Стартовая >> Архив >> Генерация >> Материалы ядерных энергетических установок

Влияние облучения на механические свойства материалов - Материалы ядерных энергетических установок

Оглавление
Материалы ядерных энергетических установок
Ядерная энергия и материалы
Легководный реактор LWR
Тяжеловодный реактор HWR
Реактор типа LMFBR
Перспективы использования термоядерной энергии
Радионуклидное производство энергии и ее использование
Требования, предъявляемые к выбору ядерных материалов
Свойства реакторных материалов
Анализ специфических свойств материалов при их выборе для ядерных реакторов
Выбор материалов и анализ конструкции с помощью ЭВМ
Компоненты и материалы ядерных реакторов деления
Ядерные топливные материалы
Конструкционные материалы
Материалы органов регулирования, теплоносители
Материалы защиты, системы аварийной защиты
Атомная электростанция (с реактором деления)
Фундаментальные радиационные явления в материалах
Радиационное повреждение нейтронами
Влияние облучения на реакторные материалы
Влияние облучения на физические свойства материалов
Влияние облучения на механические свойства материалов
Влияние облучения на коррозию, свелинг
Отжиг радиационных повреждений, влияние облучения на свойства при низких температурах
Металлический уран
Коррозия урана
Сплавы урана
Влияние облучения на урановое топливо
Керамический уран
Диоксид урана
Радиационное распухание оксидного топлива
Радиационная ползучесть оксидного топлива
Выделение газообразных продуктов деления из оксидного топлива
Монокарбид урана
Нитрид, силицид и сульфиды урана
Коррозия керамического урана, техника безопасности
Плутоний
Металлические сплавы плутония
Керамические соединения плутония
Смешанное керамическое уран-плутониевое топливо
Коэффициент воспроизводства, избыточный коэффициент и время удвоения плутония
Радиационные эффекты плутония
Коррозионные эффекты плутония
Меры безопасности при работе с плутонием
Торий
Свойства тория
Получение и сплавы тория
Керамические соединения тория
Радиационные и коррозионные эффекты тория
Радиоактивный распад в торий-урановом топливном цикле
Конструкционные материалы: металлы
Конструкционные материалы: бериллий и его соединения
Конструкционные материалы: магний
Конструкционные материалы: алюминий
Конструкционные материалы: цирконий
Конструкционные материалы: нержавеющая сталь и никелевые сплавы
Конструкционные материалы: керамика и керметы
Влияние облучения на конструкционные материалы
Коррозия конструкционных материалов
Материалы замедлителя и отражателя
Графит
Материал бланкета
Материал теплоносителя
Материалы систем регулирования, защиты и аварийной защиты
Защита реактора
Системы аварийной зашиты реактора и используемые в них материалы
Материалы в топливных циклах, процессах обогащения и переработки топлива
Обогащение топлива
Переработка топлива
Материалы, используемые в процессах переработки отработавшего топлива
Переработка ядерного топлива
Топливные материалы, участвующие в U-Pu-топливном цикле
Тепловыделяющие элементы
Связующий материал твэлов
Материалы, применяемые при изготовлении твэлов
Каналы для теплоносителя и системы трубопроводов
Корпуса реакторов под давлением
Радиационные эффекты при работе материалов ядерного топлива и конструкционных материалов
Коррозия и трещины материалов твэлов, коррозия каналов теплоносителя
Образование коррозионных и усталостных трещин и течей в каналах для теплоносителей, трубопроводах
Материалы радионуклидных генераторов энергии и термоядерных реакторов
Радионуклидное топливо
Материалы оболочек, материалы и теплоносители радионуклидных генераторов
Концептуальные проекты термоядерных реакторов
Компоненты и материалы термоядерных реакторов
Материалы для изготовления магнитной системы и системы безопасности термоядерных реакторов
Взаимодействие материалов с первой стенкой термоядерного реактора
Материалы первой стенки термоядерного реактора и влияние на них облучения

Облучение может сильно повлиять на механические свойства материалов ядерных реакторов, на конструкцию, режим работы, эксплуатационные характеристики и безопасность реактора. Необходимо подчеркнуть, что большинство данных по механическим свойствам относится к топливу и конструкционным материалам, составляющим наиболее важные компоненты ядерного реактора. В п. 2.3.1 уже обсуждались прочностные, пластические, вязкие свойства и структурная (или механическая) стабильность материалов.

Рис. 5.14. Влияние облучения на диаграмму растяжения типичной конструкционной стали:
(А, А - пределы упругости; В, В - пределы текучести; С, с' - пределы прочности)
Рис. 5.15. Влияние облучения на диаграмму растяжения алюминия и его сплавов:
А, А - условный предел упругости (0,2% остаточной деформации); В, B' - номинальный предел текучести; С, C' — предел прочности)

Здесь же на основе экспериментальных данных анализируется влияние облучения на прочность, пластичность, твердость, ползучесть, усталостную прочность, растрескивание и другие механические свойства различных материалов.

