Радиационно-термическая ползучесть сплавов циркония Э110 И Э635 при температурах 50–450 ⁰С и облучении до повреждающих доз 60 сна тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.07, кандидат наук Нуждов Андрей Анатольевич

• Нуждов Андрей Анатольевич
• кандидат наук
• 2018

Оглавление диссертации кандидат наук Нуждов Андрей Анатольевич

Введение. Общая характеристика работы

Глава 1. Влияние облучения на деформационные процессы в оболочечных трубах

из циркониевых сплавов (аналитический обзор)

1.1 Деформационные процессы в оболочечных трубах в условиях облучения

1.1.1 Радиационно-термическая ползучесть и радиационное упрочнение

1.1.2 Радиационный рост

1.2 Влияние низкотемпературного облучения на радиационную ползучесть и радиационный рост

1.3 Деформационные процессы в облучённых оболочечных трубах при термическом воздействии

1.4 Моделирование деформационных процессов в оболочечных трубах

Глава 2. Обоснование выбора комплекса технических средств и методик для исследования ползучести оболочечных труб в реакторных и послереакторных

условиях

2.1 Выбор объектов испытаний

2.2 Выбор методик исследований

2.3 Выбор технических средств испытаний

2.3.1 Особенности испытаний образцов в реакторе БОР-60

2.3.2 Особенности проведения экспериментов в реакторе СМ

2.3.3 Особенности внереакторных испытаний образцов

Глава 3. Исследование радиационно-термической ползучести оболочечных труб

при испытаниях в реакторах БОР-60 и РБТ-6

3.1 Испытания при нагружении давлением газа в реакторе БОР-60

3.2 Анализ характеристик радиационно-термической ползучести

3.2.1 Деформационные характеристики

3.2.2 Анизотропия ползучести

3.2.3 Компоненты ползучести и исследование их характеристик

3.2.4 Эквивалентная скорость установившейся ползучести

Глава 4. Исследование ползучести и радиационного роста при низкотемпературном облучении в реакторе СМ

4.1 Исследование сплава Э110

4.2 Исследование сплава Э635

4.3 Анализ влияния температуры облучения на деформационные процессы

Глава 5. Послереакторные исследования деформационных процессов в оболочеч-

ных трубах при термическом воздействии

5.1 Задачи послереакторных испытаний при термическом воздействии

5.2 Результаты испытаний

5.3 Анализ влияния температурного воздействия на деформационные процессы

5.3.1 Деформационные процессы при ступенчатом снижении температуры испытаний

от 450 до 380 оС

5.3.2 Деформационные процессы при ступенчатом увеличении температуры от

до 415 оС

5.4 Определение расчётных коэффициентов для модели радиационно-термической ползучести

Глава 6. Модель деформационных процессов в облучённых оболочечных трубах

из сплавов Э110 и Э635

6.1 Модель ползучести при облучении в температурном диапазоне 250-450 оС

6.2 Модель ползучести при облучении в температурном диапазоне 50-60 оС

6.3 Модель ползучести предварительно облучённых циркониевых сплавов при термическом воздействии в диапазоне 330-450 оС

6.4 Верификация модели при определении деформаций оболочек отработавших твэлов реакторов ВВЭР

Выводы

Список использованных источников

Перечень сокращений

ВВЕДЕНИЕ. ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Радиационно-термическая ползучесть сплавов циркония Э110 И Э635 при температурах 50–450 ⁰С и облучении до повреждающих доз 60 сна»

Актуальность темы

В водо-водяных энергетических ядерных реакторах на тепловых нейтронах типа ВВЭР основным конструкционным материалом для тепловыделяющих элементов (твэлов) и тепловыделяющих сборок (ТВС) являются сплавы циркония. К циркониевым сплавам, как и к другим конструкционным материалам, предъявляются высокие требования по механическим свойствам и деформационным характеристикам в условиях облучения. Изделия из циркониевых материалов должны иметь достаточную механическую прочность и обеспечивать конструктивную компоновку основных узлов реактора, поэтому вопросам радиационной стойкости этих материалов уделяется большое внимание.

При работе реакторных установок наряду с характерными материаловедческими проблемами, связанными с высокой коррозионной активностью теплоносителя, температурой и механическими нагрузками, имеют место специфические изменения физико-механических свойств конструкционных материалов в результате интенсивного облучения нейтронами. Основные эффекты радиационного воздействия на сплавы циркония проявляются в виде радиационного роста, радиационной ползучести и упрочнения, что влияет на размерные изменения изделий. Деформация изделий из циркониевых сплавов при эксплуатации является важным фактором, определяющим работоспособность активной зоны в целом. Поэтому для увеличения ресурса работы активных зон, повышения надёжности и безопасности эксплуатации ТВС необходимо проведение всестороннего исследования циркониевых сплавов.

Особое место в таких исследованиях занимают вопросы радиационно-термической ползучести оболочечных труб тепловыделяющих элементов. В условиях эксплуатации в оболочках твэлов ВВЭР реализуется как радиационная, так и термическая ползучесть. Совместное влияние этих процессов приводит к накоплению деформации, уровень которой зависит от флюенса нейтронов, механических напряжений, температуры и других факторов. Поэтому выявление особенностей длительных деформационных процессов в оболочках твэлов в зависимости от различных факторов воздействия при высокодозном реакторном облучении является актуальной задачей.

В настоящее время указанная задача приобрела ещё большую значимость. Это связано с работами по увеличению выгорания топлива до 60-70 МВтсут / кг U и усложнению режимов эксплуатации реакторов типа ВВЭР, а также с разработкой и реализацией инновационных проектов нового поколения ядерных энергетических установок (ЯЭУ) повышенной безопасности и проектов по повышению надёжности и улучшению топливоиспользования.

В связи с увеличением выгорания топлива и расширением эксплуатационного ресурса ЯЭУ элементы конструкции могут подвергаться влиянию высоких доз радиационного повреждения (до 60 сна), поэтому требуется оценка их деформационной стойкости. Кроме того, актуальной является задача, связанная с необходимостью обоснования новых эффективных технологий безопасного хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Рассматриваемая при этом технология "сухого" хранения предполагает изменение температуры оболочек твэлов в диапазоне от 50 до 450 оС в переходных и аварийных случаях, что требует изучения деформационного поведения циркониевых оболочек при высоких температурах в нестационарных и переходных режимах и при низких температурах в условиях длительного хранения ОЯТ.

Также предъявляются высокие требования к итоговым результатам исследований. Эти требования предусматривают разработку обобщённой многофакторной расчётной модели, описывающей основные аспекты влияния облучения на ползучесть циркониевых сплавов (установившуюся и неустановившуюся ползучесть, анизотропию) в различных ситуациях, включая как стационарные, так и маневренные энергетические режимы эксплуатации с перепадами температуры, в том числе и работу при пониженных температурах в условиях высокопоточного облучения.

Поэтому разработка расчётной модели, позволяющей оценивать и прогнозировать деформационные изменения оболочечных труб из сплавов циркония в широком диапазоне температурно-силовых условий, в том числе в условиях длительного "сухого" хранения ОЯТ, является актуальной задачей. Это отражено в ряде федеральных и отраслевых целевых программ, таких как ФЦП «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года»; ФЦП «Национальная технологическая база», раздел «Технологии ядерной энергетики нового поколения»; ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2016-2020 годы и на период до 2030 года»; «Программа НИОКР в обоснование повышения технико-экономических характеристик ядерного топлива для действующих, строящихся и перспективных атомных электростанций «Ядерное топливо и эффективные топливные циклы АЭС в период 2011-2015 годы и на перспективу до 2020 года»» и Программа АО «ТВЭЛ» «Обеспечение атомной энергетики и промышленности циркониевыми материалами и изделиями, конкурентоспособными на мировом рынке» на 2016-2020 годы.

