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

Влияние облучения на материалы твэлов с урановым и уран-плутониевым оксидным топливом при эксплуатации в реакторе бн-600

На правах рукописи

КИНЁВ Евгений Александрович ВЛИЯНИЕ ОБЛУЧЕНИЯ НА МАТЕРИАЛЫ ТВЭЛОВ С УРАНОВЫМ И УРАН-ПЛУТОНИЕВЫМ ОКСИДНЫМ ТОПЛИВОМ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ В РЕАКТОРЕ БН-600 05.14.03 – «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Автор:

Заречный - 2009

Работа выполнена в Федеральном государственном унитарном предпри ятии «Институт реакторных материалов» (ФГУП «ИРМ»).

Научный консультант: доктор технических наук, чл.-корр.

РАН, профессор Бибилашвили Ю.К.

Официальные оппоненты: доктор физико-математических наук Крюков Ф.Н.

кандидат технических наук Забудько Л.М.

Ведущая организация: ОАО Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения им. И.И.Африкантова (ОАО «ОКБМ»).

Защита состоится « » 2009 года в часов на заседании диссертационного совета Д 201.003.01 при ГНЦ РФ-ФЭИ в конференц-зале по адресу: 249033, г. Обнинск, Калужской обл., пл. Бондаренко, д. 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ГНЦ РФ-ФЭИ.

Автореферат разослан « » 2009 г.

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

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы. Важной научно-технической проблемой при обеспе чении экономической конкурентоспособности коммерческих АЭС на базе реак торов на быстрых нейтронах (РБН) в сравнении с современными АЭС, обору дованными реакторами на тепловых нейтронах, является рост уровня выгора ния топлива. Это непосредственно связано с разработкой и внедрением конст рукционных материалов, сохраняющих эксплуатационные свойства при высо ких повреждающих дозах и значительных температурах теплоносителя. Другой важной задачей является включение уран-плутониевого топлива в ядерный то пливный цикл РБН. Единственный в России РБН коммерческого типа БН-600, функционирующий на третьем блоке БАЭС, является уникальной базой для решения этих задач.

Несмотря на значительный объем информации о свойствах, поведении топливных и конструкционных материалов твэлов в условиях исследователь ских и, значительно реже, зарубежных коммерческих РБН, данных для надеж ного увеличения ресурса активной зоны (АкЗ) реактора БН-600 (в перспективе – строящегося реактора БН-800) недостаточно. Использование данных, полу ченных в иных энергетических спектрах нейтронного потока либо имитацион ных экспериментах, лишь частично решает задачу продления работоспособно сти материалов АкЗ реактора БН-600. Требуется регулярная аттестация штат ных и опытных тепловыделяющих сборок (ТВС) путем материаловедческих ис следований, выясняющих фактическое состояние твэлов после облучения в ре альных условиях. Эти же данные служат основой совершенствования твэлов и улучшения их работоспособности.

Важнейшими звеньями таких исследований являются анализ структурно го состояния и свойств топливной композиции твэлов после конкретных режи мов эксплуатации, изучение характера физико-химического взаимодействия «топливо-оболочка» (ФХВТО), анализ влияния физико-химического взаимо действия на механические свойства материалов оболочек.

Цель работы заключалась в обобщении результатов многолетних мате риаловедческих исследований штатных и перспективных материалов твэлов реактора БН-600 после облучения в составах АкЗ первой и второй модерниза ции, выявлении закономерностей изменений их свойств.

Научная новизна 1. Впервые обобщены результаты структурных исследований штатной топливной композиций твэлов реактора БН-600 после эксплуатации до выгора ний 11,5 % т.а. в составе ТВС зон малого (ЗМО), среднего (ЗСО) и большого обогащений (ЗБО) в АкЗ первой и второй модернизации.

2. Впервые в условиях АкЗ БН-600 выполнен анализ структурного пове дения таблеточного уран-плутониевого оксидного (МОКС) топлива при выго раниях до 11,8 % т.а.

3. Впервые проведен анализ физико-химического взаимодействия МОКС топлива с оболочками из стали ЧС-68хд при повреждающих дозах до 78,2 сна.

4. Впервые обобщены данные по физико-химическому взаимодействию стали ЧС-68хд и штатной топливной композиции реактора БН-600 в пределах повреждающих доз до 92,5 сна.

5. Впервые исследовано физико-химическое взаимодействие стали ЭП-450 с таблеточным диоксидом урана в условиях энергетического реактора при повреждающих дозах до 76,6 сна.

6. Разработана новая методика статистического анализа коррозионного растрескивания и язвенной коррозии оболочек твэлов.

7. Впервые установлен и проанализирован вклад коррозионного растрес кивания в деградацию прочности облученных оболочек штатных твэлов.

8. Определен вклад пластической деформации ползучести в увеличение диаметра оболочек облученных твэлов.

Практическая ценность. Исследованы твэлы действующего энергетиче ского РБН БН-600 в период с 1983 по 2008 г. Полученная информация актуаль на для ресурсной оценки радиационной стойкости оболочек, оксидного ядерно го топлива и работоспособности твэлов в целом. Результаты исследования ис пользованы при разработке мероприятий по повышению радиационной стойко сти оболочек твэлов с целью увеличения выгорания топлива в реакторе БН-600, при разработке проекта активной зоны реактора БН-600 на основе ТВС с МОКС-топливом, а также при проектировании АкЗ строящегося РБН повы шенной мощности БН-800.



Результаты исследований использованы ведущими организациями (ФЭИ, ВНИИНМ, ОКБМ) при обосновании очередных этапов перевода реактора БН 600 на более высокий уровень выгорания. Соответственно в течение 1987- годов проведена первая (01М) модернизация АкЗ с переходом на три варианта обогащения топлива, снижением удельных тепловых нагрузок на твэл и дости жением максимального выгорания 8,3 % т.а. В период с 1991 по 1993 годы осуществлен перевод реактора на АкЗ второй модернизации 01М1. При этом достигнуто проектное выгорание оксидного уранового топлива 10 % т.а. В году осуществлен перевод на усовершенствованную АкЗ третьей модернизации 01М2 с максимальным выгоранием 11,2 % т.а. в твэлах на основе оксидного уранового топлива. Показана работоспособность твэлов с таблеточным МОКС топливом при выгорании 11,8 % т.а.

На защиту выносятся:

1. Результаты структурных исследований штатной и экспериментальной топливной композиции твэлов реактора БН-600 после выгораний до 11,5 и 11,8 % т.а. соответственно.

2. Выявленные закономерности физико-химического взаимодействия ди оксида урана и стали ЧС-68хд при дозах до 92,5 сна, МОКС-топлива и стали ЧС-68хд при дозах до 78,2 сна, диоксида урана и стали ЭП-450 при дозах до 76,6 сна в составе твэлов реактора БН-600.