  1. Прочность. Механическая прочность, главным образом, конструкционных материалов определяется обычно по диаграммам растяжения в координатах напряжение—деформация. На рис. 5.14 показаны диаграммы растяжения типичной конструкционной стали до и после облучения, а на рис. 5.15 — диаграммы растяжения алюминия и его сплавов. Кривые рис. 5.14 являются типичным примером диаграмм растяжения пластичного материала, а кривые рис. 5.15 — хрупкого. Для первых характерно наличие предела упругости и площадки текучести в необлученном состоянии, у последних нет ясно выраженного предела упругости и площадки текучести как в необлученном, так и в облученном состояниях. Это различие в кривых растяжения облученных и необлученных пластичных и хрупких материалов выражено достаточно ясно.

Для иллюстрации влияния облучения на свойства нержавеющей стали представлены результаты испытания растяжением этой стали соответственно при 350 °С без отжига (рис. 5.16) и при 600 °С с отжигом после облучения при 980 °С, 1 ч (рис. 5.17).
Зависимости прироста пределов текучести от флюенса нейтронов для циркалоя-2 и сплава Zr — 2,5% Nb по массе, полученные при одноосном растяжении и испытаниях трубчатых образцов под внутренним давлением приведены соответственно на рис. 5.18 и 5.19. На рис. 5.20 показано влияние облучения на прирост предела прочности при испытаниях трубчатых образцов из сталей 304SS и 316SS под внутренним давлением. Стали типа AISI348 обычно применяют в качестве основного и сварочного материала корпусов реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем.


Циркалой-2 — материал оболочек твэлов кипящих водяных реакторов или труб высокого давления тяжеловодных реакторов. Сплав Zr — 2,5% Nb по массе рассматривается как перспективный материал оболочек твэлов или труб реакторов тех же типов с высокими рабочей температурой и внутренним давлением.
Повышение пределов прочности и текучести конструкционных материалов при облучении быстрыми или топовыми нейтронами сопровождается увеличением твердости и падением пластичности.

Рис. 5.20. Прирост тангенциального предела прочности нержавеющих сталей с ростом флюенса быстрых нейтронов (испытания при 550 °С трубчатых образцов): 1 —  сталь 316 SS, 2 — сталь 304 SS
Рис. 5.21. Влияние облучения на пластичность стали 316 SS при различных температурах

  1. Пластичность. Пластичность является очень важным механическим свойством, определяющим способность конструкционных материалов (углеродистых и нержавеющих сталей, циркониевых сплавов) проявлять свою текучесть и деформируемость перед разрушением. Мерой пластичности служит относительное удлинение или относительное сужение поперечного сечения, выраженное в процентах. На рис. 5.21 приведена типичная зависимость равномерного удлинения (или сужения) нержавеющей стали AISI316 от флюенса быстрых нейтронов. На рис. 5.22 показано влияние облучения на равномерное удлинение сплавов U—Al. Результаты, представленные на рис. 5.23 и 5.24, свидетельствуют о снижении равномерного удлинения материала твэлов и корпусов давления реакторов на быстрых нейтронах и уменьшении деформации до разрушения материала оболочек и труб высокого давления кипящих водяных и тяжеловодных реакторов. Приведенные результаты говорят о снижении пластичности топливных и конструкционных материалов с ростом флюенса быстрых или тепловых нейтронов.

Итак, при нейтронном облучении наблюдается падение пластичности и повышение механической прочности реакторных материалов, в частности конструкционных материалов оболочек твэлов, корпусов давления, управляющих стержней реакторов деления, первой стенки реактора синтеза и т.д. Все это следует учитывать при конструировании энергетических реакторов и при оценке их эксплуатационных характеристик, экономичности и безопасности работы.


Рис. 5.22. Влияние облучения на пластичность (удлинение) уран-алюминиевых сплавов при 300 С:
1 —  сплав Al —  15% U; 2 —  сплав Al —  5% U по массе



Рис. 5.23. Влияние облучения на длительную пластичность отожженных сталей 316 SS (сплошные кривые) и 304 SS (штриховая кривая) при различных температурах облучения

Рис. 5.24. Зависимость пластичности сплава циркония (серия трубчатых образцов, испытанных в реакторе Halden) от выгорания топлива
Рис. 5.25. Изменение твердости уран-алюминиевых сплавов с ростом выгорания топлива

5.10.3.      Радиационное упрочнение и охрупчивание. Падение пластичности реакторных конструкционных материалов есть прямое следствие радиационного упрочнения и охрупчивания. Радиационное упрочнение приводит к повышению пределов текучести и прочности и падению пластичности. Радиационное охрупчивание, обусловленное примесными атомами (Не, Н, N и др.) — продуктами ядерных превращений, перераспределением химических элементов под облучением и другими факторами, может оказаться причиной хрупкого разрушения основных конструкций реактора. Предварительный анализ и обсуждение показывают, что радиационное упрочнение и охрупчивание связаны с основными дефектами кристаллической структуры материалов: вакансиями, междоузлиями, дислокациями и атомами примесей.