Целью диссертационной работы является экспериментально-расчётное определение характеристик установившейся ползучести и усовершенствование модели размерных изменений оболочечных труб из сплавов циркония Э110 и Э635 при облучении до доз

радиационного повреждения 60 сна в температурном диапазоне 50-450 оС с учётом условий "сухого" хранения облучённых циркониевых оболочек.

Для достижения поставленной цели решались следующие научно-технические задачи:

1. Разработка технологии проведения исследований и создание комплекса технических средств и методик для изучения ползучести в процессе и после реакторного облучения:

- усовершенствование облучательных устройств (ОУ) и создание новых ОУ с целью расширения диапазонов температур, параметров нейтронного потока, деформаций;

- разработка методики исследования ползучести труб, нагруженных внутренним давлением газа, применительно к активной зоне и петлевым каналам реактора СМ в диапазоне температур 50-320 оС;

- разработка эффективных средств измерения размеров облучённых образцов в радиационно-защитной камере.

2. Внутриреакторные исследования линейной (пропорционально зависящей от напряжения) радиационной ползучести и её анизотропии для оболочек из сплавов циркония в диапазоне температур 50-340 оС при скоростях радиационного повреждения от 10-4 сна/ч до 5-10- сна/ч с использованием установок для испытания трубчатых образцов (УИТО):

- исследование ползучести при нагружении образцов внутренним давлением газа в реакторах БОР-60, СМ и РБТ-6;

- уточнение вклада радиационного роста в деформацию в указанных условиях и изучение его корреляции с ползучестью.

3. Внереакторные исследования ползучести облучённых оболочечных труб при ступенчатом снижении и увеличении температуры испытаний в диапазоне 380-450 оС при нагружении внутренним давлением газа.

4. Усовершенствование обобщённой модели многокомпонентной радиационно-термической ползучести циркониевых сплавов, разработанной проф. Рогозяновым А.Я. при участии диссертанта, с учётом вновь полученных экспериментальных данных в рамках установившейся ползучести оболочечных труб из сплавов Э110 и Э635, а также её экспериментальная проверка и определение параметров расчётных зависимостей, входящих в структуру модели. Дополнение модели новыми дозовыми и температурными диапазонами её использования:

- применительно к условиям эксплуатации твэлов ВВЭР до больших выгораний;

- применительно к условиям длительного "сухого" хранения облучённых твэлов ВВЭР.

1. Получены аналитические выражения, описывающие изменения эквивалентной скорости установившейся радиационно-термической ползучести оболочечных труб из сплавов циркония в зависимости от факторов радиационного воздействия в температурном диапазоне 310-340 оС для повреждающих доз до 60 сна, имеющие анизотропный характер и применимые для расчёта ползучести при любых видах нагружения без облучения, в процессе и после реакторного облучения.

2. Впервые установлено, что при высокодозном (плотность потока быстрых нейтронов около 2-1015 см-2с-1) облучении циркониевых сплавов в области низких температур 50-60 оС при сохранении линейной зависимости деформации ползучести от напряжения и дозы повреждения изменяются характеристики ползучести. Об этом свидетельствует уменьшение модуля радиационной ползучести и изменение коэффициентов анизотропии оболочечных труб из сплавов Э110 и Э635.

3. Определено, что в условиях низкотемпературного (при 50-60 оС) высокодозного облучения претерпевает изменение процесс радиационного роста, и происходит снижение скорости деформирования оболочечных труб из сплавов Э110 и Э635. Дозовая зависимость деформаций радиационного роста при низких температурах не имеет перегиба и существенного увеличения скорости процесса до дозы 25-30 сна.

4. Выявлена зависимость остаточного радиационного упрочнения циркониевых сплавов от условий облучения в диапазоне 50-350 оС. Остаточное радиационное упрочнение имеет минимальное значение при облучении в температурной области 340-350 оС и увеличивается с ростом дозы радиационного повреждения и снижением температуры облучения.

5. Определены новые параметры модели деформационных изменений и получены расчётные дозовые зависимости осевых деформаций оболочечных труб из сплавов циркония Э110 и Э635 применительно к условиям низкотемпературного высокодозного облучения и послереакторных испытаний при температурах до 450 оС.

Практическая значимость работы

1. В ходе выполненной работы создан комплекс методик и испытательных средств с высокими техническими характеристиками, позволяющий проводить дореакторные, реакторные и послереакторные исследования ползучести оболочечных труб из сплавов Э110 и Э635 на установившейся стадии при постоянных и переменных факторах воздействия. Результаты работы внедрены в практику деятельности АО «ГНЦ НИИАР» при отработке методики исследования размерных изменений и длительной прочности трубчатых образцов в реакторных и стендовых условиях.

2. На основе вновь полученных экспериментальных результатов определены значения коэффициентов в уравнениях, входящих в структуру расчётной модели. Получены аналитические зависимости, позволяющие рассчитать деформацию оболочечных труб при заданных значениях напряжения и температуры, что даёт возможность, изменяя значения параметров эксплуатации оболочечных труб, определить характеристики их деформационного поведения.

3. В результате проведённых исследований усовершенствована и дополнена обобщённая модель многокомпонентной радиационно-термической ползучести оболочечных труб из сплавов циркония Э110 и Э635 применительно к реальным режимам эксплуатации оболочек твэлов реакторов ВВЭР и условиям "сухого" хранения облучённых твэлов.

4. Полученные экспериментальные данные и выявленные зависимости изменения свойств циркониевых сплавов от условий радиационного воздействия при высокодозном нейтронном облучении включены в отраслевую базу данных по реакторным материалам «Каталог методов реакторных испытаний материалов и изделий ядерной техники» (№ 0229804912 в Государственном регистре баз данных).

5. Полученные данные имеют важное прикладное значение при проектировании изделий активных зон ЯЭУ различного назначения и обосновании их работоспособности, для описания и прогнозирования процесса деформирования оболочек твэлов, эксплуатирующихся до больших выгораний топлива, а также необходимы при разработке технологии обращения изделий из сплавов циркония и для решения задач, связанных с хранением отработавших твэлов.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Разработанный комплекс методик позволяет проводить испытания на ползучесть труб из сплавов циркония непосредственно в активных зонах исследовательских реакторов БОР-60, СМ и РБТ-6 при напряжениях до 230 МПа и температурах 50-450 оС в среде жидкого натрия, воды и гелия, а также после предварительного облучения вне реактора в среде гелия при аналогичных напряжениях и температурах 380-450 оС с погрешностью определения продольной и тангенциальной деформации 0,01 и 0,1 % соответственно.

2. Снижение температуры облучения оболочечных труб из сплава Э110 с 310-340 оС до 50 оС приводит к существенному уменьшению модуля радиационной ползучести, к изменению коэффициентов анизотропии ползучести и дозовых зависимостей деформации радиационного роста. Аналогичное влияние снижения температуры получено для труб из сплава Э635. При этом проявляется эффект сближения деформаций разных по составу и структуре сплавов циркония в условиях низкотемпературного облучения.

3. Снижение температуры облучения и увеличение дозы радиационного повреждения приводит к увеличению остаточного радиационного упрочнения сплавов циркония Э110 и Э635. Во время послерадиационного отжига при температуре 450 оС остаточное радиационное упрочнение достигает минимального значения и в дальнейшем при более низких температурах испытания не меняется, что свидетельствует о возврате прочностных характеристик.

4. Установленные расчётные зависимости осевых деформаций и полученные для них значения коэффициентов позволяют описывать деформационные процессы, происходящие в оболочечных трубах из сплавов циркония Э110 и Э635 в условиях температурно-силового воздействия в диапазоне температур 50-450 оС при облучении и вне реактора после предварительного облучения.