3. Анализ вклада ползучести в полную радиальную деформацию оболо чек твэлов реактора БН-600 как следствие механического взаимодействия топ ливных и конструкционных материалов.

4. Оценка влияния коррозионного растрескивания на величину кратко временных механических свойств стали ЧС-68хд в твэлах на основе диоксида урана.

Личный вклад автора. Автор в течение 25 лет занимался непосредст венным проведением и организацией послереакторных исследований топлив ных и конструкционных материалов реактора БН-600. Результаты исследова ний профилометрии, гидростатической плотности, металлографии и гамма спектрометрии, изложенные в диссертации, получены лично соискателем. При получении результатов испытаний кратковременных механических свойств, данных рентгеноструктурного анализа, электронной микроскопии он участво вал как соавтор и руководитель научно-исследовательских тем.

Результаты и анализ данных автор отразил в тематических отчетах, пуб ликациях и докладах на научно-технических конференциях.

Апробация результатов работы. Основные результаты работы докла дывались и обсуждались на:

-межотраслевых и российских конференциях по реакторному материало ведению (г. Димитровград, 1992 г, 1994 г, 1997 г, 2000 г, 2003 г, 2007 г);

- VI-й научно-технической конференции, посвященной 35-летию БАЭС (г. Заречный, 1999 г);

- научно-технической конференции «Свердловскому ядерному научному центру -35 лет» (г. Заречный, Свердловской области, 2001 г);

- 10-й международной конференции по материалам термоядерных реак торов (г. Баден-Баден, Германия, 2001 г);

- международных конференциях МАЯТ -1 (п. Агой, Краснодарской об ласти, 2002 г, 2003 г, 2005 г).

Публикации. Результаты исследований опубликованы в 17 печатных ра ботах, среди которых 4 журнальных статьи, 13 докладов на российских и меж дународных конференциях. Выпущено 25 научно-технических отчетов.

Структура и объем диссертации. Диссертационная работа состоит из введения, пяти глав, заключения и основных выводов. Материал работы изло жен на 117 страницах, включая 53 рисунка, 17 таблиц и список использованной литературы из 125 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении проводится обоснование актуальности металловедческих исследований материалов твэлов реактора БН-600. Сформулированы цель и за дачи, поставленные перед исследованиями. Отражены практическая значимость и научная новизна защищаемых результатов. Изложен перечень публичной ап робации данных. Даны основные положения, выносимые на защиту.

В первой главе изложен краткий обзор литературных данных по струк турным и физико-механическим свойствам конструкционных сталей и оксид ных видов топлива, используемых для изготовления твэлов РБН. Рассмотрены общие закономерности поведения оксидного топлива и его продуктов деления под облучением, механизмы взаимодействия топлива и оболочек твэлов при эксплуатации в РБН.

По результатам литературного обзора сделаны выводы:

1. Широкодоступный обзор результатов послереакторных исследований состояния МОКС-топлива, облученного в РБН, в технической литературе от сутствует.

2. Эксплуатация радиационно-стойких оболочечных материалов из фер ритно-мартенситных сталей является перспективным, но слабо изученным на правлением атомной энергетики с РБН.

3. В радиационном материаловедении глубоко изучены процессы меж кристаллитной и фронтальной коррозии внутренней поверхности оболочек из аустенитных сталей. Анализ внутритвэльных процессов коррозионного рас трескивания аустенитных сталей и язвенной коррозии ферритно-мартенситных сталей освещен лишь в самых общих чертах. Слабо исследовано влияние этих процессов на механические характеристики оболочек твэлов. Механическое взаимодействие топливных и конструкционных материалов РБН, с точки зре ния его влияния на физико-химическое взаимодействие, практически не иссле довано.

Во второй главе определен объект и методики исследования.

Объектом исследования являлись твэлы энергетического реактора на бы стрых нейтронах БН-600:

-штатный вариант твэлов (оболочка из стали ЧС-68хд - сердечник из таб леток UO2 различного обогащения);

-опытный вариант твэлов (оболочка из стали ЧС-68хд – сердечник из таб леток (U, Pu)O2, с добавкой хромового геттера в том числе);

-опытный вариант твэлов (оболочка из стали ЭП-450 - сердечник из таб леток UO2 различного обогащения).

Состояние штатных твэлов исследовано после достижения следующих максимальных параметров: выгорание от 2,8 до 11,5 % т.а., повреждающая доза от 20,0 до 92,5 сна. Максимальные параметры твэлов с (U, Pu)O2: выгорание от 9,2 до 11,8 % т.а., повреждающая доза от 58,2 до 78,2 сна. Максимальные пара метры твэлов с оболочками их ЭП-450: выгорание от 8,7 до 9,3 % т.а., повреж дающая доза от 61,2 до 76,6 сна. Температура облучения по длине активной части твэлов изменялась в интервале (390 – 700) оС.

Комплекс методик исследований включал наружный осмотр, макрофото съемку, осевое гамма-сканирование твэлов, профилометрию наружного диа метра и толщинометрию оболочки, гидростатическое определение плотности и распухания материалов оболочки, кратковременные механические испытания кольцевых образцов оболочек, металлографию топлива и оболочки, измерения микротвердости топливных и конструкционных материалов, трансмиссионную и растровую электронную микроскопию оболочки, рентгенографию топлива.

В третьей главе проведен сравнительный анализ структурного состояния и микротвердости штатного и экспериментального видов топливной компози ции твэлов реактора БН-600.

Показано, что характер и степень перестройки исходной структуры таб леточных сердечников из диоксида урана и МОКС-топлива в сопоставимых ус ловиях эксплуатации не имеют принципиальных отличий. При линейной мощ ности свыше (20 – 22) кВт/м характерной чертой структуры является появление столбчатых зерен. В современных условиях АкЗ относительный радиус зоны столбчатых зерен r/ro не превышает 0,8 (где ro – наружный радиус сердечника).





Интенсивность развития столбчатой структуры топлива критична к ло кальным условиям энерговыделения и теплоотдачи. Анализ структуры сердеч ников использован для практического диагностирования неравновесных усло вий тепловыделения и теплосъема в периферийных твэлах и центральных твэ лах с отклонениями от штатного режима эксплуатации.

Исследован характер роста среднего диаметра исходного зерна в пери ферийной области топливных таблеток. Наиболее значительный рост (в от дельных случаях до 40 мкм) происходит в сечениях твэлов с увеличенным (от 0,1 до 0,3 мм) остаточным зазором между топливом и оболочкой;

отмечена тен денция увеличения исходного зерна топлива в верху АкЗ.

