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:     | 1 ||

Поведение конструкционных материалов в спектре нейтронов быстрого реактора большой мощности

-- [ Страница 2 ] --

С целью выяснения причин преждевременного разрушения оболочек твэлов во ВНИИНМ, на Белоярской АЭС, в СФ НИКИЭТ/ИРМ, на ОАО МСЗ и ОАО ПНТЗ, начиная с 1997 г., были пред приняты исследования параллельно по двум направлениям: послереакторные исследования твэлов и анализ качества оболочек твэлов, изготавливаемых на ПНТЗ и МСЗ. Основным результатом ра бот следует считать ужесточение требований по контролю, приемке готовых оболочечных труб и некоторое улучшение качества оболочек. Возрождение в последнее пятилетие интереса к вопро сам качества оболочечных труб всех заинтересованных предприятий дает надежду вернуть слу жебные свойства оболочек из стали ЧС-68 х.д. на уровень лучших результатов, полученных на экспериментальных твэлах. Реальным подтверждением проводимых работ по повышению качест ва может служить практически полное отсутствие негерметичных штатных твэлов в АкЗ БН-600, изготовленных в 1998-2001 г.г. после начала выполнения мероприятий по ужесточению контроля приемки готовых труб.

В период, предшествующий третьей модернизации, и в переходный период к АкЗ 01М2 на блюдалось всего шесть случаев разгерметизации единичных твэлов:

2 – в штатных ТВС изготовления 2002 и 2004 г.г. по одному с газовой неплотностью и до – контакта топлива с теплоносителем;

4 – в ЭТВС с МОХ-топливом (1 - при отмывке сборки от остатков натриевого теплоноси – теля с вибротопливом, 3 – разгерметизация с выходом только газа в АкЗ, две из которых с вибро топливом).

Таким образом, на основании совокупности представленных данных экспериментально расчетного обоснования работоспособности твэлов и ТВС сталь ЧС-68 х.д. рекомендована для применения в качестве материала оболочек твэлов на выгорание ~ 11 % т.а. При этом необходимо помнить, что поддержание соответствующего уровня качества оболочек необходимо реализовы вать на путях решения проблемы дальнейшего повышения качества оболочечных труб из этой стали и усовершенствования е служебных свойств. Предостережением является пятый случай преждевременной разгерметизации штатной ТВС, произошедший в 50-ю микрокампанию до кон такта топлива с теплоносителем при выгорании топлива ~2,0 % т.а. и дозе ~ 15 сна.

В четвертой главе представлены результаты анализа влияния различных факторов, влияющих на работоспособность ТВС, изделий СУЗ, что позволило выявить наиболее критические такие, как радиационное распухание, ползучесть, деградация механических свойств во взаимосвязи с основ ным исходным состоянием конструкционных материалов. Рассмотрены основные служебные свойства штатных и перспективных материалов. Намечены направления повышения выгорания топлива быстрого реактора БН-600.

4.1. Факторы, влияющие на работоспособность реакторных сборок БН-600.

В методологических аспектах обоснования работоспособности сборок реакторов на быстрых нейтронах в общем случае принято рассматривать весь комплекс физико-механических и техноло гических свойств конструкционных материалов, призванных обеспечивать свою главную цель сохранение работоспособности реакторных сборок при заданных параметрах эксплуатации. В ра боте предпринята попытка обобщения факторов, определяющих во взаимосвязи работоспособ ность реакторных сборок БН-600, и выделить из них наиболее важные, устранение которых спо собствовало бы решению проблемы повышения выгорания топлива реактора БН-600. Рассматри вались следующие факторы.

1. Конструкции, проектные характеристики сборок и их элементов, качество и технологиче ские особенности их изготовления.

2. Установленные проектные условия эксплуатации реакторных сборок и соблюдение усло вий обращения с ними на всех этапах от поставки на энергоблок до отправки на утилизацию (энергонапряженность, температуры облучения, нейтронный поток, повреждающие дозы, назна ченный ресурс эксплуатации и послереакторного хранения, критерии достижения предельного со стояния).

3. Радиационное формоизменение сборок и их элементов (изменение геометрических разме ров под облучением), влияющее на геометрическую стабильность внутриреакторной компоновки (как следствие, – на ядерно-физические и теплогидравлические характеристики реактора), обу славливающее отсутствие или наличие механического взаимодействия сборок и их элементов.

4. Напряжения в оболочках элементов и чехлах сборок, возникающие при механическом взаи модействии элементов между собой и с чехлом в условиях их совместного деформирования, про исходящего вследствие объемного изменения материалов при характерных для каждого реактора градиентах температуры облучения и нейтронного поля.

5. Механическое воздействие на элементы сборок со стороны теплоносителя, вибрационные процессы, гидравлические ударные нагрузки.

6. Коррозионные процессы на поверхностях сборок и их элементов вследствие взаимодействия с теплоносителем при эксплуатации в реакторе и послереакторном хранении.

7. Деградация механических свойств конструкционных материалов под облучением.

8. Механическое воздействие топливных, поглощающих композиций и их газообразных про дуктов деления на оболочки тепловыделяющих, поглощающих, нарабатывающих элементов.

9. Физико-химическое взаимодействие материалов оболочек с топливом и продуктами его де ления, приводящее к коррозионному растрескиванию и разрушению оболочек твэлов.

10. Структурно-фазовое состояние материалов в исходном состоянии и под облучением.

Применительно к реактору БН-600 на основании опыта его эксплуатации можно пренебречь только такими факторами, как механическое и коррозионное воздействие теплоносителя на эле менты сборок, изготовленные из традиционных аустенитных и феррито-мартенситных сталей. Ос тальные факторы оказывают влияние на работоспособность сборок и элементов в разной степени в зависимости от их конструкции, свойств используемых конструкционных материалов и условий эксплуатации. Влияние таких факторов, как радиационное формоизменение реакторных сборок и их элементов, механические свойства конструкционных материалов рассмотрены выше. С точки зрения повышения ресурсных характеристик сборок наиболее критичным элементом в настоящее время является оболочка твэла. Анализ влияния остальных факторов показал следующее.



4.1.1. Условия эксплуатации. Разброс данных по служебным свойствам оболочечных и чехло вых материалов в общем случае определяется и условиями эксплуатации (неравномерностью ней тронного потока и температуры облучения, скоростью набора повреждающей дозы, энерго напряженностью). Анализ этих факторов показал, что разброс невозможно объяснить только раз личием в условиях эксплуатации сборок и отдельных элементов в составе сборок. Анализу влия ния эксплуатационных факторов на работоспособность сборок реактора БН-600 за время его экс плуатации уделяется постоянное внимание. Наиболее подробно рассматривались данные в перио ды модернизаций активной зоны и разгерметизации твэлов. При этом особое внимание уделялось влиянию удельных линейных нагрузок, температур оболочек твэлов, неравномерности энерговы деления по сечению ТВС, скачкообразному увеличению мощности твэлов после перегрузок из-за перестановок с поворотами ТВС в реакторе ("набросов" мощности), условиям протекания и коли чествам переходных режимов (подъемы и снижения мощности, отключения одной петли, сраба тывания аварийной защиты), расположению ТВС в реакторе.