Рис. 5.26. Радиационное упрочнение реакторных нержавеющих сталей 304 SS (светлые точки) и 316 SS (темные точки) при различных температурах
Рис. 5.27. Наработка Не в нержавеющей стали 347 SS (А) и в Ni (О, •) при облучении быстрыми (•) и тепловыми нейтронами

На рис. 5.25 показано влияние облучения на твердость сплавов AI—U (с 10, 15 и 20% U по массе), а на рис. 5.26 —  на твердость конструкционных материалов — нержавеющих сталей 304 и 316. Кривые — результат эксперимента, они характеризуют типичную закономерность процесса радиационного упрочнения.
Обычно о радиационном охрупчивании нержавеющих сталей упоминают как о гелиевом охрупчивании и циркониевых сплавов — как о водородном. Гелий образуется, главным образом, в результате ядерных реакций типа (л, а), (п, п а), a водород - в основном по реакции (л, р) ив результате радиолиза воды в активной зоне реактора. Вообще, генерация примесных атомов, образующих пузыри (как 4Не) или растворы внедрения (как Н, N), может привести к охрупчиванию реакторных материалов, особенно конструкционных.
На рис. 5.27 показана зависимость наработки гелия в никеле (или в содержащей этот никель нержавеющей стали) при облучении быстрыми или тепловыми нейтронами от флюенса нейтронов. Зависимость наработки гелия от энергетического спектра быстрых нейтронов [2, 6] показана на рис. 5.28. Наработка гелия, в частности, в конструкционных материалах зависит от нейтронной обстановки в реакторе, т.е. энергетического спектра нейтронов и сечения реакций (л, а), (л, п а) или (л, р), в свою очередь зависящих от энергии нейтрона. Из рис. 5.27 видно, что сечение реакции (л, а) на тепловых нейтронах выше, чем на быстрых.


Любой конструкционный материал, подверженный радиационному упрочнению и охрупчиванию, может потерять большую часть пластичности и стать очень хрупким. При испытаниях на ударное растяжение экспериментально трудно получить кривые напряжение - деформация, подобные представленным на рис. 5.14 и 5.15. Для получения таких зависимостей используют метод ударных испытаний образцов с надрезом, с помощью которого измеряют энергию разрушения стандартного образца при его ударном нагружении. На рис. 5.29 хорошо виден эффект охрупчивания стали А533В в состояниях до (сплошная кривая) и после (штриховая) облучения тепловыми нейтронами (кривые построены по результатам испытаний образцов Шарли с V-образным надрезом).
На рис. 5.30 представлены результаты определения поглощенной образцами Шарли из стали А302В механической энергии в состояниях до (светлые кружочки) и после (темные кружочки нейтронного облучения. На обоих рисунках показано также смещение температуры вязкохрупкого перехода (Гхр) этих материалов в результате облучения. Кривые на рисунках отражают типичную картину радиационного упрочнения и охрупчивания материалов ядерных реакторов, особенно характерную для материалов корпусов реакторов.

  1. Изменение механических свойств и сдвиг температуры вязкохрупкого перехода. Эти эффекты важны с точки зрения эффективности и безопасности работы топливных стержней и корпусов реакторов. Температура вязко-хрупкого перехода, определяемая по результатам ударных испытаний образцов Шарли с V-образным надрезом (см. рис. 5.29 и 5.30), является полуколичественной характеристикой, определяющей наименьшую температуру, при которой обусловленное внутренним давлением и облучением напряжение в материале оказывается чрезмерно большим. Выше этой температуры хрупкое разрушение корпуса реактора невозможно. Однако нейтронное облучение может сместить Гхр корпусного материала в область рабочих температур.

Более детально влияние облучения на характеристики хрупкости (или пластичности) при ударных испытаниях и Гхр корпусной стали A350-LF3 показано на рис. 5.31 [7]. Здесь же отмечена и температура так называемой нулевой пластичности. Следует отметить, что на рис. 5.31 приведены результаты по сдвигам температуры  наружных и внутренних слоев металла корпуса реактора, значения этих сдвигов оказались различными. Это явилось следствием разницы флюенсов нейтронов на внешней и внутренней сторонах корпуса.