Выявлены индивидуальные особенности структуры смешанного топлива:

- на внутренней поверхности оболочек в сечениях высокого энерговыде ления формируется топливный переконденсат с размером зерна ~3 мкм (рису нок 1а) и толщиной от 30 до 50 мкм;

- в матрице смешанного таблеточного топлива, изготовленного методом механического смешивания, после облучения сохраняются области негомоген ности – глобулярные выделения частиц двуокиси урана размером до 100 мкм в диаметре (рисунок 1б);

- в твэлах с испаряемой хромовой вставкой локализация геттера после охлаждения топлива носит выраженный радиальный характер, контролируемый температурой;

геттер преимущественно заполняет трещины сердечника таким образом, что внутренняя граница корольков металла (температура плавления хрома 1880±80 оС) совпадает с внешней границей зоны столбчатых зерен МОКС-топлива (рисунок 2).

Изучение закономерностей осевого и радиального массопереноса табле точного топлива твэлов ректора БН-600 проводилось посредством анализа диа метра центральной полости сердечников. Результаты геометрических измере ний сердечников из UO2 показали наличие сечений с приростом диаметра цен тральной полости до 35 % и участков сужения на 40 % относительно исходно го состояния (рисунок 3а, где обозначение НАЗ – низ активной части твэла, ма териал оболочки – сталь ЧС-68хд).

а б Рисунок 1 - Микроструктура МОКС– топлива: а - структура переконденсата топлива на оболочке;

б - глобулярные включения диоксида урана Рисунок 2 - Морфология хромового геттера в МОКС топливе ( 30) Центральная полость сердечников на основе МОКС-топлива в процессе эксплуатации интенсивно увеличивается (до 55 % от исходной величины), а об ласти сужения практически отсутствуют (рисунок 3б). Полученные данные свидетельствуют, что трансформация центральных полостей в диоксидном ура новом топливе контролируется преимущественно осевым массопереносом. В МОКС-топливе преобладает радиальный массоперенос.

Поведение диоксида урана в твэлах с оболочками из стали ЭП-450 свиде тельствует о действии процессов термической ползучести в топливе. В услови ях ограничения свободного распухания топлива низкораспухающим материа лом оболочки в сердечниках происходит сужение центральной полости, дости гающее 60 % от исходной величины.

Полного зарастания центрального отверстия, оплавления и стекания вниз обоих видов таблеточного топлива в регламентирован 2, 2, ных режимах эксплуатации 2, Диаметр центральной 2, реактора БН-600 не установ полости, мм 1, лено.

1, 1, Радиационное распу 1, 1, хание топлива приводит к 0, 0, уменьшению технологиче 0 0,2 0,4 0,6 0,8 ского зазора, увеличивает Относительная координата от НАЗ степень механического исх.знач. В max - 8,5 % т.а.

В max - 8,5 % т.а. В max - 9,0 % т.а.

взаимодействия сердечника В max - 9,1 % т.а. В max - 9,1 % т.а.

В max - 10,7 % т.а. В max - 10,7 % т.а.

с оболочкой. Установлено, В max - 10,7 % т.а.

что с ростом выгорания вы а ше 4 % т.а. диаметр таблеток штатного топлива имеет 2, Диаметр центральной полости, 2, тенденцию линейного роста 2, и достигает максимальных значений формоизменения 1, мм d/d 3 % при выгораниях 1, 1, (9-10) % т.а. (рисунок 4а).

1, Скорость формоизменения 0, таблеток UO2 при этом со 0 0,2 0,4 0,6 0,8 ставляет (0,3-0,4) % на 1 % Относительная координата от НАЗ выгорания. Соответствую Исх. Знач. В max - 9,4 % т.а.

В max - 9,5 % т.а. В max - 10 % т.а.

щая скорость диаметрально В max - 10 % т.а. В max -11,3 % т.а.

го формоизменения МОКС В max - 11,3 % т.а. В max -11,4 % т.а.

В max -11,6 % т.а.

топлива оказывается выше, б достигая в пределе (0,6 Рисунок 3 – Изменение диаметра центральной 0,7) % на 1 % т.а. Максимум полости: а- UO2;

б- (U, Pu)O2 формоизменения смешанно го топлива при выгорании (11,3 - 11,8) % т.а. достигает почти 8 % (рисунок 4б).

Скорость формоизменения UO2, механически ограниченного оболочкой из стали ЭП-450, изменяется от 0,03 до 0,3 % на 1 % выгорания. Абсолютная величина формоизменения таблеток не превышает 2 % при выгораниях (8,7 9,3) % т.а. (рисунок 4а).

Механические свойства топливных композиций, облученных при различ ных условиях в реакторе БН-600, исследованы посредством измерения микро твердости. Установлено, что значения микротвердости обратно коррелируют с величиной пористости топлива. Средние значения микротвердости UO2 и (U, Pu)O2 в близких условия эксплуатации сопоставимы, однако для МОКС топлива характерно преимущественное снижение микротвердости в перифе рийных областях таблеток на участках максимального энерговыделения твэлов (рисунок 5). Данный факт отражает меньшую прочность внешнего слоя табле ток МОКС-топлива, участвующего в процессе механического взаимодействия с оболочкой при эксплуатации.

Исходный химиче ский состав и кристалличе ская атомная структура ди Формоизменение, % оксида урана и МОКС топлива в процессе экс плуатации претерпевают изменения. Методом рент геноструктурного анализа 0 2 4 6 8 исследовано поведение то плива в диапазоне выгора - ний от 1,7 до 11,8 % т.а. Ус Выгорание, % т.а.

тановлено:

Макс.выгор. 8,7 % т.а. Макс.выгор. 8,7 % т.а.

Макс.выгор. 8,7 % т.а., ЭП-450 Макс.выгор. 8,7 % т.а., ЭП- -кристаллические ре Макс.выгор. 9,1 % т.а. Макс.выгор. 9,1 % т.а.

шетки диоксида урана и Макс.выгор. 9,3 % т.а. Макс.выгор. 9,3 % т.а.

уран-плутониевого оксид а ного топлива сохраняют гранецентрированную син гонию, но параметр кри Формоизменение, % сталлической решетки (ПКР) композиций немоно тонно сокращается на про тяжении всего периода об лучения (рисунок 6);

-средняя скорость 0 2 4 6 8 10 уменьшения ПКР UO2 в - диапазоне выгораний от Выгорание, % т.а.

до 11 % т.а. составляет М акс.выгор. 9,2 % т.а., с геттером М акс.выгор. 9,2 % т.а.

М акс.выгор. 10,1 % т.а. М акс.выгор. 10,1 % т.а.

0,00008 нм / % т.а. Средняя М акс.выгор. 11,3 % т.а. М акс.выгор. 11,3 % т.а.

скорость уменьшения ПКР М акс.выгор. 11,8 % т.а. М акс.выгор. 11,8 % т.а.

(U, Pu)O2 в диапазоне выго б раний (6 – 12) % т.а. со Рисунок 4 – Относительное формоизменение ставляет 0,00015 нм / % т.а.;

топливных таблеток: а- UO2;

б- (U, Pu)O -МОКС-топливо с добав кой хромового геттера в течение эксплуатации до выгорания 9,23 % т.а. харак теризуется стабильной величиной ПКР на уровне исходных значений.