Достоверность результатов

Результаты диссертационного исследования базируются на достаточно большом объёме экспериментальных данных, полученных с использованием стандартных методов и метрологически аттестованных испытательных установок.

Достоверность полученных результатов и выводов подтверждается:

- воспроизводимостью полученных экспериментальных данных на большом количестве исследованных образцов;

- согласованностью результатов исследования с опубликованными экспериментальными и расчётными результатами других российских и зарубежных авторов;

- публикациями основных результатов работы в рецензируемых научных изданиях;

- обсуждением результатов диссертации на конференциях и симпозиумах, положительными отзывами и рецензиями ведущих специалистов.

Личный вклад автора

В диссертационной работе представлены результаты, которые были получены автором самостоятельно или в соавторстве с научным руководителем на всех этапах исследовательского процесса: изготовление экспериментальных образцов, разработка и создание средств испытания, разработка алгоритмов и программ обработки данных, полученных при испытаниях, проведение экспериментов и измерений, обработка экспериментальных данных, анализ и обобщение полученных результатов.

Автор непосредственно участвовал в постановке задач, получении и анализе всех результатов под общим руководством д.т.н. Рогозянова А.Я. и д.т.н. Рисованого В.Д.

Автор принимал непосредственное участие в разработке методик, планировании, подготовке и организации механических испытаний и экспериментов в реакторных установках БОР-60, СМ и РБТ-6, в проведении послереакторных исследований образцов.

Основной объём представленных в работе экспериментальных данных получен лично автором. Им проведены работы по обработке, анализу и обобщению собственных результатов с привлечением литературных данных. В соавторстве выполнена разработка расчётной модели и проведено сопоставление результатов с экспериментальными данными.

Апробация работы

Основные результаты диссертационной работы докладывались и обсуждались на следующих российских и международных конференциях и семинарах:

XIV Международной конференции по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению (Алушта, 12-17 июня 2000 г.); Шестой Российской конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 11-15 сентября 2000 г.); Международном конгрессе «Энергетика-3000» (Обнинск, 21-23 октября 2002 г.); семинаре КНТС РМ «Вопросы создания новых методик, исследований и испытаний, сличительных экспериментов, аттестации и аккредитации» (Димитровград, 12-13 ноября 2001 г.); Седьмой Российской конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 8-12 сентября 2003 г.); 6-th International Conference on WWER Fuel Perfomance, Modelling and Experimental Support (19-23 September 2005, Albena, Bulgaria); научно-технической конференции «Экспериментальное обоснование проектных, конструкторских и технологических решений в инновационных разработках ядерной энергетики» (Димитровград, 4-8 декабря 2006 г.); VIII Российской конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 21-25 мая 2007 г.); IX Российской конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 14-18 сентября 2009 г.); Международной научной конференции «Исследовательские реакторы в разработке ядерных технологий нового поколения и фундаментальных исследованиях» (Димитровград, 5-9 декабря 2011 г.); Двенадцатой Международной конференции «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС» (Санкт-Петербург, 5-8 июня 2012 г.); X Российской конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 27-31 мая 2013 г.).

Публикации

По материалам диссертации в различных российских и специализированных изданиях опубликовано 27 печатных работ, в том числе 3

зарубежных - в журналах

из списка ВАК, 3 - в сборниках трудов международных конференций, 6 - в сборниках трудов всероссийских конференций, 15 - в специализированных журналах научных организаций.

Структура и объём диссертационной работы

Диссертация состоит из введения, шести глав, выводов и списка используемой литературы.

Диссертация изложена на 123 страницах, содержит 31 рисунок, 35 таблиц и список литературы из 61 наименования.

ГЛАВА 1. ВЛИЯНИЕ ОБЛУЧЕНИЯ НА ДЕФОРМАЦИОННЫЕ ПРОЦЕССЫ В ОБОЛОЧЕЧНЫХ ТРУБАХ ИЗ ЦИРКОНИЕВЫХ СПЛАВОВ (аналитический обзор)

В широком ряду материалов, применяемых в атомной энергетике, важная роль отводится сплавам циркония, из которых изготавливаются оболочки тепловыделяющих элементов (твэлов). Проводятся всесторонние исследования этих сплавов и изделий из них. Особое место в таких исследованиях занимают вопросы ползучести штатных оболочечных труб для реакторов типа ВВЭР.

Существенное влияние условий эксплуатации на деформационное поведение твэлов и определяющее влияние твэлов на работоспособность и безопасность ядерных энергетических установок (ЯЭУ) являются причинами того, что исследования радиационно-термической ползучести оболочек из сплавов циркония имеют высокую актуальность.

В настоящее время эти работы приобрели ещё большую значимость в связи с увеличением выгорания топлива в реакторах ВВЭР до 60-70 МВтсут / кг и и разработкой нового поколения ЯЭУ повышенной безопасности. При этом важной задачей является создание баз данных по свойствам конструкционных материалов, сформированных на основе экспериментальных результатов.

Создание баз данных по радиационному материаловедению предусматривает систематизацию и упорядочение результатов исследований влияния облучения на практически важные характеристики конструкционных, топливных материалов и изделий. К таким характеристикам относятся: радиационные повреждения, кратковременные и длительные механические свойства, структурная и размерная стабильность, коррозия, физические свойства, изменение состава, газовыделение. Эти данные необходимы для обеспечения эволюционных (новое поколение реакторов типа ВВЭР) проектов ядерной энергетики с учётом фактических параметров и режимов эксплуатации. Такие базы данных могут быть использованы в расчётных кодах для обоснования работоспособности, безопасности, лицензирования и подтверждения конкурентоспособности реакторов нового поколения.

Уже на стадии проектирования конструкторам-разработчикам твэлов для оценки работоспособности изделия при эксплуатации важно иметь данные по изменению геометрических размеров оболочечных труб, кинетике этих изменений [1]. Такие эксплуатационные параметры должны прогнозироваться на основе результатов исследования деформационных характеристик образцов, в частности, радиационной ползучести и её механизмов, на основе адекватных математических моделей для расчётных кодов.

Отдельное внимание необходимо обращать на унификацию зависимостей, полученных в различных исследованиях. Из-за разнообразия подходов к исследованиям и применения

различных моделей трудно добиться полного единства представления результатов. Поэтому необходимо последовательное выделение наиболее характерных взаимосвязей между исследуемыми параметрами, информация о которых может быть получена по результатам реакторных испытаний на ползучесть оболочечных труб из сплавов циркония с достижением больших доз радиационного повреждения.

Целью настоящей работы является экспериментально-расчётное определение характеристик установившейся ползучести отечественных промышленных циркониевых сплавов 2г - 1% № (Э110) и 2г - 1% № - 1,3% Би - 0,4% Бе (Э635) в процессе реакторного облучения и после облучения при термическом воздействии, а также усовершенствование модели радиационно-термической ползучести облучённых оболочек твэлов с использованием полученных экспериментальных данных и прогнозирование на этой основе размерных изменений твэлов в процессе их эксплуатации и при последующем хранении.

1.1 Деформационные процессы в оболочечных трубах в условиях облучения

Как известно, в процессе эксплуатации твэлов ВВЭР происходит изменение их геометрических параметров (уменьшение диаметра оболочек, удлинение твэлов). Последствия этих изменений, как правило, негативны. В настоящее время получены большие массивы данных, содержащие сведения об изменениях диаметра и длины твэлов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 с оболочками из циркониевого сплава 2г - 1% N5 (Э110) [2, 3]. Такие размерные изменения обусловлены происходящими в оболочках деформационными процессами, основными из которых являются радиационная и термическая ползучесть, радиационный рост [4]. Каждый из этих процессов в достаточной мере изучен экспериментально. Однако существует ряд особенностей деформирования текстурованных ГПУ-материалов, какими являются сплавы циркония. Наиболее сложным процессом по числу компонент и их зависимостям от факторов воздействия является ползучесть тонкостенных оболочечных труб.

