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

Материалы первой стенки термоядерного реактора и влияние на них облучения - 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

ВЛИЯНИЕ ОБЛУЧЕНИЯ НА МАТЕРИАЛЫ ПЕРВОЙ СТЕНКИ

В результате облучения первой стенки термоядерного реактора ее материал будет испытывать явления радиационного распухания и радиационной ползучести [28-30]. Радиационное распухание есть размерная
(объемная) неустойчивость материала, обусловленная возникновением в нем пустот (пор), газонаполненных пузырей и скоплением инертных газов, в основном гелия. Быстрые нейтроны, возникающие при реакции D—Т [см. (15.17)], могут инициировать реакции (и, а), (л, л'о') и (л, 2л') на ядрах элементов материала первой стенки. Например, возможны реакции 58Ni(n, y) 59 Ni(n, a)S6Fe, 50Cr(n, y) 51Cr(n, a)4*Ti, 55Fe(n, y)S6Fe(n, a)S3Cr и т. п. В результате нейтронного облучения в материале возникают продукты ядерных реакций, образуется гелий, протекают диффузионные процессы. В кристалле образуются дефекты, поры, скопления газа и пузырей, наблюдается радиационное распухание. В поле интенсивного излучения под действием температурных условий и нейтронного облучения наблюдается явление радиационной ползучести. Ядерное излучение, являющееся причиной радиационной ползучести, приводит к радиационному упрочнению и охрупчиванию, при которых твердость и механическая прочность растут, уменьшается пластичность, и к образованию ядерных трансмутантов и гелия за счет распада трития, которые, диффундируя в материале первой стенки, способствуют ее ускоренному формоизменению. При этом скорость ползучести растет. Эксперимент подтверждает, что скорость ползучести увеличивается при радиационном распухании*. Таким образом, взаимодействие ползучести и распухания усложняет процессы, протекающие в материале первой стенки.

* О связи радиационной ползучести и распухания см. работу Garner E. A., J. Nuci. Mater. 1985, vol. 133-134, р. 113. - Прим. пер.

На рис. 15.22 показаны результаты облучения холоднообработанной нержавеющей стали 316 быстрыми нейтронами. Хотя разные образцы были изготовлены и испытаны в разных лабораториях, температуры облучения, при которых наблюдается максимальное распухание, довольно близки. Сами изменения объема материала также близки.
Были проведены эксперименты, направленные на подавление радиационного распухания конструкционных материалов с помощью легирования такими элементами, как С, Si, N, Р, Мо и т. п. Поскольку Ni и Cr являются основными составляющими нержавеющих сталей, никелевых и специальных сплавов, были проведены эксперименты (рис. 15.23) по подавлению радиационного распухания высокочистых никеля и хрома добавлением в раствор углерода. Интервал температур облучения (0,3 — 0,5) Тпп в исследовательском реакторе выбран с учетом температурной зависимости растворимости углерода в никеле и хроме для получения более точных результатов. На рис. 15.24 показаны аналогичные кривые подавления радиационного распухания холодно- обработанной стали 316 при различных содержаниях углерода для трех температурных областей облучения: 400-450, 480-530 и 550-600 °С.


Рис. 15.22. Радиационное распухание холоднодеформированной нержавеющей стали 316 при облучении быстрыми нейтронами:
1 —  (8-9)-1022 нейтр./см2 (США); 2 —  8• 1022 нейтр./см2 (Великобритания); 3- 8-1022 ейтр./см2 (Франция)
Рис. 15.23. Зависимость радиационного распухания высокочистых никеля (1) при 710 °С и флюенсе 9-1019 нейтр./см2 (£>0,1 МэВ) и хрома (2) при 650 С и флюенсе 2-102” нейтр./см2 (£ > 0,1 МэВ) от массового содержания углерода в твердом растворе

Рис. 15.24. Зависимость радиационного распухания нержавеющей стали 316 при флюенсе 2,65* 1032 нейтр./см2 (£ > 0,1 МэВ) от массового содержания углерода при различных температурах:
1 —  400-450 °С; 2 —  480-530 °С; 3 —  550-600 °С
Рис. 15.25. Зависимость полного удлинения сплава И — 15 V - 5Cr без гелия (7) и с 2,5'10~э% Не (2) от температуры испытания до и после облучения до флюенса 5,5 • 1022 нейтр./см2 (£>0,1 МэВ)

Из рисунка можно сделать вывод, что эффективность подавления радиационного распухания зависит в определенной мере от температуры облучения и содержания углерода в растворе. Полного подавления образования пор и радиационного распухания не удалось достигнуть ни для высокочистых хрома и никеля, ни для нержавеющей стали*.

