или особенностями эксплуатации изделий.

- Экспериментальные устройства, предназначенные для проведения облучения конструкци онных материалов и наработки изотопов.

До начала 1990-х годов внедрение новых конструкционных материалов для использования в быстром реакторе большой мощности происходило поэтапно. Первоначально изучались образцы конструкционных материалов лабораторных и опытно-промышленных плавок после имитацион ного и реакторного облучения в исследовательских и/или опытно-промышленных реакторах типа БР, БОР-60, БН-350, БН-600. После первичного отбора материалов и изготовления из них изделий проводились реакторные испытания экспериментальных сборок в быстрых реакторах небольшой мощности и всесторонние послереакторные исследования в горячих лабораториях отрасли. В ре зультате проработанные материалы и конструкции в составе полномасштабных эксперименталь ных сборок поступали (и поступают) в реактор большой мощности БН-600 на испытания, после которых проводятся первичные послереакторные и последующие материаловедческие иссле дования. На основании результатов исследований и экспертной процедуры принимаются решения о внедрении конструкций в штатную эксплуатацию. В последние 10-15 лет предпочтение имеют форсированные реакторные испытания полномасштабных сборок.

В таблице 2.1. представлена общая характеристика методов первичных послереакторных ис следований, с помощью которых осуществляется визуальный контроль состояния сборок в целом и после их разделки (разборки), измеряются геометрические размеры элементов, определяются герметичность твэлов и параметры внутритвэльного газа, состояние топливных сердечников и распределение продуктов деления и активации. Для обнаружения дефектов оболочек применяется импульсная вихретоковая дефектоскопия, измеряется электросопротивление оболочек. Для от дельных твэлов проводилась нейтронная радиография, измерения термического сопротивления за зора между топливом и оболочкой.

В создании методической базы первичных исследований совместно с Белоярской АЭС прини мали участие ВНИИНМ и его филиала на МСЗ, БН-350, СФНИКИЭТ/ИРМ, НИИАР, ФЭИ. В конце 1980-х годов с появлением и развитием компьютерной техники была осуществлена модер низация методического обеспечения первичных исследований. Начиная с 2000 г., продолжается вторая модернизация. Установки, создаваемые на основании накопленного опыта, можно рассмат ривать как прототипы для горячего корпуса строящегося реактора БН-800.

В третьей главе систематически изложены результаты комплексных исследований:

состояния элементов отработавших реакторных сборок;

работоспособности ТВС с твэлами, для комплектации которых использовались чехлы и оболочки из различных сталей, оксидное урановое или смешанное уран-плутониевое топливо (таблеточное и виброуплотненное);

исследования масштаба и причин разгерметизации твэлов на различных этапах эксплуата ции реактора БН-600.

3.1. Формоизменения элементов реакторных сборок 3.1.1. Чехлы ТВС. В общем случае формоизменение чехлов ТВС обусловлено не только радиа ционным распуханием, но и радиационной и термической ползучестью, возникающих под давле нием натриевого теплоносителя в слое между пучком твэлов и чехлом. В соответствии с известной методикой, разработанной в ФЭИ, в приближении равномерности вакансионного распухания по всему периметру шестигранника считается, что увеличение размеров диагоналей обусловлено только радиационным распуханием, а увеличение размеров «под ключ» – совместным воздействи ем распухания и ползучести.

Для описания дозно-температурных зависимостей распухания, определяемого из изменения размеров диагоналей шестигранника, использовалась функция:

(T-Т0) 2 ) (D-D0) (1), R= V/V0 = dR/dD eхp( где R - распухание (относительное изменение объема Vо), %;

D – повреждающая доза, сна;

Т температура облучения, 0С;

dR/dD - скорость распухания, %/сна;

T0 - характеристическая тем пература максимального распухания;

- параметр порядка коэффициента диффузии вакансий, К-2;

D0 - инкубационная доза, сна. Температурная область распухания дискретно разбивалась на интервалы, для которых строились зависимости распухания от повреждающей дозы. Экспери ментальные данные описывались в приближении:

R(D) = V/V0=dR/dD (D-D0(T)) (2), Параметры dR/dD, To,, D0 определялись методом наименьших квадратов по наилучшей схо димости экспериментальных данных и результатов расчета.

Модули радиационной ползучести определялись по известной методике, согласно которой вклад в изменение размера «под ключ» от радиационной ползучести описывается зависимостью:

S/So =B D p S2/2 (1+S2(1- 2)/72 )/S0 (3) где So – исходный размер «под ключ», мм;

В – модуль радиационной ползучести, (МПа сна)-1;

р – давление теплоносителя, МПа;

- толщина грани, мм;

- модуль Пуассона.

Рисунки 3.1, 3.2 иллюстрируют типичные исходные данные. Обобщенные данные по характе ристикам ТВС приведены в таблице 2.1.

Параметры радиационного распухания и ползучести материалов чехлов ТВС приведены в таб лице 3.1 и на рисунках 3.3, 3.4.

Использовавшиеся первоначально чехлы из стали 08Х16Н11МЗ м.т.о. обработки показали низ кую стойкость к радиационному распуханию и ползучести (рисунок 3.1). Инкубационная доза рас пухания составляет 15-20 сна. Легирование стали 08Х16Н11МЗ титаном (массовая доля 0,2-0,4%) и 20%-ная холодная деформация повысили радиационную стойкость к формоизменению чехлов из стали 08Х16Н11МЗТ х.д. (рисунок 3.4). Изменения размеров чехлов из этой стали при повреж дающей дозе менее 50 сна незначительны. Максимальное формоизменение чехлов из стали 08Х16Н11МЗ и 08Х16Н11МЗТ наблюдается при близких температурах 430-450°С. Инкубационная доза возросла до 35-45 сна. Однако при повреждающих дозах 50 70 сна скорости распухания и пол зучести велики (~0,1) %/сна и ~2,0 10~6 (МПа/сна), соответственно, что не позволило рекомендо вать сталь 08Х16Н11МЗТ х.д. в качестве материала чехлов ТВС на достижение выгорания 10% т.а. и более.

