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

Влияние облучения на конструкционные материалы - 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

Конструкционные материалы призваны обеспечить достаточную механическую прочность, конструктивную компоновку и физико-химическую защиту основных узлов реактора и атомной станции в целом. Поэтому вопросы радиационной стойкости конструкционных материалов приобретают все более важное значение при разработке реакторов. Помимо всех тех материаловедческих проблем, которые характерны и для обычных энергетических станций, при работе АЭС возникают и некоторые специфические: радиационное распухание, радиационная ползучесть. изменение физико-механических свойств конструкционных материалов в результате интенсивного облучения нейтронами, а также проблема радиоактивного загрязнения.
Радиационные условия, в которых могут оказаться конструкционные материалы в реакторе, обычно предсказать трудно, влияние длительного облучения на материалы часто можно определить лишь опытным путем во время работы реактора. Для максимального повышения надежности и безопасности работы АЭС разработаны жесткие стандарты и правила конструирования и эксплуатации оборудования АЭС и контроля за ним.
Наша задача - проанализировать и обсудить эффекты радиационного воздействия на металлы, сплавы, керамики и керметы, т.е. все те реакторные конструкционные материалы, которые были рассмотрены в настоящей главе. Основными радиационными эффектами в конструкционных материалах являются радиационные ползучесть и распухание.

Металлы, их соединения и сплавы в условиях радиации.

Рассмотрим влияние облучения прежде всего на: 1) бериллий и его соединения, 2) магний, его сплавы и соединения, 3) алюминий, его сплавы и соединения, 4) цирконий, его сплавы и соединения и 5) аустенитные нержавеющие стали и никелевые сплавы.
Влияние облучения на бериллий и его соединения. Бериллий и ВеО используют в качестве материалов отражателей и замедлителей в тепловых и быстрых, главным образом исследовательских, реакторах. Для металлического бериллия или оксида ВеО, длительное время работающих в качестве отражателей быстрых исследовательских реакторов, характерными эффектами являются размерная нестабильность и гелиевое охрупчивание.
Размерная нестабильность и образование пор в бериллии и ВеО обусловлены следующими реакциями на быстрых нейтронах:
(10.7)
Сторона бериллиевого отражателя, обращенная к активной зоне, будет подвергаться воздействию большего флюенса быстрых нейтронов, чем наружная, и, следовательно, будет больше распухать. В итоге отражатель из Be или ВеО будет искривляться. Таким образом, причиной размерной нестабильности отражателя из Be или ВеО является неоднородность потока быстрых нейтронов в нем и неоднородность генерации *Не и * Li.
Помимо размерной нестабильности генерация гелия в Be в соответствии с (10.7) приводит к радиационному распуханию и гелиевому охрупчиванию. Радиационное распухание Be можно определить как увеличение объема или уменьшение платности:
(10.8)
где ipt и (ipt) о — текущее и эталонное (пороговое) значения флюенса быстрых нейтронов; А и п — константы; Q — энергия активации; R -

универсальная газовая постоянная; Г — температура облучения образца. В частном случае, при постоянстве уровня мощности исследовательского реактора температура облучали практически также постоянна и (10.8) переходит в уравнение
(10.8а)
где Ау = A exp (-Q/RT) также константа.
Представленные на рис. 10.21 данные по радиационному распуханию Be (или ВеО) в испытательном реакторе ATR удовлетворяют уравнению (10.8) [37,38].
Пластичность облученного в реакторе ATR бериллия падает практически до нуля уже при относительно невысоких флюенсах нейтронов (1—4) • 1021 нейтр/см , Е > 1 МэВ. Это так называемое гелиевое охрупчивание, обусловленное, главным образом, гелием, захваченным порами и пузырями в отражателе.
Таким образом, конструкция, ресурс работы и механизм разрушения отражателя из Be или ВеО, вероятнее всего, определяются размерной нестабильностью, радиационным распуханием и гелиевым охрупчиванием отражателя под действием облучения быстрыми нейтронами.
Влияние облучения на магний, его сплавы и соединения. Магний, его сплавы и соединения в условиях газоохлаждаемых реакторов невысоких параметров демонстрируют сравнительно хорошую радиационную стойкость. Никаких существенных радиационных эффектов - распухания, радиационной ползучести, изменения прочности и пластичности — в этих материалах не наблюдается вплоть до флюенсов 1021 нейтр./см2 [39,40].
Послерадиационные исследования топливных сборок реактора Calder Hali со всей очевидностью указывают на отсутствие сколько-нибудь значительного повышения скорости взаимодействия магния с теплоносителем активной зоны CO2 при повышенных температурах (ниже 500 °С). Возможно, это связано с малой энергонапряженностью и невысокой рабочей температурой этого реактора.


