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

Влияние облучения на урановое топливо - 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

Основное влияние облучения (нейтронного), непосредственно связанного с применением U в ядерной технике, проявляется через радиационный рост, рост при термическом циклировании, радиационное распухание и радиационную ползучесть. Металлическое урановое топливо особенно чувствительно к этим радиационным эффектам при работе в ядерном реакторе. Как уже обсуждалось, размерной стабильности можно добиться, добавляя к топливу соответствующие легирующие элементы. Однако радиационное распухание и радиационная ползучесть, связанные с объемной стабильностью, а также с механической прочностью и пластичностью, могут способствовать разгерметизации твэлов и лимитировать работоспособность топлива [35, 36]. В то же время скорость коррозии уранового топлива в реакторной среде увеличивается с ростом интенсивности облучения [35].


Рис. 6.13. Изменение длины при облучении уранового топлива (образцы прокатаны при 600 °С)
Рис. 6.14. Изменение длины при облучении уранового топлива (образцы прокатаны при 300 °С и закалены из бета-фазы) :
1 — закалка в воду; 2 — отжиг и рекристаллизация

6.7.1. Радиационный рост. Радиационный рост представляет собой размерную и структурную нестабильность уранового топлива, обусловленную анизотропией урана. Он происходит в области относительно низких температур, составляющих около 0,2 абсолютной температуры плавления (около 300 С). Если скорость изменения длины топливного образца при облучении постоянна, то коэффициент радиационного роста Gj в трех кристаллографических направлениях можно определить следующим образом [37]:
(6.12)
где L0 - исходная и конечная длина образца; N — общее число делящихся атомов в образце.
На рис. 6.13 приведены данные по радиационному росту (удлинению) уранового топлива, полученного методом прокатки при 600 °С, в зависимости от выгорания. На рис. 6.14 для сравнения приведены аналогичные данные для U, прокатанного при 300 °С с последующей закалкой из бета-фазы или с последующими отжигом и рекристаллизацией [38]. Из этих экспериментальных кривых можно видеть разницу в радиационном росте термообработанного и нетермообработанного топлив.

  1. Рост при термическом циклировании. Рост поликристаллического урана (уранового топлива) при термическом циклировании также представляет собой размерную и структурную нестабильность при повторных циклах нагрева и охлаждения в температурной области существования a-фазы. Степень размерной и структурной нестабильности зависит главным образом от числа циклов нагрев—охлаждение Nc, которым подвергается образец. Коэффициент роста G,- в трех кристаллографических направлениях в результате термического циклировании образца с исходной длиной L 0 и конечной L описывается экспоненциальным выражением [4]:

(6.13)


Рис. 6.15. Размерная стабильность урановых сплавов при термическом циклировании:
1 — уран, восстановленный магнием; 2 — U — 2,08% атомов V; 3— U - 4,20% Мо; 4- U- 0,55% Cr рис. 6.16. Влияние легирования алюминием, магнием и молибденом на рост урана при термическом циклировании:
1 — восстановленный магнием уран; 2 — сплав U — 0,6% атомов Al; 3 — сплав U— 2,1% Al; 4 —  сплав U - 4,1% Al; 5 —  сплав U - 4,8% Мо по массе

Рост поликристаллического урана со структурой a-фазы при термическом циклировании обычно связывается с механизмом термического храповика [6, 39]. Работа механизма термического храповика определяется относительным перемещением двух соседних зерен, имеющих в результате анизотропии различные коэффициенты термического расширения (см. п. 6.4.3), и релаксацией напряжений в одном из зерен за счет пластической деформации (деформации ползучести). Поскольку термическое циклирование является неотъемлемой характеристикой работы уранового топлива в ядерном реакторе, размерные и структурные изменения, обусловленные ростом при термическом циклировании, могут влиять на радиационную стабильность уранового топлива.
Исходя из (6.13), зависимость In(L/L0) от числа циклов Nc представляет собой прямую линию. Такая зависимость для четырех различных материалов: восстановленного магнием урана, сплава U - 2,08% атомов V; сплава U — 4,20% Мо; сплава U — 0,55% С г — по массе показана на рис. 6.15 [40]. Образцы изготавливали методом прокатки при 300 и 600 °С и закалки из бета-фазы урановых прутков. Циклирование осуществлялось в интервале температур 100—500 °С.
Как уже обсуждалось, легирующие элементы Al, Mg и Мо в урановых сплавах трех основных классов (см. § 6.5 и 6.6) могут изменять кинетику фазовых превращений и стабилизировать a-структуру. На рис. 6.16 приведены экспериментальные данные, взятые из различных источников, которые характеризуют рост при термическом циклировании образцов сплавов U—Al, U—Mg и U—Мо. Указанные легирующие элементы уменьшают размерную нестабильность урана, т.е. повышают сопротивление росту в результате термического циклировании во время работы уранового топлива в ядерном реакторе.
Сравнивая уравнения (6.12) и (6.13) и экспериментальные результаты, можно отметить следующие сходства и различия между радиационным ростом и ростом при термическом циклировании уранового топлива.