1.1.1 Радиационно-термическая ползучесть и радиационное упрочнение

Под ползучестью понимается зависящая от времени остаточная пластическая деформация [5-7]. Ползучесть наблюдается при постоянной нагрузке или напряжении. Радиационная ползучесть циркониевых сплавов, возникающая при реакторном облучении, проявляется в накоплении деформации, уровень которой зависит от флюенса быстрых нейтронов, напряжений и температуры. Для расчёта радиационной ползучести, как правило, применяются зависимости её скорости от основных факторов воздействия, основанные на феноменологическом или физическом подходе к описанию деформационного процесса.

В реальных условиях при наличии разности давлений в твэле и теплоносителе в оболочках твэлов ВВЭР реализуется как радиационная, так и термическая ползучесть. Результирующая деформация рассматривается как сумма деформаций, возникших в результате влияния каждого из этих процессов. Скорость ползучести зависит от анизотропии материала оболочки. При одинаковых напряжениях скорость деформации в осевом направлении примерно в 1,5 раза больше, чем в тангенциальном. Однако в процессе работы оболочек тангенциальные напряжения вдвое превышают осевые, поэтому деформация ползучести в тангенциальном направлении имеет большее значение. На практике этот эффект проявляется в уменьшении наружного диаметра оболочки твэлов ВВЭР, что в штатных условиях (с учётом распухания топлива) приводит к контакту топливного сердечника с оболочкой. Удлинение твэлов определяется, в основном, процессами радиационной ползучести. Источником осевых напряжений при этом может быть термомеханическое взаимодействие топлива с оболочкой в форме так называемого «храповика» и удлинение топливного сердечника, находящегося в плотном контакте с оболочкой (при высоких выгораниях более 40 МВтсут / кг и).

Анализ особенностей деформирования оболочечных труб из сплавов циркония после реакторного облучения показывает, что в текстурованных ГПУ-материалах проявляются такие же механизмы ползучести, как в материалах с другими кристаллическими решетками [5-11].

При низких температурах (до 200 оС) и напряжениях ниже предела текучести имеет место так называемая логарифмическая термическая ползучесть, связанная со скольжением дислокаций. Её скорость асимптотически стремится к нулю вследствие деформационного упрочнения без возврата.

При средних температурах (200-500 оС) возможно проявление при низких напряжениях диффузионной ползучести по Кобле (Ко) с диффузией по границам зёрен и по Набарро-Херрингу (Н-Х) с диффузией по объёму зёрен. При более высоких напряжениях проявляется ползучесть со скольжением и переползанием дислокаций с диффузией по объёму зёрен (С1) и по дислокационным трубкам (С2). В области средних напряжений ползучесть может быть связана с вязким скольжением дислокаций (деформационное старение, наблюдаемое при большом содержании кислорода в сплавах циркония).

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Нуждов Андрей Анатольевич, 2018 год

А -

1 • У Се, МПа о - 67 • - 89 ▲ - 104 А - 118 ◊ - 133

к

0,04 0,08 0,12 0,16

"6г , %

Рисунок 5.6 - Сравнение расчётных и экспериментальных осевых деформаций облучённых образцов из сплава Э110 при температуре испытания 450 оС

0

0

1

2

3

4

5

0

Таблица 5.5 - Расчётные параметры для необлучённых образцов из сплава Э110

Параметр Тисп, оС ро, МПа (№ образца)

2,5 (1-1) 3 (1-3) 5 (1-6) 7 (1-9) 8 (4)

в 450 0,55 0,55 0,54 0,57 0,58

410 0,55 0,55 0,54 0,57 0,54

380 0,55 0,55 0,54 0,57 0,54

Б 450 0,18 0,18 0,17 0,26 0,24

410 0,18 0,18 0,17 0,26 0,28

380 0,18 0,18 0,17 0,26 0,28

ан,0, % 450 0,043 0,13 0 0,070 0,30

410 0,183 0,22 0,32 0,67 0,20

380 0,163 0,196 0,295 0,82 0,99

ан1,г, % 450 0,057 0,057 0,030 0,037 0,050

410 0,079 0,005 0,015 0,087 0,059

380 -0,044 -0,044 -0,032 -0,027 -0,100

т, ч 450 30 30 30 30 30

410 300 300 300 300 300

380 1000 1000 1000 1000 1000

водорода при испытаниях в среде гелия технической чистоты [55]. При температуре 380 оС без нагрузки растёт диаметр и уменьшается длина. Такое поведение может быть связано с выпадением гидридов в условиях наличия текстуры и нагрузки.

При всех температурах анизотропия степенной ползучести остаётся, как правило, одинаковой. Однако коэффициенты анизотропии отдельных образцов несколько различаются

вследствие различия характеристик текстуры оболочечных труб. Это сказывается на осевых деформациях и их соотношениях. У образца 4 при температуре 450 °С коэффициенты в и Б заметно отличаются от полученных при меньших температурах. По всей вероятности, это связано со специфическим изменением микроструктуры.

Результаты обработки данных по облучённым образцам из сплава Э110 представлены в таблице 5.6. Длительное воздействие радиации с накоплением больших доз К! и существенных деформаций исключило неустановившуюся стадию степенной ползучести в большей части образцов. Только у слабо нагруженных образцов 1 и 2, облучённых в реакторе БОР-60, указанная стадия наблюдается при температуре 450 оС, но при более низких температурах она отсутствует.

Таблица 5.6 - Расчётные параметры для предварительно облучённых образцов из сплава Э110

Параметр Тист оС ро, МПа (№ образца)

4,5 (1) 4,5 (2) 9 (6) 9 (7) 6 (/65) 7 (78) 7 (/64) 8 (/67)

в 450 0,57 0,57 0,57 0,57 0,56 0,56 0,57 0,53

410 0,57 0,57 0,57 0,57 0,56 0,56 0,57 -

380 0,57 0,57 - 0,57 0,56 0,56 0,57 -

Б 450 0,28 0,28 0,28 0,28 0,28 0,28 0,28 0,28

410 0,28 0,28 0,26 0,28 0,30 0,30 0,30 -

380 0,28 0,28 - 0,28 0,30 0,30 0,30 -

С 450 18 18 28 18 0,4 1,2 2,3 0,6

410 18 18 35 20 0,4 1,2 2,3 -

380 18 18 - 18 0,4 1,2 2,3 -

ан,е, % 450 0,102 0,063 0,080 0,140 0,100 0,100 0,136 0,170

410 0,090 0,075 0 0,080 0,250 0,290 0,180 -

380 0,135 0,152 - 0,275 0,595 0,505 0,385 -

ан1,г, % 450 -0,033 -0,033 -0,050 -0,038 -0,040 -0,028 -0,030 -0,042

410 -0,019 -0,013 0,031 0,039 -0,004 0,046 -0,001 -

380 -0,076 -0,059 - -0,035 -0,038 -0,040 -0,043 -

т, ч 450 30 30 30 30 30 30 30 30

410 300 300 300 300 300 100 300 -

380 1000 1000 - 1000 1000 1000 800 -

ан2^ х10-4 %/ч 450 0,760 0,680 3,12 4,80 5,52 8,92 5,44 8,80

410 0 0 0 0 0 0 0 -

380 0 0 - 0 0 0 0 -

Вклад в деформацию не связанных с нагрузкой размерных изменений, как уже отмечалось, имеет ряд особенностей. При температуре 450 оС увеличивается диаметр, длина сначала интенсивно уменьшается, а в дальнейшем имеет обратную тенденцию. Наблюдается процесс противоположный радиационному росту при облучении, на который накладывает влияние поглощение водорода. При температуре 410 оС это влияние становится ещё

заметнее - коэффициент анх,2 в некоторых случаях становится положительным. При температуре 380 °С вследствие выпадения гидридов поведение этого типа деформации становится таким же, как у необлучённых образцов. На зависящую от температуры постоянную времени т облучение не оказало заметного влияния, что свидетельствует о термически активируемой диффузии в обоих случаях.

