РАДИАЦИОННОЕ РАСПУХАНИЕ (СВЕЛИНГ)
Радиационное распухание есть объемная нестабильность, вызываемая образованием пор и пузырей, а также скоплением инертных газов 85 Kr и 1ззХе в топливных и в конструкционных материалах [10]. При этом рост объема сопровождается снижением плотности материалов. При повышенных температурах и выгораниях радиационное распухание может ограничить эксплуатационные качества топливных стержней (сборок) в процессе работы реактора [8].
На рис. 5.38 и 5.39 показаны характерные закономерности радиационного распухания: на первом из них представлены температурные зависимости распухания аустенизированной и холоднодеформированной на 20% нержавеющей стали 316, на втором - аналогичные зависимости распухания молибдена, ниобия и сплава TZM [11]. Для аустенитной стали, облученной в быстром реакторе EBR-II, первый пик радиационного распухания обычно приходится на диапазоны флюенса нейтронов 1021 — 1022 нейтр./см2 и температуры облучения 450-550 °С. Для тугоплавких материалов с О ЦК-решеткой (Mo, Nb, сплав TZM), являющихся вероятными материалами первой стенки термоядерных реакторов, пик распухания приходится на диапазон температур 850-950 °С (примерно 0,5 Гпл). Высота пика распухания растет с увеличением флюенса нейтронов на порядок (с 1022 до 1023 нейтр./см2) (рис. 5.39)
Рис. 5.38. Температурные зависимости распухания аустенизированной и холоднодеформированной на 20% стали 316SS:
□ - флюенс (0,75- 1,25)-1021 нейтр./см2; О - (1,8-3)-1022 нейтр./см2; Д- (3,1-5,1) • 1022 нейтр./см2
Рис. 5.39. Температурные зависимости распухания Mo, Nb и сплава TZM:
облучение тяжелыми ионами с энергией 6-8 МэВ до уровня повреждения 5-8 смещений на атом (кривые 1, 3) \ облучение быстрыми нейтронами в EBR-1I, флюенс 6,1 • 102 2 нейтр./см2 (кривые 2,4) и 2,5 • 1019 нейтр./см2 (кривая 5)
Радиационное распухание топливных и конструкционных материалов является как бы комбинацией радиационных воздействий на физические (изменение плотности), тепловые (изменение теплопроводности) и механические свойства.
ВЛИЯНИЕ ОБЛУЧЕНИЯ НА КОРРОЗИЮ
Действие облучения на коррозию реакторных материалов в водных средах сказывается на ускорении химических реакций и повышении коррозионной активности. Согласно теоретическим представлениям существуют три основных механизма ускорения коррозии в водных средах под действием нейтронного облучения: 1) радиолиз воды и растворов, 2) разрушение тонкой защитной пленки на поверхности металлов и 3) влияние на скорость коррозии обусловленных радиацией изменений физических, тепловых и механических свойств металлов и сплавов.
В результате радиолиза воды, например, могут образовываться водород, кислород, гидроксильные ионы и перекись водорода:
Все они активизируют химические реакции и тем самым повышают коррозионную активность, особенно процесс окисления. При разрушении тонкой защитной пленки нейтронами коррозионному воздействию подвергаются свежие спои металла. Перераспределение напряжений или цикличность механического состояния материала способствуют коррозии под напряжением или усталостной коррозии. Коррозионное растрескивание под напряжением или усталостное коррозионное растрескивание могут явиться причиной потери герметичности и разрушения твэлов (или сборок) легководных реакторов, топливных труб давления тяжеловодных реакторов или стыковых соединений корпуса реактора с главным трубопроводом теплоносителя, в частности выходным трубопроводом.
Влияние термообработки на послепереходную коррозию сплавов Zr - 2,5% Nb по массе и Zr — 2,5% Nb - 0,5% Си по массе в чистой воде и паре показано на рис. 5.40, на котором результаты по этим сплавам сравниваются со стандартными данными для необлученного сплава циркалоя-2 — материала оболочек твэлов кипящих и труб давления тяжеловодных реакторов [14]. Вероятно, переходная стадия в реакторе длится примерно 30 дней по сравнению с 200-300 днями при внереакторных испытаниях. Из рис. 5.40 можно видеть, что скорость коррозии (потеря массы) и облученных, и необлученных образцов изменяется от температуры по экспоненциальной зависимости. На рис. 5.41 показано влияние облучения на скорость послепереходной коррозии (содержание водорода) сплавов циркалоя-2 и Zr — 2,5% Nb по массе. Скорость коррозии растет с увеличением флюенса быстрых нейтронов [15]. При этом в той же пропорции растут количество поглощаемого циркониевыми сплавами водорода и степень окисления.
Рис. 5.40. Температурные зависимости послепереходной коррозии циркониевых сплавов для необлучённого сплава Zr - 2,5% Nb по массе (а) и облученного сплава Zr - 2,5% Nb - 0,5% Си по массе (б) :
д - нагрев до области твердого раствора и быстрое охлаждение; □ - нагрев до области твердого раствора, закалка в воду и старение при 500 С, 24 ч; О — нагрев до области твердого раствора и закалка в воду
Коррозия в жидких металлах конструкционных материалов быстрых и термоядерных реакторов и оборудования космических систем есть следствие нарушения термодинамического равновесия между твердым и жидким металлами на поверхностях раздела.
Исследования показывают, что существуют следующие основные механизмы коррозии в жидких металлах: 1) растворение и осаждение в условиях перепада температуры (тепловая конвекция), 2) миграция частиц под действием градиента активности (диффузия) и 3) проникновение жидкого металла в твердый (химические реакции примесных атомов, разрушение защитной пленки нейтронами и т.д.).
Коррозия растворения — это, прежде всего следствие растворимости твердого металла в жидком и ее изменения с температурой. Скорость растворения, как и коррозия, в большинстве случаев зависит также от скорости потока жидкого металла. Переход атомов, в частности примесных, из твердого металла в непосредственно примыкающий к нему слой жидкого металла обычно происходит быстро и сравним по скорости с их последующей миграцией в жидком металле. Миграция под действием градиента активности возникает тогда, когда металлические или неметаллические компоненты проявляют различную активность в двух твердых сплавах, контактирующих с жидким и образующих пару твердое тело — жидкость. Проникновение жидкого металла по границам зерен твердого имеет место, когда поверхностная энергия границ зерен более чем в 2 раза превышает энергию поверхности раздела металл - жидкость. Это основные механизмы коррозии в жидких металлах, таких как Na, NaK, используемых в реакторах на быстрых нейтронах, и Li, К — в реакторах синтеза и космических аппаратах.
Установлено [16, 17], что нейтронное облучение оказывает слабое влияние на усиление коррозии в Na. Однако изменение состава жидкого металла вследствие нейтронной активации и ядерных превращений, видимо, несколько усиливают коррозию при высоких температурах.
Различие в чувствительности скоростей коррозии в водных средах и в жидких металлах к радиационному воздействию обусловлено различием основных механизмов коррозии в этих средах. Вообще, облучение нейтронами способно заметно усилить коррозию в реакторах с водяным охлаждением (легководные, тяжеловодные, кипящие и другие реакторы) и лишь незначительно повысить скорость коррозии в жидкометаллических системах (реакторы на быстрых нейтронах, реакторы управляемого синтеза и системы космических аппаратов). Коррозионные свойства материалов ядерных реакторов тесно связаны с их физическими, тепловыми и механическими свойствами.