В результате анализа основных эксплуатационных параметров ТВС ЗМО, ЗСО, ЗБО, БЗВ с не герметичными твэлами активных зон 01, 01М установлено, что в стационарных, переходных и аварийных режимах они не превышали максимально допустимых проектных величин. Параметры негерметичных твэлов не являлись экстремальными в диапазоне изменения соответствующих па раметров остальных ТВС. Формирование более равномерного поля энерговыделения в период с по 12 МК привело к уменьшению максимальных величин основных эксплуатационных парамет ров ТВС по сравнению с начальным периодом эксплуатации реактора в 1-8 МК. Выявленная кор реляция между количеством переходных режимов и количеством ТВС с негерметичными твэлами с целью уменьшения напряжений в оболочках твэлов позволила провести изменение режима пус ка блока с более медленным подъемом мощности реактора и уменьшением количества нестацио нарных режимов. Это уменьшило, но не устранило полностью разгерметизацию твэлов. Основные причины разгерметизации и меры по е устранению при всех модернизациях активной зоны ука заны выше в разделах 1, 3.

Из эксплуатационных факторов выделены следующие, влияющие на разгерметизацию твэлов:

- тенденция к преимущественному расположению ТВС с негерметичными твэлами в двух об ластях реактора: для ТВС ЗБО - это кольцо на границе с ЗМО, для ТВС ЗМО - область между стержнями КС-1,7,18 и A3-2;

- расположение ТВС в период 9-12 МК в секторе 5-й и 6-й петель в районах АкЗ, противопо ложных месту расположения стержня АЗ-П, влияние которого могло быть обусловлено различной скоростью снижения мощности в различных районах реактора, перекос полей энерговыделения и температур, возникающих при сбросе стержня АЗ-П);

- снижение расхода через ТВС во внутриреакторном хранилище из-за наличия примесей в натриевом теплоносителе (механизмы образования и переноса которых до настоящего времени однозначно не установлены), которые могли быть причиной частичной блокировки отложениями кольцевого зазора между хвостовиками ТВС и гнездами напорного коллектора.

4.1.2. Механическое воздействие топлива и газообразных продуктов деления на оболочку.

Для штатных и экспериментальных ТВС с таблеточным топливом (U02 и U02+Рu02) влияния меха нического воздействия топлива на оболочку твэла не выявлено за исключением контакта топлива с оболочкой, изготовленной из нераспухающей стали ЭП-450. Действие этого фактора обнаружено при исследованиях твэлов экспериментальных ТВС с виброуплотненным топливом из диоксида урана (ВУУТ). Полученные данные свидетельствуют о том, что единичная разгерметизация твэлов ВУУТ (по одному в двух ЭТВС) произошла в начальный период эксплуатации вследствие превы шения кратковременных характеристик прочности оболочек, вызванного локальными объемным изменениями топливной композиции в радиальном направлении. Локальное объемное изменение топливных сердечников произошло, по-видимому, вследствие недостатков конструкции и техно логии изготовления вибросердечников, которыми допускалась значительная исходная неоднород ность распределения в топливной смеси геттера (металлического урана, подверженного радиацио оному росту) и эффективной плотности сердечника.

Влияние механического воздействия газообразных продуктов деления (ГПД) на разгерметиза цию твэлов БН-600 до самых высоких выгораний топлива (11,3% т.а.) не выявлено. Исключением можно считать характер разгерметизации единичного твэла в районе нижнего сварного шва, обна руженного при исследованиях одной ОТВС. Не исключено, что такие единичные случаи происхо дили и в ранние периоды эксплуатации реактора БН-600, но не выявлялись на фоне массовой раз герметизации твэлов. Только в АкЗ 01М1 при практически полном отсутствии разгерметизации твэлов удалось выявить единичный дефект, причина возникновения которого, наиболее вероятно, заключается в раскрытии скрытого технологического дефекта сварного шва под действием посте пенно возраставшего давления внутритвэльного газа.

4.1.3. Химическое взаимодействие продуктов деления топлива с оболочкой( ХВТО). Взаи модействие топлива с оболочкой твэлов быстрых реакторов зависит, главным образом, от физико химических свойств топлива и материала оболочки, теплофизических параметров эксплуатации твэлов, глубины выгорания топлива. В меньшей степени ХВТО зависит от повреждающей дозы, которая может проявляться через изменение структуры материала оболочки, в особенности, по границам зерен при межкристаллитной коррозии. Коррозия по границам зерен может приводить к образованию микротрещин и их последующему развитию на всю толщину оболочки под действи ем давления топлива и ГПД. В результате коррозии снижается прочность и пластичность материа лов, превышение характеристик которых при эксплуатации твэлов в реакторе или при внереактор ном обращении с ними приводит к разгерметизации твэлов.

На рисунке 4.1 представлены обобщенные данные по коррозионному повреждению оболочек твэлов реактора БН-600. Практически на всех исследованных твэлах наблюдалось коррозионное взаимодействие топлива с оболочкой. Характер коррозионного взаимодействия и его глубина не одинаковы от твэла к твэлу, по периметру и высоте твэлов. Во многих случаях (особенно на обо а Глубина коррозии, мкм Глубина коррозии, мкм б в Высота АкЗ, отн. ед.

Рисунок 4.2 – Коррозионное повреждение оболо чек твэлов из стали ЧС-68 х.д. при повреждаю щих дозах 70-93 сна в зависимости от высоты АкЗ (1- коррозионное растрескивание, 2 – фрон тальная коррозия, 3 – межкристаллитная) Высота АкЗ, отн. ед.

Рисунок 4.1 – Коррозионное повреждение внут лочках твэлов ТВС, содержавших негерме ренней поверхности оболочек твэлов в зависимо тичные твэлы) наблюдались микротрещины сти от высоты активной зоны (а – сталь с проникновением их на максимальную глу ЭИ-847 ауст. при дозах 10-44 сна, б – ЭП-172 х.д.

бину до 380 мкм (для стали ЭИ-847 ауст.).

при 40-84 сна, в – ЧС-68 х.д. при 50-93 сна) Глубина повреждения оболочек зависит от материала, из которого они изготовлены:

максимальная глубина наблюдается для оболочек из стали ЭИ-847 ауст., минимальная - для стали ЧС-68 х.д. Выявляется и зависимость глубины коррозии от температуры внутренней поверхности оболочки и выгорания топлива (рисунки 3.25, 4.1, 4.2).

На основании полученных данных была отмечена неудовлетворительная совместимость стали ЭИ-847 с оксидным урановым топливом в твэлах реактора БН-600, которая являлась одним из ос новных факторов, ограничивающих их работоспособность. После перехода на сталь ЧС-68 х.д. и снижения энергонапряженности твэлов модернизированных активных зон 01М и 01М1 эта про блема для реактора БН-600 при достигнутых выгораниях топлива была не столь острой, какой она была в начальный период эксплуатации. Тем не менее, при дальнейшем повышении выгорания топлива совместимость оболочек твэлов с топливом и его продуктами деления необходимо изу чать и учитывать при проектировании. Результаты анализа коррозионных процессов, протекавших в оболочках твэлов из штатной стали ЧС-68 х.д., отработавших до максимального выгорания 11,2% т.а. и повреждающей дозы до 93 сна, представлены на рисунке 4.2. Данные, полученные на трех твэлах, указывают на значительный разброс свойств оболочки, определяющих стойкость к коррозионному растрескиванию, фронтальной и межкристаллитной коррозии. Однако, как показа но выше, этот фактор не является ограничивающим при выгорании топлива ~ 11% т.а. на твэлах с оболочками из стали ЧС-68 х.д.