Испытания двух ТВС с чехлами из стали ЭП-172 х.д., легированной бором с содержанием до 0,008 % масс. и ниобием с содержанием 0,35-0,9 % масс., выявили неожиданно большое формо изменение чехлов при дозе 50-60 сна. В результате исследований, проведенных во ВНИИНМ для вы явления причин такого неудовлетворительного поведения материала, хорошо зарекомендовавшего се бя при предварительных испытаниях, было установлено, что основными причинами являлись неоп тимальная степень холодной деформации, ее неравномерность по периметру и длине чехла, а также значительный разброс свойств материала по толщине стенки чехла.

В качестве чехлового материала испытывали также аустенитную сталь ЭИ-448 х.д., легированную титаном и максимально приближенную по своему составу к зарубежному аналогу - стали 316Ti, но отличающуюся от нее содержанием титана и углерода (0,5-0,7 и 0,7% масс. вместо 0,4 и 0,5% масс. в стали 316Ti, соответственно). Несмотря на то, что при повреждающей дозе 35-65 сна изменения раз меров чехлов из стали ЭИ-448 х.д. составляют промежуточное состояние между соответст вующими значениями для сталей 08Х16Н11МЗ м.т.о. и 08Х16Н11МЗТ х.д., эта сталь подвержена сильному охрупчиванию, что привело к случаю разрушения одной из сборок при технологических операциях в реакторе.

Наименьшим формоизменением характеризуются чехлы, изготовленные из ферритно мартенситных сталей ЭП-450, ЭП-823 и 05X12Н2М (рисунки 3.1, 3.2). Формоизменение чехлов из стали ЭП-450 при дозе ~90 сна обусловлено главным образом радиационной и термической ползу честью, поскольку диагональные размеры почти не изменяются. Максимальное изменение разме ров соответствует температуре облучения 400-430°С. Для чехлов из стали 05X12Н2М наблюдается Рисунок 3.1 – Формоизменение чехловых труб штат- Рисунок 3.2 – Изменение поперечных раз ных ТВС активных зон 01 (1), 01М (2) и 01М1 (3) в зави- меров чехловых труб в зависимости от высо ты активной зоны (температуры облучения и симости от повреждающей дозы при температурах мак симального изменения (1-08Х16Н11М3 м.т.о, 2– повреждающей дозы) 08Х16Н11М3Т х.д., 3–ЭП450) Рисунок 3.3 - Параметры распухания стали Х16Н11М3 Рисунок 3.4 Параметры распухания стали м.т.о. в зависимости от температуры облучения при Х16Н11М3Т х.д. в зависимости от темпера различных скоростях набора повреждающей дозы: туры облучения АкЗ - (1 2)х10-6 сна/c, ВБЗВ - (2 7)х10-7 сна/c Таблица 3.1 - Параметры радиационного распухания и ползучести материалов чехлов ТВС To, оС dR/dD, %/сна D0, сна Модуль ползучести, МАРКА СТАЛИ, 10-4 К- ( при To) 10-6 (МПа сна)- 08Х16Н11М3 м.т.о. 1-3 [ФЭИ, БАЭС] 0,20 0,07 450 10 -(1,1 0,1) 15 08Х16Н11М3Т х.д. 0,5-2,6 [ФЭИ, БАЭС] 0,12 0,04 430 10 -(3,8 0,6) 35 ЭП-450 0,4 [ФЭИ, БАЭС] 0,02 - 400 второй высокотемпературный максимум изменения размера «под ключ», отсутствующий для чехлов из стали ЭП-450 и связанный с термической ползучестью при 480-500°С.Диагональные размеры чех лов из стали 05Х12Н2М не изменяются, изменения размеров «под ключ» незначительно выше тако вых для стали ЭП-450 при близкой повреждающей дозе. Модуль радиационной ползучести стали 05Х12Н2М равен (0,5-2,0) 10-6 (МПа/сна), тогда как для стали ЭП-450 он не превышает 0,4-10-6 (МПа/сна).

Таким образом, в результате реакторных испытаний и послереакторных исследований материалов чехлов ТВС, проведнных с участием автора, наиболее перспективными признаны стали ферритно мартенситного класса ЭП-450, 05X12Н2М и ЭП-823. Наиболее проработанная сталь ЭП-450 приня та в качестве штатного материала чехлов ТВС активных зон 01М1 и 01М2. Результаты линейной аппроксимации в консервативном приближении с учетом разброса данных показывают, что харак теристики радиационного распухания и радиационной ползучести стали ЭП-450 позволяет достичь повреждающие дозы ~140 сна (выгорание топлива ~19 % т.а.).

3.1.2. Материалы внутрикорпусных устройств (ВКУ). С целью изучения влияния скорости набора повреждающей дозы на радиационного распухания материалов, из которых изготовлен корпус реактора БН-600 и его ВКУ, автором проведн анализ параметров распухания сталей типа Х18Н9, Х18Н9Т, Х18Н10Т и Х16Н11М3, полученных при облучении в активной зоне и на пери ферии реактора БН-600. При этом привлекались данные, полученные при облучении сталей в ре акторах БР-5 и БОР-60.

В ряде работ предполагалось, что при уменьшении скорости набора повреждающей дозы в характерном для быстрых реакторов интервале 10-710 –6 сна/с температурная область распу хания аустенитных сталей типа 304, 316 смещается в низкие температуры со скоростью 60-70 оС на порядок изменения скорости набора дозы. При этом при одинаковых температурах об лучения распухание при более медленных скоростях набора повреждений должно иметь скорость больше, чем при более высоких скоростях. Это так называемый «эффект температурного сдвига распухания». Как видно из представленных на рисунках 3.3, 3.5 результатов, несмотря на значи тельное различие в скоростях набора повреждающей дозы на периферии и в центре реактора (прак тически на порядок) ожидаемого эффекта на сталях, являющихся аналогами сталей 304 и 316, не на блюдается в пределах неопределнности расчта температуры облучения и повреждающей дозы.