Влияние кислородного геттера свидетельствует, что реакция окисления топлива дает наибольший вклад в процесс уменьшения ПКР.

Анализ кислородного коэффициента O/U по рентгеновским данным пока зал следующее: топливо на основе диоксида урана сохраняет сверхстехиомет рический состав в течение всего периода эксплуатации и хранения;

инкубаци онный период начала прироста отношения O/U выше исходного (2,003) значе ния не превышает значения выгорания 1 % т.а. Скорость увеличения O/U в диапазоне выгораний (2-6) % т.а. находится на уровне 0,014 на 1 % выгорания.

При достижении рубежа выгораний 6 % т.а. темп прироста кислородного коэф фициента замедляется до значения 0,007 на 1 % выгорания.

Микротвердость, МПа Микротвердость, МПа центр центр 0 серед серед. Участок 60 периф периф. 180 таблетки 500 410 Участок 650 940 таблетки Расстояние от НАЗ, мм Расстояние от НАЗ, мм а б Рисунок 5 – Микротвердость сердечников после эксплуатации:

а- UO2, максимальное выгорание в центре АкЗ 10,7 % т.а.;

б- (U, Pu)О2, максимум выгорания - 11,8 % т.а.

149 эфф. суток 0, 160 эфф. суток 0, Параметр решетки, нм 264 эфф. суток 0, 383 эфф. суток 0, 540 эфф. суток 0,5463 558 эфф. суток 559 эфф. суток 0, 0 2 4 6 8 10 660 эфф. суток Выгорание, % а 0. 425 эфф. суток Параметр решетки, нм 0. 425 эфф. суток с геттером 0. 460 эфф. суток 0. 540 эфф. суток 0. 559 эфф. суток 0. 0. 5 6 7 8 9 10 11 Выгорание, % б Рисунок 6 - Влияние выгорания на ПКР топлива:

а - штатное топливо UO2;

б - МОКС-топливо В четвертой главе рассмотрены особенности взаимодействия оболочек с топливными сердечниками штатных и экспериментальных твэлов реактора БН-600. Анализ проведен по двум направлениям: физико-химический и термо механический аспекты взаимодействия.

Коррозия оболочек штатных твэлов. Химическое взаимодействие мате риала оболочек штатных твэлов (сталь ЧС-68хд) с таблеточным диоксидом урана происходит по трем типам: межкристаллитная коррозия (МКК), сплош ная (фронтальная) коррозия (ФК), коррозионное растрескивание (КР).

Смешанная коррозия как результат совместного повреждения оболочек по механизмам ФК и МКК в условиях АкЗ промышленного реактора имеет близкую к линейной температурную зависимость (рисунок 7). Максимум таких повреждений глубиной до (50 – 70) мкм располагается в области температур (530 – 630) оС. Инкубационным периодом развития коррозионного воздействия внутритвэльной атмосферы на сталь ЧС-68хд определен срок эксплуатации в БН-600 не менее 300 эффективных суток.

383 эфф.сут 532 эфф.сут Глубина коррозии, мкм 540 эфф.сут.

543 эфф.сут 50 559 эфф.сут 610 эфф.сут 660 эфф.сут 20 мкм 400 450 500 550 600 Температура облучения, оС а б Рисунок 7- Характер смешанной коррозии стали ЧС-68хд (топливо UO2):

а- состояние после 660 эфф. суток, В ~ 10 % т.а., Тобл. ~ 570 оС;

б- температурная зависимость Дозовая и временная (по срокам эксплуатации) зависимости глубины смешанной (МКК и ФК) коррозии имеют сложный характер. В центре АкЗ при максимальных дозах от 70 до 90 сна и температурах облучения (480 – 520) оС глубина коррозии не превышает 40 мкм. На участках максимума внутритвэль ной коррозии смешанного типа в области высоких температур повреждающие дозы не достигают 70 сна (время эксплуатации от 559 до 660 эффективных су ток). Тем не менее, в общем массиве данных при определенных температурах эксплуатации тенденция развития ФХВТО по механизмам МКК и ФК с ростом повреждающих доз сохраняется.

Специфической разновидностью фронтального физико-химического взаимодействия, более характерного для оболочек твэлов с топливом среднего и максимального обогащений, является диффузионное легирование внутренней поверхности стали продуктами деления топлива. Для такого типа взаимодейст вия характерно увеличение микротвердости (до 100 %) в слое взаимодействия относительно матрицы металла. Уменьшение «живого сечения» оболочки за счет утонения металла в таком случае отсутствует (рисунок 8).

Наиболее опасным элементом внутритвэльной коррозии штатных твэлов реактора БН-600 являются локальные микротрещины КР. Принципиально важ ным является обстоятельство, что КР оболочек наблюдали лишь в оболочках твэлов ТВС ЗМО и ЗСО. В твэлах ТВС ЗБО коррозионное растрескивание от сутствует. Растрескивание оболочек, как правило, происходит совместно с кор розией по типам МКК и ФК, рисунок 9а.

Микротвердость, МПа 0 30 60 90 120 150 Расстояние от вну тр. повер хн., мкм б а Рисунок 8- Слой внутритвэльного диффузионного легирования оболочки: а 578 эфф. суток эксплуатации, Тобл = 516 оС, D = 70 сна ( 500);

б- 610 эфф. су ток эксплуатации, Тобл = 630 оС, D = 47,5 сна 3, - Частота, мм 2, о 1,5 Тобл, С 1 0, 0-15 16- 31- 46- 61- Глубина микротрещин, мкм а б Рисунок 9 - Характер растрескивания оболочек штатных твэлов реактора БН-600: а- 660 эфф. суток, центр АкЗ;

б- гистограмма распределения КР по пе риметру оболочки, максимальная повреждающая доза 76 сна Количественный анализ КР проведен с использованием статистических измерений (рисунок 9б). Теплофизические условия существования КР оболо чек следующие: повреждающие дозы – выше 60 сна, выгорание – более 6 % т.а., температурный интервал от 450 до 550 оС. Максимальная глубина КР составля ет 75 мкм (частота обнаружения менее 0,5 мм-1). Основной массив КР при до зах менее 80 сна образует ансамбль микротрещин длиной (15-30) мкм с часто той (2-3,5) мм-1. С увеличением срока эксплуатации глубина и степень развития КР оболочек возрастают: (40-50) мкм с частотой 3,3 мм-1 при дозах более 85 сна.