Рис. 10.22. Влияние облучения на предел прочности и предел текучести алюминиевого сплава 1100

Рис. 10.23. Влияние облучения на пластичность сплава 1100

Влияние облучения на алюминий, его сплавы и соединения. Радиационные эффекты в этих материалах относительно слабы. При испытаниях в высокопоточных исследовательских реакторах никаких радикальных изменений механических свойств или размерной нестабильности Al и других материалов на его основе не наблюдалось.
Из реактора MTR после 18 лет работы при 70 °С была извлечена пластина из сплава алюминия 1100, из которой были изготовлены образны для испытаний. За время работы флюенс быстрых нейтронов составил 5,6 1022 нейтр./см2, Е > 1,0 МэВ, а тепловых - 6,5-1022 нейтр./см2. Результаты испытаний показали, что некоторые изменения механических свойств и объема сплава имеют место, однако материал сохранил достаточную пластичность (удлинение или поперечное сужение) для обеспечения работоспособности реакторного оборудования.
На рис. 10.22 и 10.23 представлены характерные для сплава 1100 доз- ные зависимости прочностных и пластических свойств. Зависимость изменения объема или плотности сплава 1100 от флюенса быстрых нейтронов в сопоставлении с данными для сплава 6061 показана на рис. 10.24, а [41, 42], а на рис. 10.24, б приведены аналогичные зависимости для Al высокой чистоты и его сплавов. На рис. 10.25 сравниваются длительные прочности облученного и необлученного сплава 1100; из рисунка видно, что длительная прочность облученного сплава довольно высокая, что обусловлено эффектом радиационного упрочнения материала.
Подобно тому, как неоднородность потоков быстрых и тепловых нейтронов приводит к искривлению бериплиевых отражателей в реакторах, эти же факторы вызывают раздутие и искривление алюминиевых конструкций активной зоны, например топливных сборок или ампул с охлаждаемыми образцами, т.е. конструкций значительной длины. Так, ампула из сплава 1100 (или 6061), охлаждаемая проточной водой при 50 С, была облучена тепловыми и быстрыми нейтронами до флюенсов (3-4) 1022 нейтр/см2. Первоначально прямое изделие после длительного облучения в реакторе изогнулось и приобрело бананообразную форму. Исследование показало, что распределение потока быстрых нейтронов вдоль изделия по форме повторяет измеренный прогиб.

По данным трансмиссионной электронной микроскопии, распределение пор и образование за счет трансмутаций кремния вдоль изделия были также неравномерны [43-45]. В итоге радиационное распухание за счет образования пор растет с ростом флюенса быстрых нейтронов и становится наибольшим вблизи плоскости максимального значения потока быстрых нейтронов. На рис. 10.26 показаны профили распределения радиационного распухания по длине для двух сторон изделия из сплава 1100, а на рис. 10.27 —  зависимость распухания от флюенса быстрых нейтронов. Наличие или отсутствие защитной окисной пленки на изделии на распухание почти не влияет [43-45]. Основной вклад в образование кремния дают реакции
(10.9)
Помимо кремния по реакциям типа (и. р) и (п, а) в Al образуются также Н и Не, вносящие основной вклад в радиационное распухание материала.