Коэффициенты анизотропии у всех образцов при разных температурах практически одинаковы. Однако параметр остаточного радиационного упрочнения "С" меняется от 0,4 до 28-35 в зависимости от условий облучения. Минимальное значение С = 0,4 получено для образца 65, облучённого при максимальной температуре (Тобл = 336.338 оС) до небольшой дозы повреждения (Ю = 4,9 сна). У образца 67, облучённого при той же температуре до Ю = 18 сна, значение "С" увеличилось до 0,6. Снижение средней температуры облучения до ~322 оС приводит к увеличению "С". При этом влияние дозы повреждения на "С" выражено в несколько большей степени: увеличение К: с 6,2 сна (образец 78) до 18 сна (образец 64) привело к росту "С" от 1,2 до 2,3. Значительное снижение Тобл до 53-56 оС и увеличение К: до 31 и 39,3 сна резко увеличило остаточное радиационное упрочнение до 18-20 (образцы 1, 2, 7) и до 28-35 (образец 6, у которого обнаружен изгиб продольной оси).

Если не принимать во внимание искажённое поведение "С" образца 6, можно сделать заключение о том, что после выдержки облучённых образцов при температуре 450 оС остаточное радиационное упрочнение остаётся практически постоянным и не меняется при более низких температурах испытания. С учётом этого факта и относительно слабого влияния Ю при дозах свыше 4,9 сна описанные результаты представили в виде зависимости "С" от Тобл (рисунок 5.7). Можно предположить, что эта зависимость линейная. Однако в дальнейшем целесообразно проведение облучения при промежуточных температурах, чтобы уточнить истинный характер зависимости.

С 25 20 -15 -10 -5 -0 -

0 50 100 150 200 250 300 350

Т оС

1 обл , ^

Рис. 5.7 - Зависимость остаточного радиационного упрочнения от температуры облучения образцов из сплава Э110 по результатам послереакторных испытаний при 450 оС

Обработка результатов испытаний образцов из сплава Э635 показала, что их поведение без облучения и после облучения качественно такое же, как и образцов из сплава Э110.

В таблице 5.7 представлены расчётные параметры для облучённых образцов. В данном случае облучение проводили в реакторе БОР-60 до больших доз радиационного повреждения. Параметр "С" изменяется в пределах 1,4-3,0. Зависимость его от К! не очевидна вследствие больших различий коэффициентов анизотропии испытываемых образцов. Такое различие может быть связано с широким диапазоном колебания коэффициента текстуры штатных оболочечных труб, из которых изготавливали образцы [28]. Температура облучения была практически одинаковой, что не позволило проанализировать её влияние на "С". При этом радиационное упрочнение осталось постоянным при разных температурах испытаний. Не связанные с нагрузкой размерные изменения образцов описываются такими же зависимостями, как для сплава Э110 - с одинаковыми постоянными времени т.

Таблица 5.7 - Расчётные параметры для предварительно облучённых образцов из сплава Э635

Параметр Тист оС № образца

/77/ /78/ /79/ 101

в 450 0,59 0,70 0,70 0,62

410 0,59 0,70 0,70 0,62

380 0,59 0,70 0,70 0,62

Б 450 0,52 0,40 0,34 0,52

410 0,52 0,40 0,34 0,52

380 0,52 0,40 0,34 0,52

С 450 1,4 1,8 2,6 3,0

410 1,4 1,8 3,0 3,0

380 1,4 1,8 3,0 3,0

ан,е, % 450 0,137 0,100 0,490 0,230

410 0,026 0,010 0,040 0,140

380 0,058 0,090 0,088 0,070

ан,2, % 450 -0,084 -0,089 -0,040 -0,058

410 -0,013 -0,025 -0,045 0,026

380 -0,038 -0,056 -0,056 -0,052

т, ч 450 30 30 30 30

410 300 300 300 300

380 1000 1000 1000 1000

Аппроксимирующие зависимости на рисунках 5.2-5.5 получены с использованием указанных в таблицах 5.5-5.7 параметров и демонстрируют удовлетворительное соответствие между экспериментальными и расчётными данными. Из проведенного качественного и количественного анализа результатов испытаний следует:

- Деформацию облучённых оболочечных труб, нагруженных давлением газа, при ступенчатом уменьшении температуры послереакторных испытаний можно описывать в рамках разработанной концепции с учётом размерных изменений, не связанных с воздействием нагрузки.

- Основными факторами влияния на ползучесть являются температура, напряжение, остаточное радиационное упрочнение, накопленная деформация, индивидуальные характеристики анизотропии образцов.

- Остаточное радиационное упрочнение, уменьшающее деформацию ползучести, определяется максимальной температурой испытания, температурой облучения и дозой радиационного повреждения и практически не меняется при снижении температуры испытания.

- Накопленная при облучении деформация труб, нагруженных внутренним давлением газа, как правило, исключает неустановившуюся стадию послереакторной ползучести.

- Особенностью анизотропии степенной (дислокационной) ползучести оболочечных труб является то, что коэффициент анизотропии в > 0,5, а коэффициент анизотропии Б > 0. При этом длина образца уменьшается пропорционально (0,5 - в), а диаметр увеличивается пропорционально (Б + в/2). Коэффициенты в и Б у образцов из сплава Э110 различаются в пределах 0,53-0,58 и 0,18-0,30, а у образцов из сплава Э635 в пределах 0,59-0,70 и 0,34-0,52 соответственно. Это является причиной различия осевых деформаций и их соотношений в разных образцах.

- Изменение размеров необлучённых образцов без нагрузки объясняется поглощением водорода при температурах 450 и 410 оС и выпадением гидридов при 380 оС. У облучённых образцов эффект от поглощения водорода сочетается с отжигом деформации радиационного роста, накопленной при облучении. На кинетику этих процессов облучение не оказывает заметного влияния, что свидетельствует об их развитии посредством термической диффузии. Процессы изменения размеров образцов, не связанные с нагружением, оказывают заметное влияние на деформацию образцов при относительно низких напряжениях и могут поменять вид зависимости 8г , образовав на ней перегиб и переход от положительной деформации к отрицательной.

- После выдержки при максимальной температуре испытания остаточное радиационное упрочнение становится практически неизменным при меньших температурах испытания. То есть наблюдается эффект отжига радиационного упрочнения. Это послужило причиной проведения испытаний со ступенчатым увеличением температуры от 380 до 415 оС с целью изучения кинетики отжига радиационного упрочнения и его влияния на характеристики ползучести.

5.3.2 Деформационные процессы при ступенчатом увеличении температуры

от 380 до 415 °С

Испытания второй группы образцов проводили по той же методике и с использованием тех же устройств и средств измерения, которые применялись при испытаниях первой группы образцов. Но окончательная обработка экспериментальных данных была проведена с учётом доработки гипотезы деформационных процессов в оболочечных трубах из сплавов циркония.

В работах [31, 56] обобщены результаты испытаний на ползучесть оболочечных труб из сплавов Э110 и Э635 и представлены модели термической и радиационно-термической ползучести. На этой основе была разработана гипотеза ползучести предварительно облучённых оболочечных труб. Результаты исследования необлучённых и облучённых образцов, полученные ранее, показали наличие не связанной с нагрузкой деформации по осям 0 и ъ. Результаты испытаний обрабатывали с учётом описанных эффектов. Испытания образца 3-3 без нагрузки подтвердили наличие этих эффектов и сложный характер изменения. Так же подтверждено, что радиационное упрочнение зависит от К1;, Тобл и Тисп .