Коррозия оболочек твэлов с МОКС-топливом. Химическое взаимодейст вие оболочек (сталь ЧС-68хд) экспериментальных твэлов реактора БН-600 с таблеточным уран-плутониевым диоксидным топливом происходит по двум типам: МКК и ФК. Специфика физико-химического взаимодействия МОКС топлива с оболочкой связана с явлением радиального переноса топлива на по верхность оболочки и существенным сужением технологического зазора. Оп ределяющим типом поражения стали ЧС-68хд является МКК, рисунок 10б. В отдельных случаях МКК присутствует совместно с умеренной фронтальной коррозией либо наблюдается наличие узкой полосы светлого слоя (имеющей природу диффузионного легирования). Фактов локального коррозионного рас трескивания внутренней поверхности оболочек не установлено.

а б Рисунок 10 - Взаимодействие стали ЧС-68хд с МОКС-топливом ( 500): а– твэл с максимальным выгоранием 10,1 % т.а., центр АкЗ;

б- тот же твэл, верх АкЗ Положительным следствием образования топливного перекоденсата яв ляется его роль барьера, препятствующего проникновению коррозионно активных продуктов деления топлива и кислорода в зону взаимодействия. Ус тановлено, что при наличии топливного переконденсата на поверхности оболо чек глубина коррозии металла составляет не более (10-15) мкм (рисунки 10а, 1а). Участки внутренней поверхности оболочек без переконденсата подверже ны более сильному воздействию внутритвэльной атмосферы (на глубину до 30 мкм вблизи центра АкЗ). Участки усиленной коррозии регистрируются око ло радиальных трещин топливного сердечника и на стыках таблеток.

Плотный контакт таблеток МОКС-топлива с оболочкой из стали ЧС-68хд в условиях эксплуатации также сопровождается ослаблением коррозионного поражения оболочек. Для этого случая в центре АкЗ характерна кристаллизация металлических продуктов деления непосредственно на поверхности стали (ри сунок 10а). Однако доста точно низкая (520 - 530 оС) температура в зоне взаимо 425 эфф.сут.

действия не позволяет кор Глубина коррозии, мкм 60 460 эфф.сут.

розии получить заметного 540 эфф.сут.

развития. При более высо 559 эфф.сут.

ких температурах сердечник выполняет роль экрана по добно топливному перекон денсату. В результате диф фузия летучих продуктов деления протекает в стес 350 400 450 500 550 600 650 ненных условиях и коррозия о Температура облучения, С оболочки в контактных зо а нах снижается.

Кинетику коррозии оболочек контролирует тем гл уб и на ко р р о зи и, м км пература облучения. Общий характер температурной за висимости глубины корро зии демонстрирует рисунок 11а. Максимум взаимодей ствия топлива и материала 6 6,2 6,4 6,6 6,8 7 7,2 7,4 7, оболочек (глубина коррозии Выгорание, % т.а.

(60-73) мкм) расположен в б области температур (600 Рисунок 11- Влияние параметров облучения на 650) оС. При температурах глубину коррозии оболочек твэлов с МОКС ниже 450 оС коррозия прак топливом: а - температурная зависимость (доза тически отсутствует. Рост облучения – от 36 до 78 сна);

б - зависимость от выгорания сопровождается выгорания (Тобл.= 600 - 640 оС) усилением химического взаимодействия (рисунок 11б).

Химическое взаимодействие ЭП-450 – UO2. Впервые в условиях реактора БН-600 получены данные по физико-химическому взаимодействию диоксида урана и оболочек твэлов из стали ЭП-450. Доминирующим типом повреждения металла является неравномерная язвенная коррозия (рисунок 12). Также при сутствуют признаки диффузионного легирования. Коррозия по механизмам МКК и КР не установлена. Внутритвэльная язвенная коррозия стали ЭП- имеет избирательный характер и происходит по карбидосодержащей сорбитной составляющей. Областями развития язвенной коррозии являются низкотемпе ратурная (380-450 оС) и высокотемпературная (520-570 оС) зоны твэлов. Мак симальная зарегистрированная глубина язв при 550 оС и локальном выгорании топлива 5 % т.а. достигла 86 мкм;

при температуре облучения 430 оС и локаль ном выгорании 8 % т.а. наблюдали коррозию глубиной 76 мкм (рисунок 13а).

Неравномерность коррозии продемонстрирована статистическими данными, рисунок 13б.

15 мкм 15 мкм а б Рисунок 12 - Микроструктура стали ЭП-450 в зоне ФХВТО: а- Тобл. = 470 оС, D = 72 сна;

б- Тобл. = 535 оС, D = 40 сна Вmax = 7.6 % т.а. Вmax = 8.6 % т.а. 0, 90 Вmax = 8.7 % т.а. Вmax = 9.3 % т.а.

Доля оболочки, пора 0, женной коррозией Глубина язв, мкм 0, 0, 0, 30 0, 0, 435 535 0 о Температура облучения, С 350 400 450 500 550 о Температура облучения, С б а Рисунок 13 - Влияние температуры облучения на характер развития язвенной коррозии стали ЭП-450: а – глубина повреждений;

б – доля оболочки, поражен ной коррозией Методом послойной сошлифовки металла установлено, что размер язвенных очагов взаимодействия топлива и ферритно-мартенситной стали в осевом и тангенциальном направлениях может достигать нескольких сотен микрометров. Наиболее глубокие очаги коррозии появляются на участках кон такта топливного сердечника с оболочкой и в устьях крупных радиальных тре щин топливных таблеток. На рисунке 14 представлена периметрическая карто грамма состояния оболочки твэла из стали ЭП-450 ТВС ЗБО в низкотемпера турном сечении, содержащая не менее 14 значимых дефектов различной глуби ны, заполненных продуктами взаимодействия и фрагментами топлива.

40 мкм Рисунок 14 – Характер язвенной коррозии по периметру внутренней поверхности оболочки из стали ЭП-450 (Тобл. = 435 оС;

доза 48 сна) Металлографические исследования ФХВТО штатных и эксперименталь ных твэлов осуществляли в комплексе с фрактографическим анализом и микро анализом продуктов взаимодействия. Показано, что после механических испы таний характер разрушения оболочек из стали ЧС-68хд, подверженных влия нию КР и в отсутствии такового, но с признаками МКК, принципиальных отли чий не имеет. Около внутренней поверхности на изломе присутствуют протя женные участки интеркристаллитного разрушения на глубину нескольких зе рен;

долом носит квазихрупкий транскристаллитный характер (типа квазискол) по радиационным порам (рисунок 15а). Поверхностные отложения со стороны топлива содержат Te, Мо, Pd, Ru, U. Отмечена диффузия Мо, Pd и Ru в глубь металла на 50 мкм.

Характер разрушения при механических испытаниях оболочек из стали ЭП-450 пластичный (транскристаллитного типа с вязким чашечным изломом), однако в плоскости излома также имеются отдельные плоские участки с разру шением квазисколом. Со стороны внутренней поверхности обнаружены ост ровные (локальные) участки разрушения по коррозионным язвам глубиной до двух-трех зерен (рисунок 15 б).