Показано, что «температурный сдвиг» распухания составляет для условий облучения в реакто ре БН-600 величину не более (2050) 0С. Эта величина порядка неопределнности температуры облучения толстостенного оборудования. На основании этого вывода и данных, представленных в таблице 3.2 по результатам облучения материалов на периферии реактора, в работе сделан прогноз распухания материалов ВКУ на ресурс эксплуатации реактора БН-600, продлнного от 30 до лет.

Таблица 3.2 - Параметры радиационного распухания материалов ВКУ To, оС Температура МАРКА СТАЛИ, 10-4 К- dR/dD, D0, облучения, 0С сна %/сна 12Х18Н10Т (толстостенные чехлы) 380 560 0,35 0,07 475 25 23 5 -(42 14) 09Х18Н9 (материаловедческие образцы) 380 550 0,10 0,02 460 20 15 8 -(1,5 0,4) Х18Н9Т (чехол ТВС БР-5) [НИИАР] Нет Нет дан 430 460 0,16 0,06 данных ных Х18Н9 (гильза СУЗ БОР-60) [НИИАР] 370 500 0,25 0,05 445 25 15 10 -(6 4) 3.1.3. Гильзы СУЗ. К настоящему времени проведены измерения множества гильз СУЗ штатной конструкции из стали ЭП-150, а также экспериментальных и штатных гильз из стали 08Х16Н11МЗ, 05Х12Н2М, ОЗХ21Н32МЗБ, 07Х15Н35МЗ, ЭП-450.

Сталь ЭП-150 (дисперсионно-твердеющая ау стенитного класса) применяли в качестве мате риала гильз СУЗ первой загрузки. На поверхность гильз, представляющих собой шестигранные бол ванки с размерами «под ключ» 96 мм и просвер ленными внутри отверстиями, было нанесено тер модиффузионное хромо-нитридное покрытие.

При эксплуатации гильзы достигли повреждаю щие дозы ~ (35-50) сна. Изменение размеров гильз составило ~(2-3)% (распухание 7 1%).

Гильзы разрушилась или имели трещины. В ре зультате анализа причин разрушения было уста новлено, что температурное состояние гильз СУЗ существенно зависит от характеристик стерж ней СУЗ, условий их размещения и режима пе ремещения в гильзах, конструкции узлов, цент рирующих стержни. В результате материаловед Рисунок 3.5 - Параметры распухания стали 18Cr-10Ni-Ti, облученной при скорости набора по- ческих исследований было обнаружено, что нане вреждающей дозы 2*10-7 сна/c в реакторе БН-600 сение хромо-нитридного покрытия способствует росту зерна в основном металле. Изменение кон (1а,1б) и 7*10-7 сна/с в БОР-60 (2а,2б) струкции гильз и исключение операции нанесе ния покрытия не улучшило их радиационную стойкость.

Для повышения ресурса гильз СУЗ были разработаны новые конструкции с использованием более радиационно-стойких материалов: двустенные гильзы СУЗ (наружная труба - шестигранник, внутрен няя - цилиндрическая). Двустенная конструкция позволила снизить перепад температуры на стенки гильзы и исключить силовое воздействие окружающих ТВС на внутреннюю трубу, в которой пере мещается стержень СУЗ. Были испытаны одностенные опытные гильзы из стали 08Х16Н11МЗ и ЭП-450 и двустенные гильзы, у которых внутренние трубы изготовлены из стали 03Х21Н32МЗБ, ЭП-450, 07Х15Н35МЗ, 05Х12Н2М, наружные - из стали 08Х16Н11МЗ. Однако сталь 08Х16Н11МЗ в состоянии после термомеханической обработки обладает низкой устойчивостью против распухания.

Обмер внутренней трубы одной гильзы из стали 03Х21Н32МЗБ показал значительное увеличение размеров при дозе 57 сна: существенная эллиптичность (4,5%), распухание составило 12-15%. Сталь характеризуется повышенной склонностью к охрупчиванию. Сталь 07Х15Н35МЗ более устойчива к распуханию ( V/V0= 3,6% при дозе 57 сна) и охручиванию и не уступает по радиационной стойко сти стали 08Х16Н11МЗТ х.д. при повреждающей дозе до 70 сна.

Поскольку ферритно-март енситные ст али 05X12Н2М и ЭП-450 характеризуются высоким уровнем физико-механических свойств и низким распуханием при высоких дозах, они обеспечи вают работоспособность гильз СУЗ в течение периода времени, необходимого для достижения вы горания топлива 11% т.а. и выше. Как и в случае с чехловыми трубами ТВС наиболее обоснована к применению сталь ЭП-450.

3.1.4. Стержни СУЗ. В качестве материала чехловых труб и шарнирных соединений стержней СУЗ первой загрузки использовалась сталь Х18Н10Т, на шарнирные соединения наносили хромонит ридное покрытие. При повреждающей дозе 33 сна диаметр дистанционирующих деталей увеличи вался на величину до 1,2%. При повреждающей дозе 40 сна увеличение составляло 4,1% и в неко торых случаях вызывало заклинивание стержней в гильзах.

В усовершенствованной конструкции стержней для уменьшения радиационного разогрева шар нирных соединений и улучшения условий контакта с гильзой уменьшили массу шарниров, увеличили диаметр проходного сечения для теплоносителя, уменьшили площадь соприкосновения буртиков со стенками гильзы. Была исключена операция нанесения высокотемпературного покрытия. В целом эти изменения лишь незначительно повлияли на работоспособность стержней: они обеспечивали достижения повреждающих доз не более 40-50 сна.

Для увеличения ресурса стержней и гильз СУЗ, обеспечивающих выгорание топлива в АкЗ (10-11) % т.а. и выше, вместе с конструктивными изменениями осуществлен переход на использо вание наиболее радиационностойких материалов: стали ЭП-450 для шарниров, концевых деталей, чехловых труб стержней и гильз;

стали ЧС-68 х.д. для оболочек пэлов.