С учётом сказанного, особенности доработанной гипотезы можно представить следующим образом:

- Основной вклад в деформацию даёт ползучесть. Ползучесть анизотропна и многокомпонентна. Каждая компонента развивается независимо. Деформация ползучести равна сумме вкладов всех компонент.

- Напряжённо-деформированное состояние труб определяется из системы механических уравнений. Для каждой компоненты нужно знать коэффициенты анизотропии в, Н, Б и зависимости эквивалентной скорости ползучести от факторов воздействия. Значимыми факторами воздействия являются: эквивалентное напряжение аэкв, Тобл, Тисп, размер зерна ё, скорость К и доза К радиационного повреждения.

Аналитическое описание гипотезы базируется на системе уравнений механики, описанной в главе 1 формулой (1.1), и дополнено представленными далее зависимостями.

Зависимости эквивалентных деформаций для разных компонент ползучести описываются следующими выражениями:

диффузионная ползучесть

„ АН-Х ^экв,Н-X -Оу/ЯТ * „ АКо ^экв,Ко ГЗ/ЯТ .

ен-х =—Та^— '1, 8 ко =——е '1, (5.3)

степенная ползучесть с неустановившейся и установившейся составляющей

Р - я р т1

°а а1° а

^ я Р т2 .0,5 Л

1 _ Q _а2 РС1 4

V У

+ р С ■ 1

С1 1 = 1, 2

^ (5.4)

А ■ е _ ду/ЯТ ап А ■ е _д д/кт ап+2

р — А С1 е__а экв ,С1 р — А С 2 ■ е__а экв ,С 2

С1 — 1 + с ■ тап-1' С 2 — 1 + с ■ тсп+1

где Оу, Огз, Од - энергии активации диффузии по объёму зёрен, границам зёрен и дислокационным трубкам, Дж/моль; Я - универсальная газовая постоянная, Дж/(моль-К); Т - температура испытаний, К; ё - размер зерна, равный 7-10-6 м; 1 - время испытания, ч; Р С1, Рс2 - скорость установившейся ползучести компонент С1 и С2; А, а1, а2, т1, т2 и п - коэффициенты; С - параметр радиационного упрочнения; вс - модуль сдвига, зависящий от температуры: вс = 2,73-104 - 21(Т - 573), МПа.

Зависимость, описывающая радиационное упрочнение после облучения в реакторе:

С — Ар (Т„бл )е °'/ЯТ (К )т, (5.5)

где Ар - параметр, зависящий от температуры облучения; Ор - энергия активации отжига радиационных упрочняющих дефектов, Дж/моль; т - коэффициент.

Временная зависимость деформации, не связанной с нагрузкой:

= ану (1 - е-1/т) + ан2,] ■ 1, (5.6)

где ан^ и ан2^ - параметры, зависящие от К1;, Тобл и Тисп, ] = 0, г; т - коэффициент, ч.

Обработка экспериментальных данных в рамках описанной гипотезы состоит в определении неизвестных параметров с учётом того, что часть из них была установлена ранее при исследовании термической и радиационно-термической ползучести.

Основываясь на выражениях (1.1) и (5.3-5.6) и учитывая изотропный характер диффузионных компонент ползучести (в = Н = Б = 0,5 и нет вклада в продольную деформацию), для осевых деформаций тонкостенных труб (а0 = 2аг, аг = -р/2, где р - давление газа в образцах при испытании) можно записать:

р0 — 0,862 (ен-х +£кс ) + (£с1/аэкв,с1 +£с2/ аэкв,с2)[(Б+0,5СК _ Б^] + а ^ (1 _ е_1/т) + а н2,,1,

(5.7)

сг — (сС1 / аэкв,С1 + сС2 / аэкв,С2 ) ■ [(1 _ С)а, _ Наг] + а н^ (1 _ е_" Т ) + а н^ ,

причём через в, Н, Б обозначены коэффициенты анизотропии компонент С1 и С2.

Выражения (5.7) использовали для описания результатов испытаний, представленных в таблицах 5.3 и 5.4. Учитывая результаты, приведенные в работе [57], для сплава Э110

принимали значения коэффициентов ш1 = 0,44; ш2 = 0,21; п = 5; в = 1 - Н = 0,57; Б = 0,28; для сплава Э635 значения коэффициентов ш1 = 0,35; ш2 = 0,21; п = 3; в = 1 - Н = 0,59; Б = 0,52. Считали известными и коэффициенты "А" для всех компонент ползучести. Остальные неизвестные рассчитывали по программе, разработанной с учётом того, что при малых ое основной вклад в деформацию вносят компоненты Н-Х и Ко и изменения размеров, не связанные с нагрузкой. В этом случае определяли в первом приближении коэффициенты ан1,е, ан1,г, ан2,е, ан2,г, т. При больших ое задача сводилась к определению С, а1, а2 и уточнению ан1,е, анм, ан2,е, ан2^, т.

Результаты обработки экспериментальных данных по облучённым образцам из сплава Э110 приведены в таблице 5.8.

Таблица 5.8 - Условия испытаний и расчётные параметры для образцов из сплава Э110

Облучение № обр. К1, сна Ое, МПа Тисп, оС С а1, % а2 ан1,е, % ан2,е, %/ч ан1,2, % ан2^, %/ч Т, ч

3-3 0 380 0 - - -0,018 3,4 • 10-4 0,035 -3,9 •Ю-6 1000

415 0 - - -0,066 1,0 10"6 0,029 1,0 10-5 300

/66 18,0 0 380 - - - -0,25 1,0 10-4 0,072 -2,0 10-5 1000

415 - - - 0,047 1,0 •10-6 0,048 -2,0 10-5 300

/68 18,0 107 380 14 0,46 3,6 0,17 3,0 10-5 -0,003 3,8 10-5 1000

113 415 5 0 - 0,15 -3,0-10-4 0,100 2,9-10-4 300

Б0Р-60 34 32,4 160 380 19,5 0,46 3,6 0,22 9,0 •10-6 0,290 2,0 -10"4 1000

/64 18,0 104 450 2,3 0 - 0,14 0 -0,030 5,4-10-4 30

/65 4,9 89 450 0,4 0 - 0,10 0 -0,040 5,5-10-4 30

78 6,2 104 450 1,2 0 - 0,10 0 -0,028 8,9-10-4 30

/67 18,0 118 450 0,6 0 - 0,17 0 -0,042 8,8-10-4 30

1-2 23,0 34 380 160 0,46 3,6 0,14 0 0,015 -2,3 •Ю-6 1000

63 4,5 94 380 60 0,46 3,6 0,30 -1,2 10-5 -0,028 0 1000

99 415 19 0 - 0,18 0 0,066 0 300

1-10 21,0 94 380 130 0,46 3,6 0,28 -1,0 •10-6 0,004 0 1000

99 415 40 0,22 3,6 0,19 0 0,063 0 300

1-12 21,0 121 380 155 0,46 3,6 0,28 -1,0 •10-6 0,023 -1,0 •10-6 1000

127 415 50 0 - 0,18 0 0,044 0 300

1-5 21,5 174 380 160 0,46 3,6 0,23 -1,0 •10-6 0,140 1,0 •10-6 1000

183 415 55 0 - 0,20 -7,4 -10"4 0,380 1,210-3 300

СМ 12 60,7 174 380 290 0,46 3,6 0,20 0 0,082 1,0 •10-6 1000

183 415 100 0 - 0,17 -7,0 -10"4 0,290 0 300

1-19 16,9 200 380 140 0,46 3,6 0,02 0 0,300 1,0 10-5 1000

211 415 48 0 - 0,11 -2,5-10-3 0,320 1,210-3 300

14 48,0 200 380 250 0,46 3,6 0,15 -1,0 •10-6 0,220 -1,0 •10-6 1000

211 415 90 0 - 0,16 1,210-3 0,300 4,0-10-4 300

1 31,0 67 450 18 0 - 0,10 0 -0,033 7,6 10-5 30

2 39,3 67 450 18 0 - 0,063 0 -0,033 6,8 10-5 30

6 39,3 133 450 28 0 - 0,08 0 -0,050 3,1 -10"4 30

7 31,0 133 450 18 0 - 0,14 0 -0,038 4,8 -10"4 30

На рисунке 5.8 показано соответствие между расчётными и фактическими деформациями облучённых образцов из сплава Э110, испытанных при различных температурах.