4.1.4. Cтруктурно-фазовое состояние. Микроструктура необлученных образцов сталей ЭИ-847, ЭП-172, ЧС-68 в аустенизированном состоянии типична для аустенитных нержа веющих сталей и характеризуется наличием зерен аустенита размером 30-50 мкм с внутризерен ными выделениями карбонитридов ниобия (Nb(C,N)) в стали ЭИ-847, карбидов и карбонитридов титана (TiC и Ti(C,N)) в стали ЧС-68, карбонитридов ниобия Nb(C,N,B) и боридов МЗВ2 в стали ЭП-172. Размер частиц карбонитридов ниобия в стали ЭИ-847 колеблется от 0,1 мкм до 0,5 мкм при концентрации частиц -1018 м-3, а средний размер частиц TiC и Ti(C,N) в стали ЧС-68 составля ет ~ 0,15 мкм при концентрации ~5 1018 м - 3. Легирование стали 0Х16Н15М3Б бором в количест вах (6-8) 10-3 масс. % привело к образованно в стали ЭП-172 к дополнительно имеющимся в стали ЭИ-847 частицам Nb(C,N) выделений борида М3В2, частичной замене бором атомов азота и угле рода в частицах Nb(C,N) и М23С6. Холодная деформация со степенью ~20% сталей приводит к созданию высокой плотности дислокаций с ячеистой дислокационной структурой и наличием микродвойников деформации. Плотность дислокаций 1015 м-2, размер ячеек ~0,1-0,2 мкм.

В необлученном состоянии после длительного термического старения (выдержка ~1000 ча сов в интервале температур 500-700оС) внутри зерен выделяются вторичные карбиды и карбонит риды M(C,N), при температуре 700оС по границам зерен и на двойниках, которые до этого были свободны от выделений, образуются карбиды Ме23С6. При более длительном старении происходят дальнейшие изменения структуры материалов, связанные главным образом с выделением из твер дого раствора карбидов, избыточных фаз и c их ростом, коагуляцией карбидов Ме 23Сб на грани цах и внутри зерен. Фазы Лавеса типа MoFe2 образуются при температурах 600-750оС, в основном, вблизи карбонитридных включений, - и -фазы - при Тстар. = 700-750оС. Характерной особенно стью карбидов МС (NbC, TiC) является их высокая размерная стабильность. В стали ЧС-68 х.д.

размер карбидов TiC не превышает 10 нм при концентрации 3 1021м- 3 после 1000 часов выдержки при Тстар.= 700оС. В отличии от более крупных карбидов NbC в сталях ЭИ-847 и ЭП-172 карбиды TiC выделяются не только в теле зерна, но и по границам зерен. При этом размер выделений TiC по границам зерен в несколько раз превышает размер выделений в матрице на дислокациях. При длительном старении твердый раствор в бористых сталях ЧС-68 х.д. и ЭП -172 х.д. более стабилен по сравнению со сталью ЭИ-847 х.д.: объемная доля - и - фаз в этих сталях значительно мень ше, которые имеют и более высокую термическую стабильность дислокационной структуры. При знаки рекристаллизации в сталях ЧС-68 х. д. и ЭП-172 х.д. не обнаружены при выдержке часов при температуре 750оС. В стали ЭИ-847 х.д. рекристаллизация начинается при этой темпе ратуре после выдержки 5000 часов. Более высокая фазовая стабильность сталей ЭП-172 х.д. и ЧС-68 х.д. вызвана, в основном, замедлением выделения и коагуляции приграничных карбидов М23С6, внутризеренных частиц фазы Лавеса Fe2(Mo,Nb), трансформации карбидов М23С6 в - и фазы. Заметных различий в химическом составе частиц фазы Лавеса после старения в интервале температур 600-750оС в сталях ЧС-68 х.д. и ЭИ-847 х.д. не обнаружено. На образцах стали ЧС-68 х.д. после старения в течение 1000 часов при температуре 650оС на диаграммах нейтронной дифракции наблюдалось появление сверхструктурных рефлексов, соответствующих -фазе Ni3Ti со структурой типа СuЗАu и параметрами решетки, близкими к параметрам ГЦК-матрицы.

Облучение быстрыми нейтронами приводит к образованию в рассматриваемых сталях дисло кационных петель, сетки линейных дислокаций, вакансионных пор и различных фазовых выделе ний, области существования которых и их параметры микроструктуры зависят от типа легирова ния, температуры и дозы облучения. Исходная дислокационная структура материалов оболочек в х.д. - состоянии после облучения трансформируется в структуру с относительно однородно рас пределенными по объему дислокационными петлями и сегментами. Общая плотность дислокаций снижается с ростом температуры облучения и при максимальной температуре вклад дислокацион ных петель Франка становится незначительным. Характерной особенностью дислокационной структуры облученных оболочек из сталей ЧС-68 х.д. и ЭП-172 х.д. является наличие дислокаци онных петель с дефектами упаковки в широком диапазоне температур облучения (370-580)оС и повреждающих доз (60-90) сна. В стали ЭИ-847 х. д. дефектные петли не наблюдались. После об лучения в сталях ЧС-68 х.д. и ЭП-172 х.д. признаков рекристаллизации не обнаружено в отличие от стали ЭИ-847 х.д., для которой начало рекристаллизации отмечено при Тобл.=470оС. Как один из важнейших факторов, обуславливающих эти различия, является микролегирование бором сталей ЧС-68 и ЭП-172.

Вакансионные поры наблюдались при температурах облучения 370-590оС. Во всех случаях их размер увеличивается, а концентрация падает с ростом температуры облучения. Пространственное распределение пор крайне неоднородно. При исследовании оболочек твэлов реактора БН-600 из стали ЭИ-847 ауст. установлено, что в нижних, более холодных, сечениях АкЗ поры располагались более равномерно по телу зерна;

в центральных сечениях при температурах облучения ~500оС в отдельных случаях поры образуют цепочки значительной длины, декорируя имевшиеся в исход ной структуре двойниковые границы;

в верхних, наиболее горячих, сечениях объемная доля пор незначительна и поры по телу зерна располагаются достаточно неоднородно. В целом представи тельный массив данных по параметрам микроструктуры стали ЭИ-847 ауст. демонстрирует значи тельный их разброс относительно средних значений. Для стали ЭИ-847 х.д. также характерно крайне неоднородное распределение пор по материалу: поры полностью отсутствовали в областях, подвергнутых двойникованию, заметная неоднородность в распределении по зернам усиливается с ростом температуры. Для сталей ЧС-68 х.д. и ЭП-172 х.д., также как и для стали ЭИ-847 х.д., ха рактерно пространственно неоднородное распределение пор с их полным отсутствием в областях, подвергнутых двойникованию.