3.1.5. Оболочки твэлов. Рисунки 3.6, 3.9 отражают все этапы модернизации активной зоны ре актора БН-600, сопровождавшиеся повышением стойкости к радиационному распуханию мате риалов оболочек, в качестве которых применялись стали ЭИ-847 ауст., ЭИ-847 х.д. и ЧС-68 х.д.

Общими для всех материалов являются:

- значительный разброс параметров распухания относительно средних значений в пределах одной ТВС и от сборки к сборке, который наравне с неопределенностью температуры облучения а б Изменение объема, % Рисунок 3.6 - Радиационное распухание оболочек в твэлов активных зон 01 (светлые значки – сталь ЭИ-847 ауст.), 01М (тмные значки ЭИ-847 х.д.) в зави симости от повреждающей дозы в интервале темпера тур облучения 460-500оС г д Высота активной зоны, отн. ед.

Рисунок 3.8 – Распухание оболочек твэлов, изготовленных из Рисунок 3.7 - Внешний вид пуч сталей ЭИ-847 ауст. (а), ЭИ-847 х.д. (б), ЭП-172 х.д. (в) и ка твэлов с оболочками из стали ЧС-68 х.д. (г – ТВС АкЗ 01М, д – ТВС АкЗ 01М1 в зависимо ЭИ-847 ауст. сти от высоты активной зоны (температуры облучения и по вреждающей дозы) - экспериментальные и штатные ТВС АкЗ 01М (1) - Экспериментальные ТВС - штатные ТВС АкЗ 01М1 (2) - ТВС НФ - экспериментальные ТВС с МОХ-топливом - ТВС БН- 3 - усредненное изменение а б Изменение объма, % Изменение объема, % 15 ЭТВС 03 99 [НИИАР] 10 5 40 50 60 70 80 Повреждающая доза, сна 40 50 60 70 80 Повреждающая доза, сна Рисунок 3.9 - Радиационное распухание материалов оболочек твэлов, изготовленных из сталей ЧС-68 х.д. (а) и ЭП-172 х.д. (б) в зависимости от повреждающей дозы при температурах облучения 460 500 оС (а) и 440 470 оС (б) (темные значки – оболочки твэлов с МОХ-топливом, светлые – оболочки твэлов со штатным топливом, обозначения – зав.№№ ЭТВС) твэлов в сборке обусловлен неоднородностью структуры материала, отклонениями химического состава в рамках требований технических условий;

- как показали результаты определения распухания методами профилометрии и плотностно метрии при реально возникающем давлении внутри твэлов в интервале выгорания до ~ 11% т. а.

формоизменение вызвано радиационным распуханием, радиационная ползучесть не проявляется.

Параметры распухания оболочечных сталей, определенные с помощью соотношений (1) и (2) по экспериментальным дозно-температурным зависимостям (рисунок 3.8) приведены в таблице 3.3.

В первой загрузке БН-600 применяли твэлы с оболочками из стали ЭИ-847 в аустенизированном состоянии. По критерию напряженно-деформированного состояния предельная деформация (5-6%) оболочки из этой стали достигается уже при повреждающих дозах 40-50 сна, инкубационная доза со ставляет всего 10-20 сна.

Таблица 3.3 - Параметры радиационного распухания материалов оболочек твэлов To, оС dR/dD, %/сна (при To,) D0, сна МАРКА СТАЛИ, 10-4 К- ЭИ-847 ауст. 0,40 0,02 480 10 20 5 -(0,7 0,1) ЭИ-847 х.д. 0,20 0,01 445 15 30 5 -(3,5 1,1) ЭП-172 х.д. * 0,27 0,03 450 3 37 3 (4,5 0,5) ЧС-68 х.д.* 0,30 0,05 470 10 47 5 -(1,5 0,3) ЧС-68 х.д.** 0,5 0,1 485 15 45 5 -(2,5 0,4) Примечание: *- облучение в активных зонах 01 и 01М экспериментальных твэлов, **- облучение в зонах 01М и 01М1 штатных твэлов Наблюдалась сильная зависимость распухания от содержания кремния в пределах требований ТУ (0,3-0,6) % масс., которая ярко проявилась в различном удлинении твэлов (рисунок 3.7).

Применение 20%-ной холодной деформации значительно повышает стойкость стали ЭИ-847 к радиационному распуханию. Наряду с уменьшением распухания холодная деформация смещает его максимум в область более низкой температуры облучения и сужает полуширину пика распухания (ри сунки 3.8 а,б). Инкубационная доза распухания повышается примерно вдвое. Предельная дефор мация оболочек может быть достигнута при дозе, превышающей 70 сна. Однако в результате мате риаловедческих исследований на некоторых оболочках твэлов, облученных до 70 сна, обнаружены зоны повышенного коррозионного взаимодействия оболочки с продуктами деления. Наряду с общим ухудшением механических свойств отдельные участки оболочек приобрели нулевую пластичность уже при повреждающей дозе 40 сна. С учетом этого работоспособность оболочек твэлов из стали ЭИ-847 х.д. ограничивается дозами 55-60 сна.

Реакторные испытания и послереакторные исследования экспериментальных ТВС с оболочками из стали ЧС-68 х.д. и ЭП-172 х.д. показали их перспективность: при повреждающих дозах 45-55 сна формоизменение оболочек оказалось значительно меньше по сравнению с наблюдаемым для оболочек из стали ЭИ-847 х.д. На выбор стали ЧС-68 х.д. в качестве материала для изготов ления оболочек штатных твэлов активной зоны второй модернизации повлияли следующие осо бенности поведения оболочек из сталей ЧС-68 х.д. и ЭП-172 х.д. (рисунки 3.8, 3.9):

- При близких повреждающих дозах разброс данных по распуханию оболочек из стали ЭП-172 х.д. значительно больше по сравнению со сталью ЧС-68 х.д. опытных плавок. Анализ со держания вводимых для снижения распухания таких легирующих элементов, как титан в стали ЧС-68 х.д. (до 0,5% масс.) и ниобий, бор в стали ЭП-172 х.д. (0,35-0,9 и до 0,008% масс., соот ветственно), показал, что по сертификатным данным на колебания содержания титана в оболоч ках из стали ЧС-68 х.д. значительно меньше колебаний содержания бора и ниобия в оболочках из стали ЭП-172 х.д. Вероятно, это обстоятельство наряду с прочими и определяет меньший разброс данных по радиационному формоизменению оболочек из стали ЧС-68 х.д.