£е, расч 1,2

%

0,8

0,6

0,4

0,2

о У Ое, МПа о - 34 • - 94 А - 107 ▲ - 121 ◊ - 160 ♦ - 174 □ - 200

П у

< 1 г • уи □ О

•аА

0 0,2 0,4 0,6 0,8 1 1,2

£е , %

£е, расч 1

%

0,8

0,6

0,4

0,2

д/

у • к Ое, МПа • - 99 А - 113 ▲ - 127 ♦ - 183 □ - 211

• Ап 7 г Я*

•ж?

0 0,2 0,4 0,6 0,8 1

£е , %

б

Рисунок 5.8 - Сравнение расчётных (£е, расч) и фактических (£е) деформаций облучённых образцов из сплава Э110, испытанных при температурах 380 оС (а) и 415 оС (б)

0

0

У всех образцов наблюдается начальная неустановившаяся деформация. При Тисп = 380 оС она обусловлена первой стадией ползучести компонент С1 и С2 и размерными изменениями, не связанными с нагрузкой. После увеличения Тисп до 415 оС и более ползучесть развивается уже как установившийся процесс (а1 = 0), а нелинейность временной зависимости деформации обусловлена только вторым фактором.

Характеристики радиационного упрочнения определяли расчётным путём, прежде всего обрабатывая полученный при двух температурах испытания (380 и 415 оС) большой массив экспериментальных данных по газонаполненным образцам, облучённым в реакторе СМ в широком диапазоне К! (от 4,5 до 61 сна). Вычислены значения коэффициентов: т = 0,60±0,03, Ор / Я = (13500±200) К, Ор = (112±2) кДж/моль, А = (2,59±0,15)10-8. Следовательно, зависимость "С" от К и Тисп для образцов, облучённых при Тобл = 53.56 оС, можно выразить так:

С = 2,59 • 10-8 е13500/ Тисп К10'6. (5.8)

На рисунке 5.9 для трёх значений Тисп показано соответствие между экспериментальными точками и дозовыми зависимостями "С", рассчитанными по формуле (5.8).

Полученное значение Ор совпадает с определённым в работе [56], в которой приведены результаты расчёта "С" для образца, облучённого в реакторе Б0Р-60 (Тобл = 322 оС, К = 5,6 сна) и испытанного вне реактора при температурах 330, 350 и 370 оС. Значения "С" для указанных Тисп равны 39, 19 и 9,5 соответственно. Эти данные совместно с данными из

С 350 300 250 200 150 100 50 0

380 оС

О 415 оС

" 450 оС

0

10

20

30

40

50

60 Ю:, сна

Рисунок 5.9 - Экспериментальные точки и расчётные дозовые зависимости радиационного упрочнения для разных температур испытания образцов из сплава Э110, облучённых при

температуре 53-56 оС

таблицы 5.8 для образцов, облучённых в реакторе Б0Р-60, использовали для определения коэффициента А, полагая Qр и ш известными. В итоге была получена зависимость "С" от К и Тисп для образцов, облучённых при Тобл = 310.. .340 оС:

С = 2,57 •Ю"9 е13500/ Т- К10'6.

(5.9)

Соответствие между экспериментальными результатами и дозовыми зависимостями "С", рассчитанными по формуле (5.9), показано на рисунке 5.10.

С 180 160 140 120 100 80 60 40 20 0

330 оС

350 оС

370 оС

_ 380оС

415 оС - 450 оС

10

20

30

40

50

60

К:, сна

0

Рис. 5.10 - Экспериментальные точки и расчётные дозовые зависимости радиационного упрочнения для разных температур испытания образцов из сплава Э110, облучённых при

температуре 310-340 оС

Характер изменения деформации ползучести во времени свидетельствует о том, что при ступенчатом увеличении температуры отжиг упрочняющих радиационных дефектов и уменьшение "С" до равновесного значения происходит в первые часы после выхода на новую температуру, после чего значение "С" становится постоянным.

Таким образом, выполненные расчётно-экспериментальные исследования позволяют моделировать поведение ползучести облучённых при 53-56 оС и 310-340 оС до дозы радиационного повреждения 61 сна образцов из сплава Э110 при испытаниях без облучения с повышением температуры от 330 до 450 оС.

Деформационные процессы в облучённых образцах из сплава Э635 при ступенчатом увеличении температуры развиваются аналогичным образом. Результаты обработки экспериментальных данных по облучённым образцам из сплава Э635 приведены в таблице 5.9. Получены следующие зависимости радиационного упрочнения от температуры испытания и дозы радиационного упрочнения:

для Тобл = 53-56 оС С = 2,70 • 10-8 е13500/ Тисп К10,6, (5.10)

для Тобл = 310-340 оС С = 2,87 • 10-9е13500/ТиспК10,6. (5.11)

Таблица 5.9 - Условия испытаний и расчётные параметры для образцов из сплава Э635

Облучение № обр. К1, сна Ое, МПа Т х исп, оС С а1, % а2 ан1,е, % ан2,е, %/ч ан1^, % ан2^, %/ч Т, ч

Б0Р-60 119 2,0 0 380 - - - -0,231 1,110-4 0,060 -1,9 10-5 1000

415 - - - 0,047 7,8 10-5 0,058 -2,0 10-5 300

/80/ 31,9 167 380 21,9 0,12 4,5 0,044 2,0 • 10-6 -0,021 0 1000

176 415 7 0 - 0,18 9,0 • 10-5 0,032 1,2 10-5 300

/52/ 22,1 200 380 17,8 0,12 4,5 0,14 -5,0 • 10-5 -0,021 3,8 10-5 1000

211 415 6 0 - 0,20 -9,3 10-4 0,260 6,0-10° 300

120 57,6 200 380 32,8 0,12 4,5 0,19 -2,5 • 10-6 -0,094 3,3 10-5 1000

211 415 11 0 - 0,19 -8,0 • 10-5 0,032 7,0-10-5 300

/77/ 31,9 89 450 1,4 0 - 0,14 0 -0,084 0 30

/78/ 31,9 89 450 1,8 0 - 0,10 0 -0,089 0 30

/79/ 31,9 118 450 2,6 0 - 0,49 0 -0,040 8,9-10-4 30

СМ /60/ 3,6 160 380 55 0,12 4,5 0,076 -4,9 • 10-5 -0,094 2,5 10-5 1000

169 415 22 0 - 0,19 -9,0 • 10-5 0,077 1,2 10-5 300

2-14 23,0 167 380 170 0,12 4,5 0,063 -3,4 • 10-5 -0,085 2,6 10-5 1000

176 415 58 0 - 0,15 -9,0 • 10-5 0,045 1,1 10-5 300

2-15 29,1 167 380 185 0,12 4,5 0,072 -2,8 • 10-5 -0,086 2,4 10-5 1000

176 415 63 0 - 0,15 -9,0 • 10-5 0,064 1,1 10-5 300

Соответствие между экспериментальными точками и расчётными кривыми показано на рисунках 5.11 и 5.12.