Облучение привело и к изменению природы и состава фаз по сравнению с термическим старе нием. В стали ЭИ-847 в аустенизированном состоянии при повреждающих дозах до 34 сна выде ления Nb(C,N) наблюдались во всем исследованном интервале температур от 370 до 610 оС, в ко тором их размер так же, как и размер пор увеличивался от 5 до 13 нм, концентрация, соответст венно, падала примерно на порядок;

в верхних, наиболее горячих, сечениях выделения образовы вались на существовавших ранее двойниковых границах;

максимальная объемная доля наблюда лась в центре АкЗ. Кроме выделений карбонитридов ниобия в структуре стали, начиная с центра АкЗ и выше (при Тобл 500оС), наблюдались выделения, ассоциированные с порами, объемная до ля которых незначительна. Форма этих выделений близка к равноосной. Анализ микродифракци онных картин от этих выделений позволил предположить, что эти выделения представляют собой либо сложные карбиды типа Ме23Сб, либо G-фазу. Выделения фазы Лавеса наблюдались при тем пературах облучения выше 500оС. Немногочисленные исследования структуры материала облу ченных оболочек из стали ЭИ-847 х.д. не выявили каких-либо дополнительных по сравнению с ау стенизированным состоянием выделений вторичных фаз. Установлено только, что при нейтрон ном облучении происходит изменение состава фазы Лавеса по сравнению с термическим старени ем: уменьшение содержания молибдена, рост содержания никеля и кремния.

Установлено, что тип, размер и состав вторичных фаз в облученных оболочках твэлов из сталей ЭИ-847 х.д. и ЧС-68 х.д. принципиально не различаю -фазы в структуре стали ЧС-68 х.д. наблюдались на образцах оболочек твэлов при температурах облучения 425 и 490оС и повреждающих дозах около 60 сна. Размер выделений в этой области с ростом температуры облучения увеличивался от 9 до 17 нм, а концентрация падала от 2 1021 до 2 1020 м-3 -фазы при этом составлял 0,17%. Пр -фазы обнаружено не было. Выделения G-фазы, в большинстве случаев связанные с порами, при исследовании об разцов оболочек твэлов из нижних сечений АкЗ твэлов ТВС, отработавшей до максимальной по вреждающей дозы 60 сна, обнаружены при температурах 370-425оС. При температуре облучения 490оС выделений G-фазы не обнаружено. Размер выделений изменялся в пределах 8,5-10,5 нм, концентрация ~1,5 1021 м-З, максимальный объем выделений не превышал 0,2%. С увеличением повреждающей дозы до 87 сна размеры и объемная доля выделении G-фазы увеличивались. Мел кодисперсные карбиды МС при повреждающих дозах 40-60 сна наблюдались во всем исс ледованном интервале температур облучения 360-570 оС, за исключением сечения с температурой 425оС и дозой 57 сна. Размер выделений независимо от температуры облучения изменялся в пре делах 4,5-8,5 нм, концентрация выделений - от 1,5 1021 до 2,3 1022 м-3. Распределение выделений по телу зерна, так же, как и пор крайне неравномерно. Аналогично на образцах оболочек твэлов из стали ЧС-68 х.д. другой ТВС, достигшей максимальной повреждающей дозы 70 сна, в темпера турной области максимума распухания (Тобл.=400-420оС) частицы карбидов не выявлены, при этом обнаружены частицы G-фазы. На образцах оболочек твэлов ТВС с максимальной повреждающей дозой 87 сна выделения МС присутствовали только в верхних сечениях при температуре ~550оС и дозе 50 сна, в сечениях при более низких температурах выделений типа МС не обнаружено. Таким образом, в области максимального распухания при температурах 370-530оС происходит растворе ние карбидов МС и доминирующей фазой при этих температурах и дозах облучения является ра диационно-индуцированная G-фаза. Частицы этой фазы меняют форму от пластинчатой в нижних, более холодных, сечениях оболочек твэлов до глобулярной при Тобл.=530оС. С ростом температу ры облучения в интервале 370-530оС размер частиц увеличивался от 15 до 80 нм, концентрация соответственно падала от 3 1021 до 7 1020 м-3. Кроме частиц МС и G-фазы, являющихся основными в температурной области распухания, при Тобл. 500оС обнаружены частицы фазы Лавеса и зерно граничных выделений сложных карбидов типа М23С6. Выделения фазы Лавеса образуются глав ным образом на крупных технологических выделениях и с ростом температуры и повреждающей дозы их объем увеличивается так же, как и увеличивается размер и количество выделений М23С6.

В работе проведен анализ структурно-фазового состояния наиболее радиационностойкой отече ственной аустенитной стали ЧС-68 х.д. в сравнении со сталью PNC316CW, которая является од ним из вариантов улучшения стандартной стали 316 (е аналог - сталь ЧС-68), путем оптимизации состава по добавкам бора, титана, ниобия, кремния, фосфора (Fe 16Сг - 14Ni – 2,5Мо – 0,05С – 0,7Si – 0,25Р – 0,004В – 0,1Ti – 0,1 Nb). Сталь PNC316CW по сравнению со сталью ЧС-68 х.д. яв ляется более радиационно-стойкой. После реакторных испытании в быстрых реакторах JOYO и FFTF до максимальных повреждающих доз 185 сна е распухание составило менее 10%, предел ползучести до разрыва увеличен в исходном состоянии более чем в три раза по сравнению со ста лью 316T1CW, что обеспечивает гарантированную работоспособность оболочек твэлов японского реактора-прототипа MONJU. Фазовое состояние рассматриваемых материалов отличается отсут ствием G-фазы, более узким температурным интервалом выделения фазы Лавеса и наличием фос фидов типа Fe2P в стали PNC316CW. Таким образом, комплексное легирование стали 316CW бы ло направлено на стабилизацию твердого раствора с высокой исходной плотностью дислокаций, созданной стандартной холодной деформацией, сдерживанию обеднения матрицы по никелю из-за сегрегации по границам зерен и выделению фаз, богатых никелем. По-видимому, обеднение твер дого раствора по никелю способствует распуханию, а добавки фосфора играют важную роль в сдерживании распухания не только эффективным поддержанием высокой исходной плотности дислокаций (которая по величине выше в сплавах с фосфором), но и сдерживанием образования выделений карбидов М6С, богатых никелем. Кроме того, игольчатые фосфиды типа Fe2P являются ловушками для вакансий и мелких пор, препятствуя образования крупных пор. При этом титан вводился в твердый раствор с целью стабилизации фосфидов и дислокаций при облучении. Полу ченные данные вновь показывают, что одним из принципиальных путей снижения распухания яв ляется повышение стабильности твердого раствора, формирование оптимальной структуры и фа зового состава в исходном и в облученном состоянии.

4.1.5. Технология изготовления и контроля качества. Представленные результаты показы вают, что общим для параметров распухания, микроструктуры, механических свойств оболочек твэлов является значительный разброс данных, увеличивающийся с ростом повреждающей дозы.