* Феноменология распухания описана в работе Wotfer W. G., J. NucL Mater., 1984, voL 122-123, p. 367 - 378; Распухание аустенитных нержавеющих сталей - Bramman J. I. Dim ens. Stab, and Mech. Behav. brad. Metals and Alloys. Pioc. Conf. Brighton, 11-13 Apr., 1983, vol. 2. London, 1984. P. 35-39. -Прим. пер.

На рис. 15.25 показано полное удлинение до разрушения при установившейся ползучести облученных и не облученных цилиндрических образцов сплава Ti-15V-5Cr для первой стенки при наличии гелия и без него в зависимости от температуры испытания. Видно, что пластичность титанового сплава уменьшается с облучением и содержанием гелия, являющегося одной из причин радиационного распухания и гелиевого охрупчивания.
Связь между напряжением и скоростью ползучести облученной и необлученной нержавеющей стали 316 при разных температурах облучения (600 и 650 °С) и разных флюенсах быстрых нейтронов (5 • 1021 и 8 X 1021) показана на рис. 15.26. Облученные образцы характеризуются относительно высокими напряжениями ползучести, короткими временами до разрушения, быстрым установлением минимальной скорости ползучести, обусловленными соответственно влиянием образования гелия, радиационным распуханием и снижением пластичности (радиационным упрочнением).

15.16. ПРЕДПОЛАГАЕМЫЕ МАТЕРИАЛЫ ПЕРВОЙ СТЕНКИ, ЕЕ ГЕОМЕТРИЯ И УСЛОВИЯ РАБОТЫ

Ниже перечислены условия работы материалов первой стенки в D—Т-реакторе.

  1. Плотность потока быстрых нейтронов 5 • 1014 —  5 • 1015, плотность потоков ионов (изотопы водорода, гелий) 5 • 1014 —5 • 1015 см-2 X  с-1
  2. Плотность потока энергии ядерного излучения2, проходящего через первую стенку, 1-10 МВт/м2.
  3. Рабочая температура первой стенки определяется конструкцией ТЯР и материалом.
  4. Высокий вакуум (до 10+6 Па) в вакуумной камере.
  5. Радиационное распыление, блистеринг и эрозия поверхности первой стенки, приводящие к загрязнению плазмы и уменьшению толщины первой стенки.
  6. Ядерные превращения, образование радионуклидов, гелия, проникновение трития через стенку, радиоактивный распад, тепло радиоактивного распада.

Большинство концептуальных проектов ТЯР рассчитаны на нейтронную нагрузку 1-5 МВт/м . Нейтронная нагрузка - мощность, выносимая нейтронами с энергией 14 МэВ через единицу поверхности первой стенки. - Прим. пер.
При нейтронной нагрузке (см. ниже) 1 МВт/м2 плотность потока ионов составляет около 3 • 10+6 см-2 —  с-1. - Прим. пер.

  1. Тепловое расширение, тепловые удары, термоциклирование (особенно с большим периодом), усталость и растрескивание.
  2. Радиационное распухание, гелиевое охрупчивание.
  3. Радиационная ползучесть, рост предела текучести и прочности, уменьшение пластичности при радиационном упрочнении и наработке изотопов — примесей.
  4. Усиленное окисление и радиационная коррозия в условиях интенсивного облучения, приводящие к усталостному растрескиванию и коррозии под напряжением внутренней и внешней поверхности первой стенки.

Наиболее вероятная геометрия первой стенки ТЯР аналогична геометрии сегодняшних лабораторных плазменных экспериментальных установок: круговой тор (замкнутая система реактора); линейный круговой цилиндр (открытая система реактора); комбинация кругового тора и линейного цилиндра (рейстрек), составной тор; некруговой тороидальный цилиндр, линейный или составной. Внутренний диаметр (2-6 м) и толщина (1-3 см) первой стенки зависят главным образом от размера реактора, материала стенки, способа снятия тепла, материалов теплоносителя и воспроизводящего материала (жидкий литий, расплавы солей и т. д.).
Выбор наиболее вероятного материала первой стенки ТЯР среди кандидатных конструкционных материалов (см. § 15.8) есть компромисс требований к важным ядерным, физическим, тепловым и механическим свойствам материала, к удовлетворению условий безопасности и экономики. Последние условия могут играть существенную роль при выборе материала конструкции ТЯР точно так же, как это бывает и при создании других конструкций.
Исходя из условий работы материалов первой стенки ТЯР с использованием D—Т-реакции, можно предложить следующие требования к ним:

  1. способность противостоять интенсивным потокам быстрых нейтронов и потокам ионов, падающих на первую стенку;
  2. малое сечение захвата нейтронов;
  3. низкая скорость наработки трансмутантов (в особенности гелия);
  4. низкая скорость наработки радиоактивности, малое тепловыделение за счет радиоактивного распада;
  5. малое время выделения энергии радиоактивного распада;
  6. малая интенсивность изомерных переходов и низкая энергия распада;
  7. невысокие скорости распыления, блистеринга и эрозии поверхности;
  8. низкие пропускание, растворимость и коэффициент диффузии дейтерия, трития и гелия;
  9. малые скорости радиационного распухания и ползучести;
  10. высокая температура плавления и отсутствие фазовых переходов в области рабочих температур;
  11. небольшой коэффициент теплового расширения;
  12. высокие тепло- и температуропроводность;
  13. высокая механическая прочность и пластичность;
  14. высокое сопротивление коррозии;
  15. легкость изготовления и обработки;
  16. высокая тепловая и радиационная устойчивость, стабильность работы, надежность и безопасность.
  17. доступность (распространенность) и низкая стоимость.

Таблица 15.14. Ядерные характеристики изотопов, важных для первой стенки ТЯР элементов

В табл. 15.14 для некоторых элементов, входящих в состав сплавов первой стенки D—Т ТЯР, приведены их ядерные и нейтронные характеристики. Среди этих элементов ниобий и цирконий имеют самое низкое сечение захвата нейтронов, однако для них времена полураспада и выделения энергии при распаде весьма велики. Большое время затухания радиоактивности может привести к высоким скоростям нагрева первой стенки даже по истечении значительных времен после ее работы.

Таблица 15.15. Сравнение некоторых свойств материалов первой стенки


Свойство

Nb

Мо

V

Ti

Fe-Cr-Ni-
сплав

Скорость радиационного распухания

Мала

Мала

Мала

Мала

Умеренна

Выделение тепла
радиоактивного
распада

Велико

Умеренно

W

Мало

Умеренно

Точка плавления, С

1947

2617

1490

1725

Около 1500

Теплопроводность

Велика

Велика

Велика

Велика

Умеренна

Температуропроводность

"

"

"

"

"

Тепловое расширение

Мало

Мало

Умеренно

Умеренно

Умеренно

Механическая
прочность

Умеренна

Велика

Велика

Велика

Велика

Пластичность

Низка

Умеренна

Умеренна

Умеренна

Высока

Сопротивление
коррозии

Велико

Велико

Низко

Умеренно

Велико

Скорость распыления

Мала

"

Мала

Умеренна

"

Диффузия трития и гелия

Велика

Мала

Очень
велика

Велика

Мала

 

Ниобий, молибден и ванадий с очень большой вероятностью можно использовать в качестве основных легирующих элементов материалов первой стенки или основных материалов сплава. Они характеризуются невысоким радиационным распуханием (около 2,5%) при флюенсах 3,5 • 1022 —  8,5 * 1022 нейтр./см2 (Е > 0,1 МэВ). На основании многочисленных экспериментальных данных можно сделать вывод, что максимум распухания у ниобия наблюдается около 800 °С, у молибдена - около 850-900 °С, у ванадия - около 550 °С. Исключая цирконий, ниобий имеет наилучшее сечение захвата нейтронов среди остальных кандидатных материалов. Молибден меньше всех распухает при температуре ниже 600 °С. Однако для молибдена уровень наведенной радиоактивности, накопление тепла радиоактивного распада и биологическая опасность на три-четыре порядка выше, чем для ванадия. С точки зрения легкости изготовления и обработки (в основном по механической обработке и сварке), по опыту работы, надежности, доступности и низкой стоимости нержавеющие стали или сплавы титана являются перспективными материалами.
В табл. 15.15 для сравнения приведены некоторые ядерные, физические, тепловые и механические свойства кандидатных материалов первой стенки.
Проведенный анализ показывает, что идеального материала первой стенки, удовлетворяющего всем условиям работы и требованиям конструкции ТЯР с реакцией D—Т, не существует. Следовательно, выбор материала первой стенки должен быть результатом компромисса.



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