Сходства

  1. Как радиационный рост, так и рост при термическом циклировании могут привести к размерной и структурной нестабильности поликристаллического урана.
  2. В обоих случаях рост имеет место в направлении (010).
  3. Скорость роста в том и другом случае зависит от степени преимущественной ориентации в направлении (010).
  4. В обоих процессах происходит механическая деформация внутри зерен и по границам зерен, однако характеристики деформации различны.
  5. Для обоих процессов необходима анизотропия кристаллической структуры урана.
  6. Тот и другой процесс сопровождаются небольшим изменением ориентации зерен.

Различия

  1. Радиационный рост происходит при относительно низких температурах, составляющих около 0,2ГПЛ (около 300 °С), тогда как рост при термическом циклировании происходит при всех температурах.
  2. Радиационный рост может наблюдаться в монокристаллах, а для роста при термическом циклировании необходимы кристаллические зерна с истинными границами.
  3. Радиационный рост сопровождается радиационным упрочнением и охрупчиванием, рост при термическом циклировании - нет.
  4. Радиационный рост происходит с максимальной скоростью при температурах около 300 °С и прекращается при температурах выше 450 С. Интенсивность роста при термическом циклировании увеличивается с повышением верхней температуры цикла, увеличением температурного интервала цикла и числа циклов. Рост практически не происходит, если верхняя температура цикла составляет менее 350 °С.
  5. Микро структурная пористость, появляющаяся во время термической циклической обработки урана, имеет механическую природу. Пористость в облученном уране связана с образованием пузырьков газообразных продуктов деления и распуханием.
  6. После радиационного роста в микроструктуре часто наблюдается большое число двойников и других следов деформации, тогда как термическое циклирование может сопровождаться полигонизацией, но не двойникованием.

6.7.3. Радиационное распухание. Радиационное распухание представляет собой объемную нестабильность, обусловленную образованием пор и пузырьков и агломерацией в урановом топливе таких газообразных продуктов делетия, как 4Не, 85Kr и 133Xe [41, 42]. Такое распухание происходит при температурах вблизи 0,5 Тпп< сопровождается увеличением объема и уменьшением плотности и лимитирует выгорание топлива.


Рис. 6.17. Влияние выгорания топлива на уменьшение плотности Др урана:
х - прокатка при 300 °С; О — прокатка при 300 °С, закалка из бета-фазы; д - прокатка при 300 С, закалка из бета-фазы, рекристаллизация; □ - прокатка при 600 °С

Рис.  6.18. Влияние скорости деления на распухание сплава U ' - 10% Мо по массе (ДD/b - изменение диаметра при выгорании 1%)

Чтобы отличить радиационный рост от радиационного распухания, следует иметь в виду, что первый происходит при относительно низких температурах (около 0,2ГПЛ), а второй - при высоких температурах (около 0,5 Гпл). В результате радиационного роста, представляющего собой размерную нестабильность, изменяется форма топлива, тогда как в процессе радиационного распухания, представляющего собой объемную нестабильность, происходит изменение объема топлива. Радиационный рост главным образом обусловлен анизотропией урана, а радиационное распухание связано с образованием газообразных продуктов деления в топливе.
На рис. 6.17 приведены данные по влиянию нейтронного облучения на плотность отдельных образцов металлического урана, изготовленных с использованием процессов прокатки, отжига, рекристаллизации и закалки. Видно, что при относительно низком выгорании (число выгоревших атомов составляет 0,50—1,75%) изменение плотности образцов слабо зависит от технологии их изготовления [38]. На рис. 6.18 показано влияние скорости деления на распухание прутков из сплава U - 10% Мо по массе в интервалах температур 340-450 и 480-590 °С. При температурах 500-600 °С имеет место тенденция к резкому увеличению скорости распухания. На рис. 6.19 приведены данные по радиационному распуханию (изменению объема А V/ V) чистого U, сплавов U-Al и U-Mo в зависимости от выгорания топлива. Эффективность уменьшения радиационного распухания указанными легирующими добавками очевидна. На рис. 6.20 показано влияние температуры облучения на относительное увеличение объема А V/ V (и на резкое повышение скорости распухания) урана подобранного состава* в процессе облучения при скорости выгорания выше 15 МВт/т до различных значений выгорания топлива.
*Уран подобранного состава (adjusted uranium) представляет собой металл определенного состава, характеризующийся определенными свойствами. В некоторых советских изданиях использовался термин ’’уран регулируемого состава” - Прим. пер.