Разброс свойств материалов наблюдается уже в исходном (необлученном) состоянии, который наиболее ярко проявляется при механических испытаниях и измерениях характеристик упругости материалов (модуль сдвига, коэффициент Пуассона). Основной причиной неоднородности свойств является ликвационная неоднородность, формирующаяся при кристаллизации слитка и представ ляющая в литом металле дендритную ликвацию. С целью выяснения влияния исходного состояния оболочек твэлов на распухание ВННИНМ, СФНИКИЭТ, БАЭС совместно исследовали характе ристики упругости на участках оболочек из стали ЭИ-847 ауст., находившихся при облучению вне активной зоны и не содержащих топливную композицию (компенсирующий объм). Установлено, что модуль Юнга образцов компенсатора не коррелирует с величиной распухания оболочек, из ко торых эти образцы вырезаны, тогда как модуль сдвига и коэффициент Пуассона (со средней вели чиной, характерной для стали ЭИ-847 ауст.) тесно связаны с распуханием.

Химический состав. Косвенным свидетельством в пользу предположения о влиянии химиче ской неоднородности на радиационное распухание оболочечных материалов могут служить и ре зультаты анализа содержания титана в стали ЧС-68 х.д. и ниобия, бора в стали ЭП-172х.д., прове денного по сертификатным данным для различных плавок и партий оболочечных труб. Анализ показал, что колебания содержания титана значительно меньше колебаний содержания бора и ниобия, вводимых с целью снижения распухания. Это обстоятельство, наряду с прочими, и опре деляет меньший разброс представленных выше данных по распуханию оболочек из стали ЧС- х.д. по сравнению с ЭП-172 х.д. Влияние содержания кремния на распухание стали ЭИ-847 ауст., химического состава на скорость распухания стали ЧС-68 х.д. показано в предыдущем разделе.

Отмеченные особенности отчетливо показывают роль химического состава в формировании слу жебных свойств.

Требования технических условий, предъявляемые к химическому составу материалов элемен тов реакторных сборок, определяют границы содержания элементов в материале трубной заготов ки. Химический состав определяется в верхнем, среднем и нижнем сечениях слитка. Эти данные отражаются в сертификатах на все получаемые из него трубные заготовки. Исключением является контроль за содержанием углерода, определяемого на каждой заготовке при производстве оболо чечных труб. В требованиях технических условий по содержанию элементов в конструкционных материалах реакторных сборок БН-600, как правило, интервал их содержания указан для углерода, основных легирующих элементов и таких элементов, как ниобий, бор, титан, кремний, вводимых в металл с целью подавления радиационного распухания. Для остальных элементов, в том числе и примесных, указан лишь верхний предел содержания. По ряду элементов пределы содержания не обоснованно широки.

Современное понимание влияния химического состава на служебные свойства конструкцион ных материалов быстрых реакторов основываются на достаточно высоком уровне теоретических представлений в области радиационного материаловедения. Однако, в большинстве случаев они не могут быть реализованы на стадии промышленного изготовления отечественных материалов с высоким уровнем служебных свойств. Если сравнить требования отечественных технических ус ловий к составу металла трубных заготовок для труб, используемых в атомной энергетики с зару бежными стандартами на аналогичную продукцию, то большой разницы в содержании элементов не обнаружится. Для зарубежных сталей характерна хорошая повторяемость состава по плавкам, небольшие колебания состава, что свидетельствует о высоком уровне технологий на стадии ме таллургического цикла. В сочетании с жестокими требованиями к качеству шихтового материала имеется возможность добиваться получения материала строго определенного заданного состава слитков и трубных заготовок. Проблемы достижения уровня отечественных металлургических промышленных технологий, позволяющего обеспечить получение однородного слитка строго за данного состава, в настоящее время не решены. Как правило, химический состав материала имеет значительные колебания не только по плавкам для одной марки стали, но и в пределах одного слитка. Ликвационная неоднородность слитка, наследуется трубной заготовкой, в трубном пере деле не устраняется и наблюдается на готовых трубах. Неоднородность химического состава в частично может быть устранена отжигом на переделе на предготовом размере, но при этом увели чивается размер зерна, происходит собирательная рекристаллизация, образуются двойники отжи га. Для этого требуется достаточно жсткий контроль параметров отжига для обеспечения прием лемого размера зерна.

Исследования сталей типа Х16Н15М3Т (СТi 1 % масс.) показали неоднородность распределе ния основных и легирующих элементов с периодом осцилляции состава ~104 нм и коэффициента ми ликвации (Cmax/Cmin) в интервалах: (1,03-1,08) для Fe, Ni, Сr;

(1,2-1,3) для Мо, Мn;

(1,3-1,8) для Ti;

(1,5-2,8) для Nb, Si.

Величина зерна. В литературе отсутствуют убедительные данные, свидетельствующие о четкой взаимосвязи служебных свойств, в частности распухания, с размером зерна. В некоторых исследо ваниях отмечается наличие в облученных аустенитных сталях приграничных зон, обедненных или свободных от вакансионных пор. Ширина этих областей в зависимости от повреждающей дозы и температуры облучения составляет 50 -100 нм. Образование таких зон объясняется стоками и ан нигиляцией вакансий и дислоцированных атомов на границах зерен и некогерентных границах двойников. Предполагается, что измельчение зерна до размера, равного двойной ширине обеднен ной зоны (до ~0,1 мкм), может привести к значительному ослаблению вакансионной пористости.

В промышленных материалах средний размер зерна в лучшем случае составляет 10-30 мкм. Тре бованиями ТУ для отечественных оболочечных материалов определены допустимые размеры зерна (7-10 балл). Более крупное зерно при ультразвуковом контроле готовых труб фиксируется как дефект оболочки, которая по этому признаку может отбраковываться.

Неметаллические включения. Одним из показателей качества труб является загрязненность металла неметаллическими включениями. Данные по неметаллическим включениям представля ются в виде, не позволяющем судить об их влиянии на служебные свойства металла. Как и данные по зернистости, они не отражают в полной мере ни их пространственное распределение, ни дис персность. В сертификатных данных приводится только значения балла, которым оценивается за грязненность металла. Если рассматривать выделения как барьеры дислокаций, стоки точечных радиационных дефектов и если учитывать их влияние на свойства границ зерен и специальных границ, то их роль в формировании служебных свойств не менее важная, чем влияние состава или холодной деформации.

Холодная деформация. Согласно современным представлениям, положительное влияние хо лодной деформации на снижение распухания выражено, в основном, в продлении инкубационно го периода распухания. Наличие дислокационной сетки в исходной структуре холоднодеформиро ванных материалов приводит к увеличению инкубационного периода зарождения пор, которые на чинают проявляться при отжиге дислокаций. Оптимизация степени холодной деформации является компромиссной задачей и необходимо учитывать влияние холодной деформации на снижение температуры рекристаллизации и характеристик длительной прочности и пластичности материала.