Исследование механического взаимодействия топливных и конструкци онных материалов. Анализ механического аспекта взаимодействия выполнен на основе расчетов доли пластической деформации в общем радиальном фор моизменении оболочек и величин остаточного технологического зазора «топ ливо-оболочка» по металлографическим снимкам.

а б Рисунок 15 - Характер излома при механических испытаниях ( 1000): а- сталь ЧС-68хд, Тобл.= 530 оС, доза 83 сна;

б- сталь ЭП-450, Тобл.= 390 оС, доза 22 сна Типичные закономерности изменений зазоров в твэлах различного типа по высоте АкЗ реактора БН-600 в зависимости от параметров эксплуатации представлены на рисунке 16. Данные свидетельствуют, что механическое взаимодействие топлива и оболочки возможно в сечениях с минимальным раз мером зазора: на ранней стадии облучения (менее 300 эффективных суток экс плуатации), в средней трети активной части штатных твэлов, низко- и высоко температурных зонах твэлов с МОКС-топливом и в твэлах с оболочками из ста ли ЭП-450.

Методом исключения из общей радиальной деформации вклада радиаци онного распухания определена доля пластической деформации оболочек твэлов с диоксидом урана и МОКС-топливом. Показано, что пластическая деформация оболочек из стали ЧС-68хд штатных и экспериментальных твэлов не имеет принципиальных различий (рисунок 17). Максимальные значения абсолютной доли формоизменения за счет пластической деформации не превышают ~1,0 %.

При этом на участках максимального формоизменения оболочек вклад пласти ческой деформации, как правило, составляет менее 0,5 %. Сопоставление дан ных на рисунках 16 и 17 обнаруживает обратную корреляцию между величиной остаточного зазора и долей вклада пластической деформации в формоизмене ние.

Фактов разрушения оболочек твэлов реактора БН-600, испытанных в штатных режимах эксплуатации, по причине механического взаимодействия топливного сердечника с оболочкой не установлено. Тем не менее, в ряде облу ченных твэлов ТВС ЗБО реактора БН-600 обнаружена возможность аномаль ного формоизменения оболочек в высокотемпературной (580-610 оС) части за счет усиления пластической деформации, обусловленной плотным контактом топлива и оболочки при появлении так называемой «серой фазы».

0, 0, 0, Ширина зазора, мм 0, Ширина зазора, мм 0, 0, 0, 0, 0, 0,02 0, 400 450 500 550 600 650 400 450 500 550 600 650 о Температура облучения, С о Температура облучения, С Исходн. сост. 540 эфф. суток 540 эфф. суток Исходн. сост. 149 эфф. суток 559 эфф. суток 559 эфф. суток 559 эфф. суток 160 эфф. суток 264 эфф. суток 578 эфф. суток 578 эфф. суток 610 эфф. суток 264 эфф. суток б а 0, 0, 0,1 0, Ширина зазора, мм Ширина зазора, мм 0, 0, 0, 0, 0, 0, 0, 0 400 450 500 550 600 650 700 400 450 500 550 Температура облучения, о С о Температура облучения, С Исходн. сост. 558 эфф. суток Исходн. сост. 425 эфф. суток 425 эфф. суток 558 эфф. суток 558 эфф. суток 460 эфф. суток 460 эфф. суток 540 эфф. суток 540 эфф. суток 540 эфф. суток 559 эфф. суток 558 эфф. суток 559 эфф. суток г в Рисунок 16 – Величина остаточного зазора между топливом и оболочкой:

а- штатные твэлы (Вmax 5 % т.а.);

б- штатные твэлы (Вmax = 8,7 - 11,5 % т.а.);

в – твэлы с МОКС-топливом;

г – твэлы с оболочками из стали ЭП- 3, 3, Dmax=85,3 сна Де ф орма ция, % Де ф орма ция, % 4 Dmax=78,1 сна Bmax=10,89 % т.а. 2, Bmax=11,7 % т.а.

3 2, 1, 1, 1 0, 0, 0 0,2 0,4 0,6 0,8 0 0,2 0,4 0,6 0,8 Относительная координата от НАЗ Относительная координата от НАЗ Общая деформация пластич. вклад распухания Общая деформация пластич. вклад распухания б а Рисунок 17 - Характер и основные составляющие радиальной деформации обо лочек твэлов: а- на основе диоксида урана;

б- на основе МОКС-топлива Исследованы твэлы штатной ТВС ЗБО с максимальным выгоранием 10,8 % т.а., характеризующиеся наличием дополнительного высокотемператур ного пика формоизменения оболочек, что не типично для АкЗ БН-600 (рисунок 18а, представлены профилограммы двух твэлов с различными уровнями фор моизменения).

3, Формоизменение, % 2, 1, 0, -0,6 -0,4 -0,2 0 0,2 0,4 0,6 0,8 1 1,2 1,4 1, Относительная координата от НАЗ а Площадь пика, имп/сек Ряд в Ряд Рисунок 18- Данные по твэлам Ряд с аномальным формоизмене нием: а- профилометрия, б-гамма-сканирование по 134Cs (ряды 1, 3) и 137Cs (ряд 2), 0 200 400 600 800 в-электронная микроскопия Длина активной части твэла, мм (сечение с относительной ко б ординатой 0,8) Методом гамма-сканирования установлено, что в сечении аномального формоизменения (с относительной координатой 0,8) в сердечнике присутствует повышенное содержание цезия (рисунок 18б). При этом радиационным распу ханием стали, по данным электронной микроскопии, обеспечить величину ано мального формоизменения невозможно (рисунок 18в). Структурные исследова ния в данном сечении регистрируют «серую фазу», плотно заполняющую про странство между сердечником и оболочкой (рисунок 19а).

Природа «серой» фазы в настоящее время однозначно не определена, не смотря на ее большое количество (~15 % площади в плоскости шлифа). Данное вещество не обнаруживается методом рентгенофазового анализа, то есть это аморфное состояние либо фаза с низкой симметрией и очень слабой отража тельной способностью. Микротвердость «серой» фазы изменяется в широком диапазоне от 1700 до 4000 МПа. В отношении материала оболочки «серая» фа за химически инертна, но интенсивно взаимодействует с топливом, вызывая зернограничную фрагментацию диоксида урана (рисунок 19б).

б Рисунок 19 - Структура топлива в сечении аномального формоизменения твэла: а- об щий вид;

б- зернограничная фрагментация топлива в контакте с «серой» фазой (500) а В твэлах со смешанным топливом аномальных деформационных пиков формоизменения и «серой» фазы не обнаружено.