- Cталь ЭП-172 х.д. характеризуется значительно меньшей полушириной пика распухания по сравнению со сталью ЧС-68 х.д., что обуславливает более локальное распределение напря жений в оболочке.

Около 30-ти экспериментальных и штатных ТВС с чехлами из стали ЭП-450 и оболочками твэ лов из стали ЧС-68 х.д. разделаны и исследованы в «горячей» камере БН-600. В результате иссле дования формоизменения оболочек твэлов установлено, что для стали ЧС-68 х.д. критерий напря женно-деформированного состояния (распухание 15-18 %) не лимитирует достижение повреж дающей дозы ~100 сна.

Наиболее оптимальное сочетание параметров распухания материала оболочек (таблица 3.3) реализовано для стали ЧС-68 х.д., использовавшейся на стадии ее экспериментального освоения в 1980-х г.г. К сожалению за последующий период 1990-х г.г. стойкость стали ЧС-68 х.д. к распуха нию снизилась. Несмотря на незначительное уменьшение инкубационного периода, скорость рас пухания в максимуме выросла более, чем в два раза (рисунки 3.6, 3.10). Произошло это при пере ходе от опытного производства на промышленное и связано с технологическими особенностя Рисунок 3.10 – Скорость (а) и инкубационная доза (б) распухания стали ЧС-68 х.д. в зависимости от тем пературы облучения (темные значки - ТВС АкЗ 01М1, светлые - ТВС АкЗ 01М) Рисунок 3.11 - Скорость распухания стали ЧС-68 х.д. в зависимости от содержания бора (а), фосфора (б), титана (в) и отношения содержания фосфора к содержанию титана (г) Рисунок 3.12 - Радиационное распухание сталей ЭИ-847 (а, б), ЧС-68 (в, г) с различной степенью хо лодной деформации в зависимости от повреждающей дозы (а, в) при температурах облучения 600оС (в), 650оС (а) и от температуры облучения ионами Cr+3 с энергиями 1 МэВ (а, б), 3 МэВ (в, г) при повреждающей дозе 100 сна [ХФТИ] ми выплавки металла и изготовления (рисунки 3.11, 3.12). По механи ческим свойствам ресурс оболочек из стали ЧС-68 х.д. установлен не менее 85 сна.

Для обоснования возможности применения стали ЭП-450 в качест ве материала оболочек твэлов испытана первая опытная партия ТВС, оболочки периферийного ряда пучка которых изготовлены из этой стали, оболочки центральных – из штатной стали ЧС-68 х.д. Такая комплектация пучка выбрана для уменьшения температур нераспу хающих оболочек периферийных твэлов ниже уровня, характерного для распухающих оболочек центральных твэлов. Пять ЭТВС при на работке 558 эф. сут. достигли выгорания 8,8-9,4 % т.а. и повреждаю щих доз 61-77 сна. В результате исследований твэлов двух ЭТВС ус тановлено практическое отсутствие формоизменения оболочек из стали ЭП-450 (рисунок 3.13).

Рисунок 3.13 - Внешний вид 3.1.6. Вытеснители ТВС. Значительное искривление звеньев вы пучка твэлов с оболочками теснителей из стали 12Х18Н10Т, применявшихся для сглаживания из стали ЭП-450 (перифе- температурного режима периферийных твэлов, наблюдалось практи рийный ряд) и ЧС-68 х.д.

чески на всех ТВС, разделанных в «горячей» камере БН-600 (рисунок (центральная часть) 3.14). Их формоизменение было обусловлено недостаточной радиа ционной стойкостью проволоки, из которой они изготавлива лись, взаимодействием пучка твэлов с чехловой трубой, различ ной скоростью распухания прутьев в звеньях вытеснителей в за висимости от их положения по высоте АкЗ. В отдельных случа ях (особенно при применении в составе ТВС нераспухающего чехла из стали ЭП-450) наблюдалось внедрение вытеснителей в межтвэльное пространство, что повышало вероятность ухудше ния температурного режима эксплуатации твэлов. Переход на вытеснители из сталей 12Х18Н10Т и ЭП-172 в нагартованном состоянии не улучшил положение дел. Для исключения влияния искривленных вытеснителей рассматривались пути применения слабараспухающих сталей, профилирование с внутренней сто роны граней чехла или отказ от применения вытеснителей. В обоснование выбора того или иного направления в "горячей" камере БН- исследовано несколько Рисунок 3.14 - Внешний вид сборок без вытеснителей пучка твэлов с оболочками из и одна ТВС с чехлом, стали ЭИ-847 ауст. и вытесните имеющим внутреннее лями из стали 12Х18Н10Т оребрение. В результате от вытеснителей отказались, активная зона 01М1 отработа ла без вытеснителей и в настоящее время штатные ТВС из готавливаются без вытеснителей (рисунок 3.15б).

3.1.7. Дистанционирующие проволока и лента. Важ ное значение для работоспособности твэлов имеет состоя ние материала проволоки, применяющейся для дистанцио нирования центральных твэлов, и ленты – для перефирий ных твэлов. В начальные периоды эксплуатации твэлов на блюдались случаи провисания проволоки (ленты) с нару а б шением периода их навивки (рисунок 3.15а, на котором Рисунок 3.15 – Внешний вид одино приведен внешний вид твэла с оболочкой из стали чного твэла (а) и пучка твэлов (б) ЭИ-847 ауст. и проволокой из стали 12Х18Н10Т). Для обеспечения контакта проволоки (ленты) без значительного их взаимодействия с оболочкой твэлов с участием автора внедрены рекоменда ции по изготовлению проволоки (ленты) из материалов со свойствами близкими к материалу обо лочки. Для штатных твэлов применяются проволока и лента из стали ЧС-68 х.д (рисунок 3.15б).