Влияние облучения на цирконий и его сплавы. Известно, что циркониевые сплавы — основной конструкционный и оболочечный материал легководных и тяжеловодных реакторов, причем циркалой-2 предназначен для работы в кипящих и тяжеловодных реакторах, а циркалой-4 — в энергетических водяных реакторах (см. п. 10.6.3). Поведение и свойства этих сплавов очень схожи, за исключением коррозионной стойкости в воде при высокой температуре: циркалой-4 поглощает водород в меньших количествах, чем циркалой-2. По мере облучения и роста содержания Н и Не  реакциям (п, р) и (гг, а) | механические свойства сплавов типа циркалой слегка ухудшаются вследствие образования гидридов и развития охрупчивания. Наблюдается небольшое распухание, но совершенно отсутствуют радиационный рост и ползучесть.
В литературе предложены уравнения для радиационной ползучести конструкционных материалов. В [46] на основе экспериментальных данных получены экспоненциальные и степенные уравнения ползучести конструкционных материалов для относительно высоких напряжений и температур:
(10.10)
(10.11)

Рис. 10.26. Распределение радиационного распухания по длине кожуха из сплава 1100 на дальней (кривая /) и ближней (2) к активной зоне реактора сторонах
Рис.  10.27. Зависимость распухания сплава 1100 от флюенса быстрых нейтронов для дальней (кривая I) и ближней (2) к активной зоне реактора сторон

и для относительно низких напряжений и температур:
(10.12)
(10.13)
где ф — поток нейтронов; i — время, ('fit)o — эталонный (пороговый) флюенс нейтронов; а — напряжение; а0 — модуль ползучести материала; п — константа ползучести; А, В, Си/)— постоянные; значения Q, RhT определены ранее.
В экспоненциальном уравнении (10.11) и степенном (10.13) первые члены в скобках представляют собой скорости радиационной ползучести и деформации роста (для сплавов циркония) или скорости радиационной ползучести и деформации за счет распухания (для нержавеющих сталей и никелевых сплавов) при флюенсе нейтронов ipt и приложенном напряжении о; вторые члены выражают взаимодействие и связь между интенсивностью потока нейтронов и приложенным напряжением. Деформация и скорость радиационной ползучести изменяются с температурой облучения по закону Аррениуса.
На рис. 10.28 представлены зависимости тангенциального радиационного роста и деформации ползучести от длительности облучения холоднотянутых на 20% трубчатых образцов из циркалоя-4 при температуре облучения 300 °С, а на рис. 10.29 —  зависимости деформации ползучести и радиального радиационного роста от длительности облучения холоднотянутых на 20% трубчатых образцов из циркалоя-2 при 263 °С; в обоих случаях экспериментальные данные хорошо укладываются на кривые зависимостей, рассчитанные по (10.10) и (10.12) [46, 47] соответственно.


Рис. 10.30. Влияние облучения hi предел текучести стили 304 при различных температурах облучении
Рис. 10.31. Влияние облучения на пластичность нержавеющей стали 304, облученной ори разя«вых температурах