Механическое взаимодействие диоксида урана с оболочками эксперимен тальных твэлов из стали ЭП-450 реализуется в специфической форме. Физиче ский контакт топлива и оболочки регистрируется визуально при металлографи ческих исследованиях, но радиальное формоизменение оболочек твэлов при достигнутых параметрах эксплуатации отсутствует. Уровень напряжений, соз даваемых механическим давлением топлива, недостаточен для развития ползу чести оболочки, но активируются механизмы ползучести в топливе, что в ре зультате приводит к уменьшению диаметра центральной полости сердечников твэлов.

В пятой главе проведен анализ экспериментального исследования влия ния типов внутритвэльной коррозии на механические свойства оболочек, изго товленных из стали ЧС-68хд.

Физико-химическое взаимодействие материалов топлива и оболочек, на ряду с радиационным распуханием, – важнейший фактор, ограничивающий ра ботоспособность твэлов в условиях высокодозного облучения. Исследование совместного воздействия на механические свойства оболочки распухания и внутритвэльной коррозии является основой обоснования ресурса штатных и опытных твэлов реактора БН-600. Для комплексного анализа взаимосвязи рас пухания, коррозии и механических свойств штатного материала оболочек твэ лов наиболее важен участок средней трети АкЗ реактора с относительными ко ординатами Хотн ~ (0,3 - 0,7).

Полученный в процессе работы массив данных о поведении предела прочности облученных оболочек проанализирован относительно таких пара метров, как распухание, температура облучения, срок эксплуатации. Показано, что в одинаковых условиях эксплуатации предел прочности оболочек твэлов с МОКС-топливом превосходит таковой у твэлов на основе UO2 (рисунок 20).

Сделано предположение, что причиной этого является наличие в оболочках из стали ЧС-68хд микротрещин коррозионного растрескивания, которые обнару жены в штатных твэлах при минимальном и среднем обогащениях топливной композиции.

П р е д е л п р о ч н о сти, Тисп = 20 оС 800 п р о ч н о с ти, М П а Пре де л М Па 400 200 Тисп = 20 оС 0 2 4 6 8 10 12 0 2 4 6 8 10 12 Распухание, % Распухание, % 532 эфф. суток 543 эфф. суток 558эфф. суток 425 эфф. суток 460 эфф. суток 540 эфф. суток 559 эфф. суток 559 эфф. суток 559 эфф. суток 610 эфф. суток а б Рисунок 20 - Предел прочности оболочек, изготовленных из стали ЧС-68хд, штатных (а) и опытных (б) твэлов реактора БН-600 после эксплуатации С целью проверки данного положения выполнена экспериментальная оценка кратковременных механических свойств образцов с различной степенью внутритвэльной коррозии, а именно, с наличием и отсутствием КР. Образцы оболочек штатных твэлов испытывали до и после химического травления, из бирательно удалявшего внутренний дефектный слой металла толщиной (30 70) мкм. Для испытаний отбирались пары образцов, вырезанные из газовой по лости и различных сечений активной части твэлов, в которых радиационное распухание стали составляло от 0,1 до 9,4 %. Испытания проводились при ком натной и повышенной (400 оС) температурах. Рисунок 21 демонстрирует дан ные испытаний при температуре ~20 оС. При 400 оС обнаруженные закономер ности сохранялись.

В результате эксперимента установлено, что механические свойства об разцов из газовой полости и с малым распуханием (0,1 - 0,2 %), не имеющих на внутренней поверхности микротрещин КР, практически не чувствительны к травлению. Химическое травление образцов из средней трети активной части улучшает их механические свойства. Предел прочности образцов, наиболее подверженных КР и имеющих распухания (7 - 10) %, повышается в результате травления на (150 - 200) МПа. Хрупкое состояние материала образцов при этом сохраняется. У образцов с меньшей степенью распухания (4 - 6 %) после трав ления частично восстанавливается пластичность (до 2 - 3 %) в сравнении с идентичными хрупкими нетравлеными образцами. Пределы прочности и теку чести при этом изменяются слабо. При сопоставимых значениях распухания предел прочности материала оболочек штатных твэлов после удаления с его поверхности микротрещин КР достигает значений, характерных для оболочек твэлов с МОКС-топливом, изготовленных из той же стали. Микротрещин КР в оболочках таких твэлов после облучения нет изначально.

Таким образом, сущест венный вклад микротрещин КР в деградацию механических свойств оболочек штатных твэ s=4,6 % Прочность, М Па лов получил экспериментальное s=7,8-8,5 % подтверждение.

s=9,4 % s=0,1-0,2 % При отсутствии опасных концентраторов напряжений (микротрещин на внутренней поверхности) влияние МКК на 0,9 разупрочнение оболочек твэлов 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,7 0, с МОКС-топливом менее значи Относительная координата от НАЗ тельно, чем в твэлах со штат в 0,2 в 0, ным топливом UO2.

В заключении подведены 10 итоги и сформулированы ос новные выводы диссертацион П ласти чн о сть, % ной работы.

1. По результатам исследова ния структурного состояния таблеточных сердечников твэ лов на основе диоксида урана и 1 уран-плутониевого оксидного топлива после эксплуатации в 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,7 0,8 0, реакторе БН-600 вплоть до вы Относительная координата от НАЗ горания 11,8 % т.а. установлены закономерности эффектов пере общ р общ стройки, массопереноса, темпов Рисунок 21 – Кратковременные механиче- формоизменения, взаимосвязи ские свойства до (закрашенные маркеры) и микротвердости и пористости, после (незакрашенные маркеры) травления характера изменения парамет внутренней поверхности образцов оболочки ров кристаллических решеток, штатного твэла (Тисп = 20 оС, s - распухание) которые свидетельствуют о вы сокой работоспособности обоих видов топлива в условиях активной зоны бы строго энергетического реактора и возможности их эксплуатации до более вы соких выгораний.

2. Характерной особенностью взаимодействия оболочек из стали ЧС-68хд с таблеточным сердечником на основе диоксида урана является образование в оболочках микротрещин коррозионного растрескивания при распуханиях стали выше 6 %, что не препятствует эксплуатации оболочек штатных твэлов реакто ра БН-600 до максимальной повреждающей дозы 82 сна.

3. Экспериментальные твэлы с оболочками из стали ЧС-68хд и таблеточным сердечником из смешанного топлива в центре активной зоны характеризуются умеренным развитием фронтальной и межкристаллитной коррозии оболочек без образования микротрещин коррозионного растрескивания;

с ростом темпе ратуры облучения глубина коррозии оболочек может достигать 73 мкм, что не является препятствием для их эксплуатации до повреждающих доз выше 78 сна.

4. Экспериментальные твэлы с оболочками из стали ЭП-450 и таблеточным то пливом из диоксида урана подвержены внутритвэльной язвенной коррозии оболочек, достигающей (80-86) мкм как в области низких, так и в области мак симальных температур эксплуатации;

данное обстоятельство может представ лять угрозу разгерметизации твэлов при выгораниях более 9 % т.а. и повреж дающих дозах выше 77 сна.