3.2. Работоспособность твэлов и ТВС со штатным и смешанным уран-плутониевым ок сидным топливом В разделе 3.2 работы на примере результатов послереакторных исследований работоспособно сти экспериментальных ТВС с МОХ-топливом и штатных ТВС представлен необходимый объм экспериментального обоснования их работоспособности, позволивший с непосредственным уча стием автора осуществить третью модернизировать активную зону реактора БН-600.

Испытания ТВС с МОХ - топливом типа, изготовленным как по таблеточной технологии, так и по технологии виброуплотнения топливного столба, начались в 1987 г. Испытано 40 эксперимен тальных тепловыделяющих сборок с таблеточным и 12 ЭТВС с виброуплотннным МОХ - топли вом. ЭТВС с МОХ-топливом достигли при эксплуатации в реакторе уровень наиболее напряжен ных штатных ТВС с диоксидом урана. Для таблеточного топлива – максимальные значения выго рания 11,8 % т.а., повреждающей дозы 79 сна;

для виброуплотннного – 10,5 % т.а. и 77 сна, соот ветственно. Первые партии ЭТВС с вибро- и таблеточным МОХ топливом имели размер чехла 94,5х2,5 мм, высоту АкЗ 950 мм и диаметр оболочек 6,6х0,4 мм. Семь ЭТВС с таблеточным МОХ - топливом имели типоразмеры, характерные для зоны 01М1. Реакторные испытания табле точного МОХ-топлива закончены. Продолжаются испытания пятнадцати ЭТВС с виброуплотнн ным МОХ-топливом.

3.2.1. Чехлы ТВС. Параметры формоизменения чехлов из сталей ЭП-450 и 08Х16Н11М3Т х.д.

при максимальных повреждающих дозах не превышают пределов, полученных ранее для этих сталей на штатных ТВС. Однако, чехол из стали 08Х16Н11М3Т х.д. одной ЭТВС с вибротопливом, набравшей максимальную повреждающую дозу сна, выработал ресурс вследствие деградации механических свойств и хруп ко разрушился при разделке в «горячей» камере (рисунок 3.16). В дальней шем чехлы ЭТВС с таблеточным и виброуплотннном МОХ-топливом изго тавливались из стали ЭП-450.

В обоснование работоспособности чехлов ТВС активной зоны 01М2 ис пользованы следующие результаты.

- данные по формоизменению 180 экспериментальных и штатных ТВС (рисунок 3.1)., из которых следует возможность использования стали ЭП- на более высокие повреждающие дозы;

- исследованиями механических свойств чехлов ТВС в СФ НИКИЭТ/ИРМ и в ФЭИ, облученных в реакторе БН-600 до повреждающих доз 90-108 сна, установлено, что в этом интервале запас работоспособности чехлов сохраняется (рисунок 3.17).

На основании результатов коррозионных исследований в начальный пе риод эксплуатации ТВС с чехлами из стали ЭП-450 рассматривались два ас пекта потенциальной опасности повышенной склонности облученных чех Рисунок 3.16 – Внеш- лов к коррозии в воде: нарушение целостности сборок и образование значи ний вид чехловой тельного количества продуктов коррозии в бассейне выдержки. Опыт хране стали ния в бассейне выдержки отработавших ТВС показал, что после трх трубы из пятилетнего нахождения ТВС в водной среде даже с низкими значениями 08Х16Н11М3Т х.д.

водородного показателя рН=5-7 проблем с работоспособностью чехлов из стали ЭП-450 не было. Второй аспект остается актуальным и в настоящее время.

3.2.2. Оболочки твэлов. Изменение диаметра оболочек твэлов из сталей ЭП-172 х.д. и ЧС-68 х.д., которые использовались для плакирования таблеточного МОХ-топлива, как показано выше, не достигает предельных значений 5-6 %, установленных по критериям допустимого фор моизменения, и не превышает пределов увеличения диаметра твэлов штатных ТВС активной зоны БН-600 второй модернизации 01М1.

Рисунок 3.17 - Механические свойства образцов чехловых труб, изготовленных из сталей 08Х16Н11М3Т х.д. (а,б) [ЦНИИКМ] и ЭП-450 (в,г) [СФНИКИЭТ, ФЭИ] Механические свойства сталей ЭП-172 х.д. и ЧС-68 х.д. не ограничивают работоспособность твэлов с МОХ-топливом при достигнутых максимальных значениях повреждающей дозы 79 сна и выгорании топлива 11,8 % т.а. Как и данные по распуханию, механические свойства имеют значительный разброс (рисунки 3.18, 3.20-3.22). Как выявлено материаловедческими исследова ниями в СФНИКИЭТ/ИРМ и ФЭИ, общей закономерностью является также деградация прочности и пластичности в области максимального распухания. Появление «нулевой» пластичности наблю Рисунок 3.18 - Механические свойства оболочек твэлов, изготовленных из сталей ЭП-172 х.д. (а,б) и ЧС-68 х.д. (в.г.), в зависимости от повреждающей дозы в области Рисунок 3.19 максимального распухания а б в Рисунок 3.20 – Механические свойства оболочек (сталь ЧС-68 х.д.) твэлов ЭТВС, отработавших до максимальных повреждающих доз 55 сна (а), 71 сна (б), 88 сна (в) в зависимости от температуры облучения и повреждающей дозы [ФЭИ] а б в Высота твэла, отн. ед. Высота активной зоны, отн. ед.