Влияние облучения на изменение механических свойств и сдвиг температуры Тхр также связывают с основными дефектами кристаллической структуры: вакансиями, междоузлиями, дислокациями и атомами примесей.
5.10.5. Скорость ползучести и время до разрушения. Ползучесть - это медленная, пластическая и непрерывная деформация твердого материала под действием постоянной нагрузки и в большинстве случаев при повышенной температуре [8—12]. Ползучесть, вызываемая облучением и сопровождающаяся высокой пластичностью топливных и конструкционных материалов, называется радиационной. То, что скорость ползучести топлива и конструкционных материалов под облучением должна повыситься, было первоначально теоретически предсказано и экспериментально обнаружено на урановом топливе. В последнее время значительное внимание уделяется этому эффекту и в ядерных конструкционных материалах. Скорость радиационной ползучести может во много раз превышать скорость обычной термической ползучести (без облучения) того же самого конструкционного материала.
На рис. 5.32 приведена типичная кривая ползучести, характерная и для иеоблученных, и для облученных металлов и сплавов. На рис. 5.33 представлены кривые радиационной ползучести уранового топлива в состояниях после различных видов горячей обработки: горячей прокатки в области a-фазы при 500 °С (кривая 1); закалки в воду с 800 °С для фиксации гамма-фазы (кривая 2); отжига в области бета-фазы (кривая 3). Кривая 4 получена для необлученного урана. Для сравнения здесь же приведена кривая ползучести без облучения. Аналогично этому на рис. 5.34 показаны типичные кривые радиационной ползучести нержавеющих сталей AISI304 и AISI316. Кривые 1 и 2 — с облучением, кривые 3 и 4 — без облучения. Следует отметить, что большинство кривых на рис. 5.33 и 5.34 представляют собой первую и вторую стадии ползучести (см. рис. 5.32).


Рис. S.32. Типичная кривая ползучести металлического материала



Рис. S.33. Радиационная ползучесть урана в потоке тепловых нейтронов 6* х 10 нейтр./ (см2 — с), температуре облучения 280 °С, напряжении растяжения 2 МПа в различных состояниях

Рис. 5.34. Кривые радиационной и термической ползучести нержавеющих сталей 304 SS (кривые 1,3 и 316SS (кривые 2, 4) при 460 °С, потоке быстрых нейтронов ~4,5 • 10” нейтр./ (см2 — с) и напряжении ~120 МПа
Рис. 5.35. Влияние облучения в реакторе EBR-II до флюенса 1,2-1022 нейтр./см2 на длительную прочность стали 316SS при различных температурах. Штриховые кривые соответствуют необлученным контрольным образцам в отожженном состоянии

По достижении третьей стадии ползучести происходит образование третий и наступает разрыв образца. Время до разрушения определяется как промежуток времени от начала ползучести до окончания разрушения образца или рассматриваемого реакторного материала.
На рис. 5.35 показана зависимость времени до разрушения отожженной нержавеющей стали 316 в облученном и необлученном состояниях от температуры и уровня напряжения. Из приведенных данных ясно, что время до разрушения облученных образцов относительно короче времени, необходимого для необлученных отожженных контрольных образцов.
Вообще, предсказать скорость ползучести и время до разрушений основных компонентов ядерного энергетического реактора довольно трудно. По этой и другим причинам обычно на АЭС специальной службой надзора по определенным программам ведутся исследования образцов — свидетелей.

5.10.6. Усталостная  прочность. Цикличность рабочей температуры и как следствие цикличность механических напряжений — неотъемлемая и характерная особенность ядерных реакторов деления и особенно синтеза при работе. Повторяющиеся термические и вызываемые ими механические циклы напряжения с размахом деформации Ае или напряжения До приводят к усталости, образованию трещин и разрушению реакторного материала при некотором числе циклов Nf.
В [11, 12] для расчетных оценок усталостной прочности ядерных конструкционных материалов предложены аналитические выражали, полученные из экспериментальных данных. Эти выражения связывают между собой размах общей (упругой и пластической) деформации Де и число циклов до разрушения Nf, а также Де с размахом напряжений До:

(5.15)
(5.16)
где Е — модуль упругости; о<>, т, у, z — параметры материала и условий эксперимента.
На кривых (рис. 5.36 и 5.37), построенных с использованием соотношений 5.15 и 5.16, показано влияние облучения на усталостную прочность нержавеющих сталей 304L (модифицированная титаном сталь 304 с низким содержанием углерода) и 316 соответственно [13]. Влияние облучения на усталостную прочность этих материалов при 750 °С несколько слабее, чем при 500 °С. В результате облучения усталостная прочность снижается (рис. 5.37).
В общем изменения под действием облучения механической прочности, пластичности (упрочнение и охрупчивание), температуры Гхр, скорости ползучести, длительной и усталостной прочности могут сильно повлиять на конструкцию, режим, эффективность и безопасность работы ядерного реактора.



 
« Магнитный фильтр-сепаратор в схеме очистки производственного конденсата   Метод определения параметров тепловой изоляции паротурбинных блоков ТЭС »
электрические сети