5. Для стали ЧС-68хд относительный вклад деформации ползучести, обуслов ленный механическим взаимодействием «топливо – оболочка» и накоплением газообразных продуктов деления, не превышает 20 % от общей величины фор моизменения;

в оболочках из стали ЭП-450, облученных до максимальной по вреждающей дозы 76,6 сна, при температурах эксплуатации ниже 580 оС и мак симальном выгорании топлива до 9,3 % т.а. признаки ползучести не зарегист рированы;

в целом влияние ползучести на формоизменение исследованных конструкционных материалов оболочек твэлов реактора БН-600 является не значительным.

6. Экспериментально изучено отрицательное влияние микротрещин внутри твэльного коррозионного растрескивания на механические свойства стали ЧС-68хд в состоянии радиационного распухания;

показано, что прочность дан ной стали в твэлах на основе уран-плутониевого оксидного топлива, не склон ных к появлению микротрещин, при равных со штатными твэлами условиях эксплуатации сохраняет более высокие показатели.

СПИСОК ОСНОВНЫХ ПУБЛИКАЦИЙ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ 1. Кинёв Е.А., Брюшкова С.В., Козлов А.В. и др. Высокотемпературное падение пластичности стали ЧС-68хд при дозах нейтронного облучения ниже 40 сна. // Научные ведомости, Серия Физика. - Изд-во Белгородского государственного института, Белгород, 2001. - №1(14). - С.75-80.

2. Kozlov A.V., Portnykh I.A., Skryabin L.A., Kinev E.A. Temperature effect on characteristics of void population formed in the austenitic steel under neutron irradia tion up to high damage dose. (Влияние температуры на популяцию пор, обра зующихся в аустенитной стали при нейтронном облучении до высокой повреж дающей дозы). // J. Nucl. Mater. – 2002. - V.307. – P. 956-960.

3. Козлов А.В., Портных И.А., Брюшкова С.В., Кинёв Е.А. Влияние вакансион ной пористости на прочностные характеристики аустенитной стали ЧС-68. // ФММ. – 2003. - Том. 95, № 4. - С. 87-97.

4. Кинёв Е.А. Внутритвэльная коррозия оболочек из нержавеющей стали в ус ловиях реакторного облучения. // Известия высших учебных заведений. Ядер ная энергетика. – 2008. - Вып. 2. – С. 107-113.

5. Барсанов В.И., Кинёв Е.А. Исследование механических свойств материалов оболочек твэлов БН-600 после выгорания ~10 % т.а. // Сб. докладов. /Четвертая научно-техническая конференция БАЭС, г. Заречный. – 1989. – С.9-14.

6. Аверин С.А., Барсанов В.И. Панченко В.Л. Кинёв Е.А. К вопросу о разу прочнении холоднодеформированных аустенитных сталей после высокодозно го облучения. // Сб. докл. / III Межотраслевая конференция по реакторному ма териаловедению, г. Димитровград, 1992 г - Димитровград, 1994. - Т.2.- С.5-30.

7. Кинёв Е.А., Агопьян А.В. Исследование свойств оболочек твэлов ТВС Б-163.

// Сб. докл. / III Межотраслевая конференция по реакторному материаловеде нию, г. Димитровград, 1992 г - Димитровград, 1994. - Т.2.- С.90-94.

8. Кинёв Е.А., Агопьян А.В., Аверин С.А и др. Состояние твэлов ТВС 917 1374 89 реактора БН-600 после достижения максимальной повреж дающей дозы 93,7 сна. // Сб. докл. / IV Межотраслевая конференция по реак торному материаловедению. – Димитровград, 1995. - Т. 3. - С.137-147.

9. Козлов А.В., Брюшкова С.В., Кинёв Е.А. и др. Влияние вида нагружения на величину определяемых прочностных и пластических характеристик оболочек твэлов после их испытаний в составе ТВС БН-600. // Сб. докл. / V Межотрасле вая конференция по реакторному материаловедению, г. Димитровград 8-12 сен тября 1997. - Димитровград, 1998. - Т.2, Ч.2. - С. 113-122.

10. Кинёв Е.А., Козлов А.В., Аверин С.А. и др. Влияние коррозионного состоя ния оболочек твэлов после эксплуатации в реакторе БН-600 на их механиче скую прочность. // Сб. докл. / VI Научно-техническая конференция, посвящен ная 35-летию БАЭС, г. Заречный 1999. – Заречный, 2000. - Т. 2. - С.27-39.

11. Брюшкова С.В., Козлов А.В., Кинёв Е.А. и др. Изменение механических свойств стали ЧС-68хд при ее облучении в качестве материала оболочек твэ лов в реакторе БН-600 до повреждающих доз 10-40 сна. // Сб. докл., VI Россий ская конференция по реакторному материаловедению, г. Димитровград, 11- сентября 2000 г. – Димитровград, 2001. - Т.3, Ч.1. - С.113-124.

12. Козлов А.В., Кинёв Е.А, Брюшкова С.В. Исследование состояния твэлов ТВС, отработавших в реакторе БН-600 в течение 4-х микрокампаний. // ВАНТ, Серия: Материаловедение и новые материалы. – 2004, Вып.2 (63). – С.163-172.

13. Козлов А.В., Кинёв Е.А, Цыгвинцев В.А. Послереакторные исследования смешанного оксидного топлива после эксплуатации в реакторе БН-600. // ВАНТ, Серия: Материаловедение и новые материалы. – 2004, Вып.2 (63). – С.173-180.

14. Брюшкова С.В., Кинёв Е.А, Козлов А.В. и др. Эволюция кратковременных механических свойств стали ЧС-68 при высокодозном облучении. // ВАНТ, Се рия: Материаловедение и новые материалы. – 2004 - Вып.2 (63). – С.253-258.

15. Брюшкова С.В., Козлов А.В., Кинёв Е.А, и др. Проблемы и перспективы ис пользования стали ЭП-450 в качестве материала оболочек твэлов для увеличе ния ресурса эксплуатации ТВС коммерческих реакторов на быстрых нейтронах.

// ВАНТ, Серия: Материаловедение и новые материалы. – 2006. - Вып.2 (67). – С.198-207.

16. Кинёв Е.А, Козлов А.В. Цыгвинцев В.А. и др. Структурные исследования оксидного топлива и его взаимодействия с оболочками твэлов быстрого энерге тического реактора. // ВАНТ, Серия: Материаловедение и новые материалы. – 2007. - Вып.1 (68-69). – С.212-222.

17. Барсанова С.В., Кинёв Е.А, Козлов А.В. и др. Сравнительные исследования изменений структуры и механических свойств стали 06Х16Н15М2Г2ТФР и ферритно-мартенситной стали Х13М2БФР при высокодозном нейтронном об лучении. // ВАНТ, Серия: Материаловедение и новые материалы. – 2007. Вып.1 (68-69). – С.377-388.



 

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.