Рисунок 3.21 – Механические свойства (б, в) Рисунок 3.22 – Механические свойства оболочек [СФНИКИЭТ] оболочек твэлов штатной ТВС АкЗ твэлов штатной ТВС АкЗ О1М1, отработавшей 01М1 с рекордным ресурсом, в зависимости от проектный ресурс зоны 01М2 [СФНИКИЭТ] (свет температуры облучения и повреждающей дозы (а) лые значки– Тисп.= 20 С, тмные - Тисп.= 650 С далось уже при повреждающих дозах ~40 сна и температурах облучения 450-550оС, тем не менее оболочки сохраняют работоспособность в реакторе и до доз ~90 сна, когда предел прочности па дает практически до нуля.При максимальной повреждающей дозе 77 сна, достигнутой на твэлах с вибротопливом и оболочками из стали ЭП-172 х.д., усредненная по пучку деформация твэлов, превышала полученные ранее значения для этой стали на оболочках опытно-промышленного из готовления. В процессе извлечения пучка твэлов из чехловой трубы оболочка одного из них раз рушилась в области максимального распухания (рисунок 3.19). Эти оболочки изготовлены при ос воении первых плавок из стали ЭП-172 х.д. Ресурс таких оболочек оказался близок к предельному состоянию. Поэтому в начале 1990-х годов, как и для штатных твэлов, принято решение использо вать для изготовления оболочек твэлов с МОХ-топливом сталь ЧС-68 х.д.

Механические свойства оболочек из стали ЧС-68 х.д., определяемые методом кратковременных испытаний кольцевых образцов при одноосном растяжении (консервативный экспресс-анализ), после эксплуатации до выгорания ~11% т.а. показывают типичное поведение для аустенитных оболочек (рисунки 3.20-3.22). На рисунке 3.21 приведены механические свойства оболочек твэлов в зависимости от распухания по данным ФЭИ для трх ЭТВС, сохранивших работоспособность в активной зоне 01 вплоть до максимальной повреждающей дозы 88 сна и при всех операциях об ращения с ними после выгрузки из реактора и отправке на материаловедческие исследования.

На рисунке 3.21 представлены механические свойства оболочек твэлов одной из штатных ТВС, отработавшей в активной зоне 01М1 рекордный ресурс: до максимальной повреждающей дозы 93 сна. Твэлы сохраняли герметичность на всех этапах вплоть до разделки сборки в «горячей» ка мере БН-600, во время которой произошла разгерметизация 27-ми твэлов. Характеристики проч ности и пластичности оболочек твэлов штатной ТВС, отработавшей без разгерметизации в АкЗ 01М1 повышенный ресурс 558 эф. сут. до максимальной повреждающей дозы 81 сна и сохранив ших герметичность при всех операциях обращения с ними после выгрузки из реактора вплоть до Рисунок 3.23 – Механические свойства оболочек твэлов из стали ЧС-68 х.д. в зависимости от изменения объма при температурах максимального распухания отправки на материаловедческие исследования, приведены на рисунке 3.22 [СФНИКИЭТ]. Взаи мосвязь распухания и механических свойств представлена на рисунке 3.23.

Из анализа следует, что при повреждающих дозах ~90 сна оболочки твэлов имеют механиче ские свойства, уровень которых близок к пределу их работоспособности. Низкие значения проч ности оболочек исследованных твэлов, полученные методом растяжения кольцевых образцов в радиальном направлении, характерны для этой консервативной методики. Механические испы тания другим методом, например, внутреннего давления реализуют схему нагружения значитель но более приближенную к реальным условиям эксплуатации оболочек, чем одноосное растяжение колец. Как показано в СФНИКИЭТ, механические свойства оболочек, полученные методом внут реннего давления показывают более высокие значения величины прочности даже на участках мак симальной деградации прочности конструкционного материала, при этом наблюдается и сужение области нулевой пластичности. Ресурс оболочек из стали ЧС-68 х.д. современного производства ограничен повреждающей дозой ~90 сна. Данные, полученные на оболочках твэлов ТВС, отрабо тавших в зоне 01М1 повышенный ресурс 558 эф. сут., позволили обосновать для зоны 01М2 с максимальной повреждающей дозой 82 сна запас работоспособности. Однако, необходимо прини мать во внимание взаимосвязь радиационного распухания и механических свойств, влияние на скорость распухания исходного необлученного состояния. Выше показано насколько увеличилась скорость распухания стали ЧС-68 х.д. при утере авторского надзора над материалом оболочек. Как следствие этого повысилась скорость деградации механических свойств в процессе облучения. Но даже при этих условиях ресурс оболочечной стали ЧС-68 х.д. в настоящее время составляет по повреждающей дозе не менее 82-85 сна. Повышение служебных свойств промышленной стали ЧС-68 х.д. (возврат на уровень качества оболочек экспериментальных партий и удержание этого уровня) является в настоящее время главной задачей, позволяющей гарантированно повысить вы горание до ~11 % т.а.

В результате исследования коррозионного взаимодействия оболочек, изготовленных из сталей ЭП-172 х.д. и ЧС-68 х.д., с оксидным топливом и его продуктами деления установлено, что при повреждающих дозах и выгорании топлива, характерных для твэлов активной зоны 01М2, величи на коррозионного повреждения оболочки составит не более 10-20 % от толщины оболочки (рису нок 3.24), что не является ограничивающим фактором для достижения выгорания топлива ~11% т.а. Особенностью коррозионного состояния оболочек твэлов реактора БН-600 с диоксидом урана при достижении выгорания 9% т.а. и выше заключается в превалирующем воздействии на Рисунок 3.24 – Глубина коррозионного повреждения внутренней поверхности оболочек твэлов из стали ЧС-68 х.д. в зависимости от выгорания топлива и температуры облучения материал коррозионного растрескивания и фронтальной коррозии при достаточно слабо выражен ной межкристаллитной коррозии.