Практически важным является выяснить уровень повреждающих доз, до которого сохраняется по ложительное влияние увеличения степени предварительной холодной деформации. Выше показа но, что при одной и той же инкубационной дозе распухания стали ЧС-68 х.д. скорость распухания значительно зависит от влияния химического состава, возможно, и от степени предварительной холодной деформации.

Роль эффективных стоков для радиационных дефектов выполняют не только дислокации, но и границы зерен, и поверхности раздела выделений вторых фаз определенного типа. Поэтому при вы боре путей повышения радиационной стойкости материалов необходимо, по-видимому, стремить ся не только к длительному сохранению дислокционной структуры и стабильности твердого рас твора, но и эффективно использовать формирование структурно - фазового состояния в процессе изготовления элементов реакторных сборок и уметь предсказывать его эволюцию в процессе экс плуатации. Проблема не является новой. Для отечественных конструкционных материалов она по ставлена в 70-х годах. Зарубежными разработчиками радиационностойких материалов программа снижения неприемлемого распухания оболочечной аустенитной стали М316 сформулирована в на чале 80-х годов и успешно решена к настоящему времени совместными усилиями европейских и японских специалистов созданием комплекснолегированных аустенитных сталей для оболочек твэлов быстрых реакторов, работоспособных при повреждающих дозах до 140 сна.

4.2. Мероприятия по улучшению качества оболочечных труб из стали ЧС-68 х.д.

Как показано выше, в части радиационной стойкости наиболее оптимальное сочетание пара метров распухания материала оболочек реализовано для стали ЧС-68 х.д., использовавшейся на стадии ее экспериментального освоения. К концу 90-х годов при переходе от опытного производ ства на промышленное стойкость стали ЧС-68 х.д. к распуханию снизилась. Как следует из много летней практики исследования формоизменения оболочек из стали ЧС-68 х.д., произошло это по степенно, начиная с начала 90-х годов. Деградация служебных свойств привела в отдельных слу чаях к преждевременному разрушению оболочек при низких значениях выгорания топлива и по вреждающей дозы. Сложившаяся ситуация потребовала в конце 90-х годов принятия срочных мер по повышению качества оболочек твэлов.

Первым этапом работ, проводимых совместно ВНИИНМ, ОАО МСЗ, СФ НИКИЭТ, ОАО ПНТЗ, БАЭС, явился анализ качества оболочек твэлов, поставляемых ОАО ПНТЗ на ОАО МСЗ для изготовления твэлов.

На основании проведенного статистического анализа сертификатных данных по содержанию легирующих элементов металла трубных заготовок из стали ЧС-68 было установлено, что содер жание бора в 55 % от объема выплавленного металла составило 0,001 % масс. и соответствует нижнему пределу содержания бора, играющего важную роль в поведении материала под облуче нием. В ходе работы были внесены изменения в ТУ и нижний предел содержания бора в стали ЧС-68 был повышен с 0,001 до 0,002 % масс. при сохранении верхнего предела 0,005 % масс.

Оценка качества труб осуществлялась на основе предложенного автором ана лиза распределений контролируемых па раметров по партиям готовых труб и вы явление наиболее из них критичных, ко торые могли бы способствовать прежде временному разрушению оболочек. Ис пользовались сохранившиеся на ПНТЗ сертификатные данные по 28-ми партиям оболочечных труб, применявшимся при комплектации твэлов двух из четырх ТВС с преждевременным разрушением оболочек, и по 58 партиям труб изготов ления 1994-95 г.г. В качестве одного из критериев качества готовых труб рас сматривали долю забракованных труб по партиям как на промежуточных переде лах, так и при сдаче готовых труб. Ко всем параметрам применялся единый стандартный метод контроля качества изделий. В качестве основного (инте грального) показателя качества рассмат ривали долю годных труб из числа предъявленных к приемке ОТК и ГАН.

Доля годных труб, которые могли быть использованы при комплектации рас сматриваемых ТВС, в зависимости от партии изделий изменялась в пределах Рисунок 4.3– Внешний вид (а) и профиль дефекта (б,в,г,д) от 33% до 92% при среднем значении на наружной поверхности оболочки 74% и коэффициенте вариации 17%. По трубам изготовления 1994-95 г.г. – от 53% до 94% при среднем 76% и вариации 14%. Дополни тельный анализ качества труб 53 партий 1998-99 г.г. изготовления показал долю годных - в сред нем 79% (от 15% до 93%) при вариации 15%.

С целью дополнительной оценки качества труб производства ОАО ПНТЗ специалистами МСЗ был выполнен ультразвуковой (УЗ) контроль нескольких ранее поставленных партий труб, сдан ных в соответствии с требованиями действующих ТУ и прошедших УЗ-контроль на ПНТЗ. Из готовых оболочек 17% было забраковано.

Из забракованных труб выбрано 9 штук, определено месторасположение дефектов и на 6-ти трубах проведена металлография. 3 трубы с размеченными дефектами предоставлены в распоря жение ПНТЗ для исследований. По результатам металлографии дефекты представляют собой, в основном, закаты, отслоения, микротрещины (рисунок 4.3), расположенные на наружной поверх ности, в основном, продольной ориентации. Распределение дефектов по длине трубы носит слу чайный характер.

В результате анализа данных по контролю герметичности готовых твэлов на ОАО МСЗ за пе риод с 1983 г. по настоящее время отмечено, что максимальная отбраковка готовых твэлов при ходилась на периоды 1983-85 г.г. и 1992-95 г.г. Прежде всего, внимание обратили на операцию контроля герметичности готового твэла, при которой допускался нагрев оболочки твэла до 650 С в течение 6 часов. С позиций сохранения исходного холоднодеформированного состояния была определена допустимая температура нагрева оболочек 500+50 С при максимальном времени вы держки не более 5 часов.

На основании результатов, полученных на первом этапе выполнения работ в 2001 г. была раз работана программа проведения работ по исследованию качества оболочек из стали ЧС-68 х.д. с целью его повышения. На ОАО МСЗ было принято решение о 100%-м входном контроле оболочек поставки ПНТЗ.

На втором этапе исследований провели статистический анализ качества оболочечных труб партии поставки ПНТЗ 2001 г., по результатам которого доля годных повысилась - в среднем 82% (от 47% до 97%) при вариации 14%. На МСЗ провели входной УЗ-контроль 6968 готовых труб, забраковано всего 6,8%. По сравнению с трубами поставки 1998-99 г.г. повторная отбраковка уменьшилась более чем в 2 раза. Это во многом обусловлено тем, что поставка труб в 2001 г. осу ществлялась с учетом ужесточенных требований к УЗ-контролю, согласованных ПНТЗ и МСЗ.

Анализ технологических особенностей изготовления оболочек твэлов и результаты послереак торных исследований позволили ВНИИНМ, ПНТЗ, МСЗ в начале 2000-х г.г. наметить дальнейшие технологические направления совершенствования оболочек твэлов из стали ЧС-68 х.д., такие как:

- обеспечение содержания бора 0,002-0,005 % вес. с целью закрепления границ зрен;

- использование сверления, обточки и расточки исходной трубной заготовки 65 мм для по лучения гильзы 57 х 8,5 мм взамен операции горячей деформации трубной заготовки;

- сопоставление маршрутов холодной деформации труб на готовый размер с применением про катки на станах ХПТР и короткооправочного волочения;

- внедрение более высокотемпературного диффузионного отжига на трубах промежуточных размеров с целью повышения однородности структуры при приемлемом размере зерна.