Влияние облучения на нержавеющие стали и никелевые сплавы. Облучение аустенитных нержавеющих сталей и никелевых сплавов — конструкционных материалов быстрых реакторов-размножителей, в том числе с жидкометаллическим теплоносителем, — вызывает изменение их механических свойств, радиационное распухание и радиационную ползучесть. Эти эффекты оказывают сильное влияние на конструкцию реактора, режим и безопасность работ с реакторными материалами и оборудованием.
Что касается механических свойств аустенитных нержавеющих сталей (см. § 10.7), то на рис. 10.30 и 10.31 приведены данные по влиянию облучения на пределы текучести и удлинения сталей 304 и 316, облученных быстрыми нейтронами примерно до флюенса 5•1022 нейтр./см2, Е > 0,1 МэВ и испытанных при указанных на рисунках температурах облучения [48—50]. Как видно, повышение предела текучести (и предела прочности) и снижение пластичности сильно зависят от флюенса нейтронов и температуры облучения. На рис. 10.32 сравниваются дозные зависимости тангенциальной деформации ползучести и деформации за счет распухания холоднодеформированной на 20% нержавеющей стали 304 (температура облучения указана на рисунке), а на рис. 10.33 показана зависимость изменения тангенциального напряжения ползучести, напряжений роста и распухания холоднодеформированной на 30% нержавеющей стали 316 от температуры и длительности облучения. Сплошные кривые на обоих рисунках — экспоненциальные зависимости [46]. Температурные и дозные зависимости распухания аустенизированных (отожженных) нержавеющих сталей 304 и 316 показаны на рис. 10.34. При повышении температуры распухание вначале достигает максимума, затем падает до очень низких значений, вновь достигает максимума и затем вновь спадает. Высота максимума, по-видимому, зависит от флюенса нейтронов.


Рис. 10.32. Влияние облучения на окружную деформацию при распухании Д/// и ползучести 6 нержавеющей стали 304SS (облучение в реакторе EBR-II)
Рис. 10.33. Зависимость напряжения при ползучести Тп и распухании а_ от времени облучения стали 316SS с 30% холодной деформации в реакторе EBR-1I. Цифры у кривых - температура испытания

Влияние облучения на никелевые сплавы (см. § 10.7), по-видимому, аналогично его влиянию на металлический никель, так же как сходно по характеру влияние облучения на алюминий и на его сплавы (см. § 10.9, рис. 10.24 [3]). На рис. 10.35 показано распухание Ni и никелевых сплавов [51]. При флюенсе быстрых нейтронов 5 — 102 0 нейтр./см2 вблизи 500 °С наблюдается максимум распухания. При данном флюенсе нейтронов распухание никеля и сплавов на его основе оказывается сильно зависящим от температуры и зависимость, представленная на рис. 10.35, является типичной температурной зависимостью изменения объема материала, облучаемого быстрыми нейтронами. Обычно образование пор и распухание никеля (ГЦК-решетка) наблюдается в диапазоне температур приблизительно от 250 до 650 °С (0,30-0,55 Тпл).
На рис. 10.36 [51] сравниваются зависимости радиационного распухания некоторых чистых металлов от гомологической температуры. Видно, что, во-первых, металлы с ОЦК-решеткой (Nb, Mo, Zr, Та) обладают высокой стойкостью против радиационного распухания и, во-вторых, никель (ГЦК-решетка), входящий в аустенитные нержавеющие стали и никелевые сплавы, оказывается весьма склонным к радиационному распуханию. В результате ядерных реакций (и, а) между быстрыми нейтронами и ядрами элементов — компонентов сплавов — в последних происходит накопление Не, влияющего на процесс радиационного распухания.


В качестве примеров реакций упомянутого типа приведем следующие [52]:

Вообще, радиационная стойкость чистых металлов и их сплавов ниже стойкости керамических оксидов металлов — BeO, MgO, Al2O3, ZrO2, FeO и т.п.

Керамические материалы и керметы в условиях нейтронного облучения.

Керамические материалы и керметы, применяемые в реакторостроении, уже рассматривались в пп. 10.8.1 и 10.8.2. Из них особый интерес представляют ВеО, Al2O3, MgO, ZrO2, Al—Al2O3 и B4С — нержавеющая сталь. Немногочисленные экспериментальные данные и опыт эксплуатации реакторов указывают на то, что керамики и керметы, работающие в нейтронных полях ядерных реакторов, более стабильны, чем металлы и сплавы. Радиационные эффекты, особенно радиационное распухание и радиационная ползучесть, в керамиках и керметах проявляются слабее, чем в металлах и сплавах. Поэтому при проектировании реактора экспериментальные данные по воздействию облучения на металлические материалы (см. рис. 10.21 —  10.36 и др.) можно с уверенностью использовать и для керамики, и для керметов.



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