3.2.3. Топливо. По данным первичных исследований работоспособность таблеточных уран плутониевых топливных сердечников не отличается от поведения под облучением штатного топ лива из диоксида урана. Полученные пространственные распределения активности продуктов де ления топлива и активации материала оболочек аналогичны соответствующим распределениям активности р/а нуклидов твэлов штатных ТВС. Влияния геттера и испаряемой вставки, введенных в некоторые твэлы, на распределения р/а нуклидов по высоте активной части не выявлено. На твэлах с вибротопливом обнаружена более значительная (по сравнению с таблеточными сердеч никами) неравномерность в аксиальном распределении слабомигрирующих нуклидов циркония- Рисунок 3.25 - Распределения отклонений от средних относительных значений активности р/а нуклидов Ru-106 и Mn-54 в активной части тваэлов одной из ТВС с таблеточным (а, б) и одной из ТВС с виброуплотненным МОХ-топливом (в,г) и рутения-106 по высоте активной зоны (рисунок 3.25). Это обусловлено как исходной неравно мерностью распределения эффективной плотности, так и особенностями перестройки топливных сердечников под облучением.

В целом, структурные исследования состояния МОХ-топлива свидетельствуют о близком характе ре его поведения в условиях роста выгорания в сравнении с топливной композицией штатного со става. Микроструктура топлива по данным СФ НИКИЭТ/ИРМ практически не отличается от типичной структуры диоксида урана, характерной для ЗМО реактора и формирующейся на ранней стадии облучения (рисунок 3.26). Топливный сердечник при линейной нагрузке более 25 кВт/м имеет трехзонное строение: периферийная область с мелким зерном размером 15-30 мкм, область равноосных зерен более крупного размера, зона столбчатых зерен вокруг центральной полости (в самой верхней части АкЗ зона столбчатых зерен в сердечниках отсутствует). Топливные втулки подвержены растрескиванию, типичному для высокотемпературных условий облучения. Над тан генциальными трещинами преобладают радиальные, наблюдаемые в более низкотемпературной области. Радиальный зазор между оболочками и сердечниками сохраняется в пределах 0,05-0, мм на всех исследованных твэлах. Диаметр центральной полости сердечников меняется в процессе а) - 415 б) - 115 в) +135 г) +275 д) + ЦАкЗ Нижний экран Верхний экран -Газовая полость Активная зо на е) - 415 ж) - 265 з) -135 и) +135 к) +235 л) + Рисунок 3.26 – Вид сечений (с координатами, мм от центра АкЗ) топливных втулок твэлов ТВС c максиальным выгоранием 10,1% т.а.(а-д) и 9,6 % т.а. (е-л), отработавших 560 эф. суток.

Рисунок 3.27- Относительное содержание внутритвэльного газа (а) и относительный выход ксенона-133 (б) из топлива в зависимости от выгорания штатного (светлые значки) и МОХ-топлива (темные значки) эксплуатации относительно исходного значения. Его изменение обусловлено осевым массопере носом, имеющим незначительную аксиальную неравномерность.

Параметры газовыделения из топлива, определяемые в «горячей» камере БН-600 методами спектрометрии и прокола, приведены в зависимости от выгорания на рисунке 3.27.

Аппроксимация зависимости количества газов под оболочкой на выгорание ~11 % т.а. дат в среднем значение, не превышающее измеренного на твэлах одной из штатных герметичных сбо рок, отработавшей ресурс АкЗ 01М2. Зависимость выделения из топлива ксенона-133 от выгора ния топлива выражена слабо. Послереакторные исследования ЭТВС с МОХ - топливом позволяют сделать заключение об их работоспособности до штатных повреждающих доз 75 сна и выгораний 10 % т.а. активной зоны реактора БН-600 второй модернизации. С целью дальнейшего повышения ресурса ТВС с МОХ - топливом до ~11 % т.а. закончены реакторные испытания 8-ми ЭТВС с таб леточным топливом, которые имеют штатные типоразмеры и материалы чехла, оболочек твэлов.

Характер структуры штатного топлива и параметры выделения из него газообразных осколков деления после эксплуатации в течение 559 эф. суток являются типичными, сопоставимыми с ранее полученными данными и не являются ограничивающими факторами достижения выгорания топ лива ~11 % т.а.

3.2.4. Разгерметизация твэлов. Начиная с эксплуатации активной зоны 01 первого типа за грузки реактор почти каждую микрокампанию (МК) работал с негерметичными по газу твэлами (рисунок 3.28). Период эксплуатации 26-43 МК (после проведения второй модернизации АкЗ и перехода на оболочки из стали ЧС-68 х.д.) характеризуется несравнимо меньшим количеством Рисунок 3.28 - Количество ТВС с разгерметизировавшимися твэлами в зависимости от времени эксплуатации реактора БН- случаев разгерметизации твэлов. Оценки по данным систем КГО и результатам исследований в «горячей» камере БН-600 показали, что разгерметизация в активной зоне сопровождалась нару шением целостности оболочек одиночных твэлов. С учетом длительности периода эксплуатации (17 МК/13 лет) и количества негерметичных твэлов в ТВС (как правило, единицы) доля негерме тичных твэлов составляет пренебрежимо малую величину по сравнению с эксплуатационными пределами, установленными для твэлов БН-600, и не является ограничивающим фактором дости жения выгорания топлива ~11% т.а. Это обстоятельство вошло в обоснование перевода реактора БН-600 на АкЗ третьей модернизации 01М2.

Особое место в период эксплуатации (35-39) МК занимали четыре случая разгерметизации единичных твэлов ТВС, которые на момент разгерметизации имели низкие параметры выгорания ~ 3% т.а. и повреждающих доз 20-30 сна. Принимая это во внимание, на основании результатов послереакторных исследований служебных свойств штатной оболочечной стали ЧС-68 х.д. при чины разгерметизации твэлов следовало искать в технологических особенностях изготовления твэлов на всех стадиях, начиная с выплавки металла и до приемки твэлов в сборку.



Pages:   || 2 |
 

Похожие работы:





 
2013 www.netess.ru - «Бесплатная библиотека авторефератов кандидатских и докторских диссертаций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.