Для более глубокого понимания и полного использования эффективности технологических способов повышения радиационной стойкости стали ЧС-68 х.д. организована практика проведе ния экспериментов по облучению в реакторе БН-600, так называемых, «реперных» ТВС, в составе которых используются паспортизованные оболочки. Облучена первая партия из семи «реперных» ТВС. Закончены первичные послереакторные исследования первых двух из них, материаловедче ские исследования трх твэлов первой проводятся в ИРМ, четыре твэла другой выбраны для пе редачи на исследования в ИРМ.

На рисунке 4.4 среди прочих приведены данные по распуханию оболочек, определнные из значений эффективного диаметра для партий труб изготовления МСЗ из металла пяти плавок, для одной партии труб изготовления ПНТЗ из металла одной плавки, использованных для комплекта ции твэлов «первой реперной» ТВС зав.№ 1817456502, и шести партий труб изготовления МСЗ из металла одной плавки, использованных для комплектации твэлов «второй реперной» ТВС зав.№ 1817487203. На этом же рисунке в совокупности представлены данные, полученные для всех экспериментальных и штатных ТВС, исследованных в горячей камере БН-600, оболочки твэ лов которых изготовлены из стали ЧС-68 х.д. Распухание оболочек ПНТЗ превышает уровень, ко торый определяется дозной зависимостью 2, построенной по всей совокупности данных. Точки, соответствующие распуханию оболочек твэлов, изготовленных на МСЗ, с учтом разброса данных практически укладываются на зависимость 1, которая соответствует распуханию стали ЧС-68 х.д.

на стадии е внедрения.

Главным результатом этого этапа работ следует считать то, что впервые для стали ЧС-68 х.д., облучнной в качестве оболочек твэлов в составе одной ТВС зоны малого обогащения с незначи тельной неравномерностью условий облучения по сборке, показано влияние исходного структур ного состояния материала и особенностей изготовления оболочек на различных технологических линиях на одно из важнейших служебных свойств оболочек – радиационное распухание.

Рисунок 4.4 – Радиационное распухание стали ЧС-68 х.д. в зависимости от повреждающей дозы при температурах максимального распухания (Тобл. = 470-5000С) Анализ результатов послереакторных исследований образцов и оболочек твэлов из аустенит ных сталей, облученных в реакторе БН-600, позволил выявить связь распухания нержавеющих сталей с микроструктурными факторами (твердорастворный, карбонитридный, интерметаллид ный, холодная деформация). Установлена возможность эффективного подавления распухания ста ли ЧС-68 х.д. и, как следствие, - деградации механических свойств.

Работы в этом направлении ориентированы на повышение радиационной стойкости оболочки из стали ЧС-68 х.д. путем модернизации е состава за счт повышения концентрации титана и кремния, обуславливающих образование при нейтронном облучении -фазы. При этом необходи мо максимально обеспечить повторяемость состава по плавкам. Необходима и оптимизация сте пени х.д. готовых труб из стали ЧС-68 штатного и модифицированного состава. Для этого Белояр ской АЭС совместно с ВНИИНМ, МСЗ в развитие методологии облучения «реперных» ТВС вы пущено «Решение об организации работ по применению реперных ТВС для обеспечения после эксплуатационного контроля качества конструкционных материалов штатных ТВС реактора БН-600», утвержднное руководством концернов «Росэнергоатом» и «ТВЭЛ». По этому решению изготавливаются шесть реперных ТВС, оболочки твэлов которых должны иметь:

- регламентированное содержание кремния ~ 0,6 % масс., углерода ~ 0,07% масс. и титана ~ 0,28 % масс. с целью одновременного использования интерметаллидного и карбонитридного фак торов сдерживания распухания;

- содержания титана и кремния на верхнем пределе требований ТУ и пониженное содержание углерода (Si ~ 0,6 % масс., Ti ~ 0,5 % масс. и С ~ 0,05 % масс.) с целью максимального использо вания интерметаллидного фактора;

-повышение степени холодной деформации первоначально до верхнего предела требований ТУ и далее до оптимальной величины после корректировки ТУ.

Это позволит повысить наджность оболочек и их ресурс до максимальной повреждающей до зы ~ 90 сна, обеспечивающего выгорание ~ 12 % т.а., как ближайшей цели повышения эффектив ности использования топлива в реакторе БН-600.

В заключении сформулированы основные результаты диссертационной работы.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ 1. На опытно-промышленном энергоблоке создана и успешно функционирует эксперимен тальная база для проведения первичных послереакторных исследований состояния отработавших элементов конструкций реактора БН-600 и экспериментальных устройств с целью определения дальнейших направлений исследований в области развития реакторов на быстрых нейтронах для широкомасштабной энергетики.

2. В бассейне выдержки и в горячей камере проведены первичные массовые исследования ~ облученных реакторных сборок, которые позволили, по сравнению с традиционными исследова ниями выборочного характера, получить оперативную, более надежную информацию о состоянии конструкций, их элементов для расчетно-экспериментальных обоснований безопасной и надежной работы элементов активных зон трх модернизаций при повышении эксплуатационных показате лей реактора БН-600.

3. Изучены масштабы и причины разгерметизации твэлов в ТВС активной зоны, боковой зоны воспроизводства, во внутриреакторном хранилище, происходившей на разных стадиях эксплуата ции реактора БН-600. Полученные результаты первичных исследований в сочетании с данными материаловедческих исследований позволили понять причины разгерметизации и принять реше ния по их устранению.

4. Изучены и обобщены факторы, влияющие на работоспособность элементов конструкций ре актора БН-600, получены обобщенные аналитические зависимости основных служебных свойств конструкционных материалов для прогнозирования их поведения в условиях, определяемых уста новливаемым ресурсом элементов конструкций и при его превышении. По этим данным в сово купности с результатами последующих материаловедческих исследований совместно с головными материаловедческими и проектными организациями установлены пределы работоспособности конструкций, материалов и разработаны рекомендации по их совершенствованию.

5. Совокупность полученных данных первичных и материаловедческих исследований позво лила поэтапно увеличить ресурс активной зоны БН-600 от максимального значения выгорания то плива 7,2 до ~11 % т.а. В 1987 г. проведена первая модернизация активной зоны c увеличением выгорания топлива до 8,3 % т.а. (повреждающая доза 54 сна). В 1993 г. закончена вторая модер низация на проектное выгорание топлива 10% т.а. (повреждающая доза 75 сна). С мая 2004 г. по октябрь 2006 г. осуществлн перевод реактора на зону третьей модернизации с выгоранием топли ва ~11% т.а. (повреждающая доза 82 сна).