Рис 6 19. Радиационное распухание урана и его сплавов

1 — U высокой чистоты, слиток 1; 2 —  U высокой чистоты, слиток 2; Л-сплав II 0,5% Al по массе; 4 —  сплав U - 0,8% AI, по массе, 5 —  сплав U - 0,6% атомов Мо. 6 —  U подобранного состава
Рис. 6.20. Влияние температуры облучения Т0§ на увеличение объема AV/ К урана подобранного состава

Уран подобранного состава является стандартным топливом, разработанным в Великобритании. Он легирован AI (до 0,04-0,12%), С (0,03-0,06%) и небольшими количествами Mo, Nb и Fe. В процессе изготовления такой уран подвергается закалке из гамма- или бета-фазы с последующим отжигом в a-области. Уран такого состава после соответствующей термической обработки характеризуется низким радиационным распуханием при высоком выгорании (см. рис. 6.20), когда происходит выделение газообразных продуктов деления. Цель легирования и термической обработки заключается в измельчении зерен и создании беспорядочно ориентированной структуры для сведения к минимуму влияния радиационного роста и скорости деления на радиационное распухание.
6.7.4. Радиационная ползучесть. Ползучесть является механическим свойством, которое может быть определено как медленная, непрерывная и пластическая деформация при постоянной нагрузке и повышенной температуре [44]. Обычно она известна как термическая ползучесть. Ползучесть, индуцированная ядерным излучением или нейтронным облучением и сопровождающаяся высокой пластичностью, называется радиационной ползучестью [35, 37, 45]

Рис.6.21 Типичные кривые ползучести необлученного горячекатаного L' при различных напряжениях и температурах
Рис. 6.22. Типичная степенная зависимость скорости ползучести необлученных сплавов U от напряжений

Тот факт, что скорость ползучести (деформация ев единицу времени)е реакторных материалов, особенно топливных и конструкционных материалов, сильно увеличивается в результате нейтронного облучения, предсказывался теоретически и наблюдался экспериментально [37, 46|. Коэффициент усиления радиационной ползучести топливных и конструкционных материалов может быть очень большим (10— 100), если радиационная и обычная термическая (без облучения) ползучести одного и того же материала сравниваются при одинаковых нагрузках и температурах.
На рис. 6.21 приведены типичные кривые ползучести необлученного урана при различных напряжениях и температурах. На рис. 6.22 показана степенная зависимость ползучести для сплавов урана при различных температурах и напряжениях. Кривые ползучести облученного (кривые 1 и 2) и необлученного (кривые 3 к 4) урана приведены на рис. 6.23. Представленные кривые показывают, что технология изготовления и режимы термической обработки образцов оказывают небольшое влияние на характеристики ползучести урана.


Рис. 6.23. Ползучесть необлученного и облученного горячекатаного урана:
1 —  охлаждение из (5-фазы на воздухе; 2 —  охлаждение из бета-фазы в воде; 3 —  охлаждение из гамма-фазы на воздухе; 4 —  охлаждение из гамма-фазы в воде Для данного материала уранового топлива и данного нейтронного потока скорость радиационной установившейся (вторая стадия) ползучести описывается степенной функцией (см. рис. 6.22), имеющей вид уравнения Аррениуса:
(6.14)
где е0 —  максимальная скорость ползучести; ас — напряжение ползучести; ст0 — модуль ползучести (в единицах напряжения); п — зависящий от материала показатель степени; Q — энергия активации; R — универсальная газовая постоянная; Т — абсолютная температура. Уравнение (6.14) является основным соотношением для скорости ползучести, широко используемым в настоящее время.



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