6. Ближайшими целями являются: достижение ресурса ТВС с наработкой 580-590 эффектив ных суток и максимальным выгоранием ~12 % т.а. за счет улучшения служебных свойств штатно го материала оболочек твэлов;

разработка гибридной активной зоны БН-600 с частью ТВС со смешанном уран-плутониевым топливом и с частичной заменой ТВС, нарабатывающих плутоний, на сборки стальной защиты и/или сборки для наработки изотопов. Разработана программа повы шения выгорания топлива до ~14% т.а. и выше до ~17% т.а. Эффективность внедрения результа тов работ по этим программам во многом зависит от проведения дальнейших послереакторных ис следований.

Представленная работа выполнена благодаря творческому участию и всесторонней поддержке ведущих специалистов и сотрудников ВНИИНМ, ФЭИ, ОКБМ, Белоярской АЭС, НИИАР, ИРМ, ИФМ УрО РАН, НИИМ, ПНТЗ, МСЗ в постановке целей и задач работы, в непосредственном уча стии в выполнении работ по теме диссертации, обсуждении и критическом анализе результатов и выводов из них. Всем участникам этой работы автор выражает глубокую признательность и бла годарность.

Основные положения диссертации опубликованы в работах:

1. А.С. Жилкин, О.С. Коростин, В.В. Чуев и др. Определение параметров твэлов реактора БН-600 неразрушающими методами. – Препринт ФЭИ-2212, Обнинск, 1991 г., 34 с.

2. С.Е. Асташов, Е.А. Козманов, В.В. Чуев и др. Формоизменение элементов активной зоны БН-600. - Атомная энергия, 1993 г., т. 75, вып.3, с.167-175.

3. Е.А. Козманов, А.Н. Огородов, В.В. Чуев. Методическое обеспечение первичных послере акторных исследований элементов активной зоны реактора БН-600. - Исследование конструкци онных материалов элементов активной зоны быстрых натриевых реакторов: [Сб. науч. трудов].

Екатеринбург: УрО РАН, 1994, с.3-47.

4. С.Е. Асташов, Е.А. Козманов, В.В. Чуев и др. Основные результаты первичных послереак торных исследований ТВС реактора БН-600. – Там же, с.48-84.

5. В.В. Чуев, В.Н. Ланских, А.Н. Огородов и др. Работоспособность ТВС быстрых реакторов.

– Там же, с.85-140.

6. А.И. Карпенко, Е.С. Лисицин, В.В. Чуев и др. Вопросы наработки радионуклида Со-60 в реакторе БН-600. – Безопасность эксплуатации Белоярской АЭС: [Сб. науч. трудов]. Екатерин бург: УрО РАН, 1994, с.201-205.

7. С.Ф. Дубинин, В.Д. Пархоменко, В.В. Чуев и др. Определение содержания водорода во вкладышах замедляющих элементов ЭОУ для наработки изотопа Со-60. – Там же, с. 206-213.

8. В.В. Чуев, А.Н. Огородов, А.Г. Шейнкман и др. Cлужебные свойства конструкционных ма териалов тепловыделяющих сборок реактора БН-600 при высоких повреждающих дозах. – Физика металлов и металловедение, 1996 г., т.81, вып. 3, с.133-141.

9. С.Ф. Дубинин, В.Д. Пархоменко, В.В. Чуев и др. Радиационная стойкость гидрида цирко ния. – Там же, 1996 г., т.81, вып. 6, с.134-138.

10. С.Ф. Дубинин, В.Д. Пархоменко, В.В. Чуев и др. Радиационно-индуцированное дегидриро вание кристаллической системы ZrH1.85. –Там же, 2002 г., т.94, №1, с.99-104.

11. А.Н. Огородов, С.Е. Асташов, В.В.Чуев и др. Анализ формоизменения оболочек твэлов ре актора БН-600, изготовленных из аустенитных холоднодеформированных сталей ЭП-172 и ЧС-68.

- [Сб. докладов Третьей межотраслевой конференции по реакторному материаловедению], т.2, Димитровград, 1994 г., с. 68-80.

12. А.Н. Огородов, С.Е. Асташов, В.В. Чуев и др. Формоизменение оболочек твэлов из стали ЧС-68 в холоднодеформированном состоянии при повреждающих дозах 60-93 сна. –Там же, 4-я конференция, т.3, Димитровград, 1996 г., с. 84-98.

13. Ю.А. Блинов, В.В. Головин, В.В. Чуев и др. Реакторные испытания опытных облучатель ных сборок для производства радионуклида кобальт-60 в реакторе БН-600. – 35-летие работы Бе лоярской АЭС: [Сб. докладов Шестой научно-технической конференции], Заречный, 1999г., часть III дсп, с.108-110.

14. В.В.Чуев, А.Н.Огородов. Радиационное распухание аустенитных сталей, облученных в ре акторе БН-600 при различных скоростях набора повреждающей дозы.-Там же, часть IIдсп, с.18-27.

15. Ю.П.Буданов, С.А.Бычков, В.В.Чуев и др. Комплекс материаловедческих и технологиче ских работ по оптимизации структурного состояния материала оболочечных труб из стали ЧС68 в холоднодеформированном состоянии. - [Cборник докладов Седьмой научно-технической конфе ренции, посвящнной 40-летию Белоярской АЭС], Заречный, 2004 г., т. 1 дсп, с.156-165.

16. Мальцев В.В., Ошканов Н.Н., Чуев В.В и др. Реакторные испытания и послереакторные ис следования в обоснование работоспособности ТВС при повышении выгорания топлива реактора БН-600. – Там же, с.166-192.

17. А.Н. Огородов, Н.Н. Ошканов, В.В. Чуев. Научно-техническое обеспечение высоких экс плуатационных показателей безопасной и надежной работы промышленного реактора на быстрых нейтронах БН-600. - Труды Свердловского научно-исследовательского института химического машиностроения. [Сб. докладов Международной научно-технической конференции, Екатеринбург сентябрь 2002 г.], Екатеринбург, 2003 г., с.24-29.

18. А.В. Козлов, Е.А. Кинев, В.В. Чуев и др. Исследования состояния твэлов ТВС, отработав ших в реакторе БН-600 в течение 4-х микрокампаний. – Вопросы атомной науки и техники, Серия:

Материаловедение и новые материалы, вып.2(63), 2004 г., с. 163-172.

19. А.В. Козлов, Е.А. Кинев, В.В. Чуев и др. Послереакторные исследования оксидного топли ва после эксплуатации в реакторе БН-600. – Там же, с. 173-181.

20. А.В. Козлов, Е.А. Кинв, В.В. Чуев и др. Исследования состояния твэлов ТВС, отработав ших в реакторе БН-600 в течение четырх микрокампаний. – Там же, вып.1(64), 2005 г., с. 286-293.

21. В.В. Чуев, В.Ф. Росляков, В.В. Мальцев. Особенности поведения конструкционных мате риалов в спектре нейтронов быстрого реактора большой мощности.- Ядерная энергетика. Известия вузов, 2005 г., №1, с. 113-126.

22. М.В.Баканов, В.В.Чуев, О.В. Крюков и др. Оптимизация структурного состояния материала оболочечных труб из стали ЧС68 в холоднодеформированном состоянии.- Там же с. 139-145.



Pages:     | 1 ||
 

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.