С 350 300 250 200 150 100 50 0

0 20 40 60 К^ сна

Рисунок 5.11 - Экспериментальные точки и расчётные дозовые зависимости радиационного упрочнения для разных температур испытания образцов из сплава Э635,

облучённых при температуре 53-56 оС

^^ 380 оС

415 оС

450 оС

С

40 35 30 25 20 15 10 5 0

380 оС

-- 415 оС

450 оС

0

20

40

60

Ю:, сна

Рисунок 5.12 - Экспериментальные точки и расчётные дозовые зависимости радиационного упрочнения для разных температур испытания образцов из сплава Э635, облучённых при

температуре 310-340 оС

Как и для оболочек из сплава Э110, радиационное упрочнение при высоких температурах облучения примерно в десять раз меньше, чем при низких. Для обоих сплавов зависимости С (Тисп, К) оказались практически одинаковыми. Этот факт не противоречит тому, что сплав Э635 существенно прочнее и скорость термической ползучести в нём значительно меньше вследствие наличия интерметаллидных выделений. Примерно равная добавка радиационных упрочняющих дефектов делает его менее чувствительным к облучению по сравнению со сплавом Э110.

Влияние температуры отжига на снижение радиационного упрочнения сплавов Э110 и Э635 наглядно демонстрируют температурные зависимости параметра "С", представленные на рисунке 5.13. Показаны данные для разных температур облучения. Видно, что при низкой температуре облучения значение остаточного радиационного упрочнения существенно больше, особенно для сплава Э110.

С зоо

250 200 15 0 10 0 5 0 0

о

й

8

О 8 о

1 ' « В о ■

зз0

з50

370

390

410

С 200

430

Т оС

1 исп 5 ^

450

о

150

100

50

0

0 8

1 1 • о • -(

380 390 400 410 420 430 440

450

Тисп , оС исп

Рисунок 5.13 - Зависимости радиационного упрочнения от температуры отжига для образцов из сплава Э110 (а) и Э635 (б), облучённых при температуре 53-56 оС (о) и 310-340 оС (•)

Анализируя деформационные процессы в нагруженных облучённых образцах можно сделать следующие выводы.

У всех образцов наблюдается начальная неустановившаяся деформация. При температуре 380 оС ярко выражена неустановившаяся стадия ползучести на протяжении первых 500 часов отжига образцов. При температуре 415 оС неустановившаяся стадия либо очень непродолжительна, либо отсутствует, что можно объяснить отсутствием влияния степенных компонент после предварительно проведённого отжига при 380 оС.

Деформация облучённых нагруженных образцов меньше по сравнению с необлучёнными, причём эффект радиационного упрочнения увеличивается с дозой Ю: радиационного повреждения, накопленной при предварительном облучении.

С увеличением тангенциального напряжения в образцах увеличивается скорость деформации и степень деформирования образцов. Для сплава Э635 значения деформации ниже по сравнению со сплавом Э110.

Также на деформационные процессы влияет и температура предварительного облучения образцов. Так, уровень деформаций для образцов, облучённых при меньшей температуре в реакторе СМ, заметно ниже, чем для образцов, облучённых в реакторе Б0Р-60.

Радиационное упрочнение при низких температурах облучения примерно в десять раз больше, чем при высоких. Для образцов, облучённых в реакторе СМ, характерно большее значение радиационного упрочнения, чем для образцов, облучённых в реакторе Б0Р-60. Радиационное упрочнение образцов из сплава Э635 больше, по сравнению с аналогичными образцами из сплава Э110, что объясняется большей прочностью материала Э635.

Характер изменения деформации ползучести во времени свидетельствует о том, что при ступенчатом увеличении температуры отжиг радиационных дефектов происходит в первые часы после выхода на новую температуру, после чего его значение остается постоянным. При повышении температуры отжига до 450 оС радиационное упрочнение практически полностью снимается вне зависимости от его начального значения и материала образца. Судя по экспериментальным результатам, при температуре около 450 оС можно говорить о практически полном отжиге радиационных дефектов.

В целом, деформационные процессы в облучённых образцах из сплава Э635 при ступенчатом увеличении температуры развиваются аналогичным образом, как и в образцах из сплава Э110, с той лишь разницей, что их ползучесть значительно меньше, чем у сплава Э110.

5.4 Определение расчётных коэффициентов для модели радиационно-термической

ползучести

С учётом новых данных, полученных в ходе выполнения работы, определены выражения для описания осевых деформаций нагруженных оболочечных труб при термических испытаниях после облучения. Эти выражения входят в состав модели ползучести циркониевых сплавов Э110 и Э635, которая включает в себя представленные ранее выражения (1.1) и (5.3-5.5). Численные значения расчётных параметров в трёх первых выражениях приведены в таблицах 5.10 и 5.11.

Таблица 5.10 - Расчётные параметры для описания компонент ползучести

Сплав Э акт кД нергия ивации, , ж/моль АН-х Ако АС1 АС2 п ах, % а2 Ш1 Ш2 ё, м

Оу Огз Од

Э110 250 150 150 846 6,7-10-10 2,88-1025 1,72-1022 5 0,46 3,6 0,44 0,21 7-10-6

Э635 250 150 150 846 6,7-10-10 2,5-1019 1,5-1016 3 0,12 4,5 0,35 0,21

Таблица 5.11 - Коэффициенты анизотропии различных компонент ползучести

Компоненты ползучести Э110 Э635

в Н Б в Н Б

Н-Х , Ко 0,5 0,5 0,5 0,5 0,5 0,5

С1, С2 0,57 0,43 0,28 0,59 0,41 0,52

Радиационное упрочнение "С", влияющее на компоненты С1 и С2, описывается зависимостью (5.5), для которой в таблице 5.12 приведены численные значения параметров для двух диапазонов температур облучения.

Таблица 5.12 - Параметры для расчёта радиационного упрочнения

Материал Тобл, С Ар Ор, кДж/моль т

Э110 53-56 2,59-10-8

310-340 2,57-10-9 112 ± 2 0,60 ± 0,03

Э635 53-56 2,70-10-8

310-340 2,87-10-9

Выражение (5.5) применимо в указанных диапазонах Тобл для расчёта "С" при повышении температуры испытания или задании конкретной Тисп в диапазоне 330-450 оС.

Результаты испытаний в двух диапазонах Тобл представляют научный интерес, поскольку вносят ясность в вопрос о влиянии температуры облучения на радиационное упрочнение в условиях послереакторных испытаний. 0блучение циркониевых сплавов происходит в основном при температурах 300-360 оС, характерных для элементов из сплавов циркония в реакторах с водяным охлаждением типа ВВЭР, РБМК [38], что не позволило ранее выявить наличие такого влияния.

Практическая значимость результатов испытаний облучённых сплавов циркония состоит также в уточнении поведения остаточного радиационного упрочнения при постепенном увеличении температуры отжига. На основе этих результатов можно оценить значение "С" для той или иной температуры испытания и описать процесс ползучести.

ГЛАВА 6. МОДЕЛЬ ДЕФОРМАЦИОННЫХ ПРОЦЕССОВ В ОБЛУЧЁННЫХ ОБОЛОЧЕЧНЫХ ТРУБАХ ИЗ СПЛАВОВ Э110 И Э635

Обобщение и анализ представлений о ползучести сплавов циркония Э110 и Э635 позволили сформировать общую концепцию модели ползучести оболочечных труб. Дальнейшие исследования помогли конкретизировать её и сформулировать основные аспекты.

Наиболее важные положения концепции заключаются в следующем:

- Ползучесть труб анизотропна и многокомпонентна. Каждая компонента ползучести развивается независимо от других. Общая деформация ползучести равна сумме вкладов всех её компонент.

- Напряжённо-деформированное состояние (НДС) труб по трём главным направлениям для каждой компоненты ползучести определяется из системы (1.1) механических уравнений, связывающих между собой осевые и эквивалентные скорости ползучести и напряжения, три коэффициента анизотропии по Хиллу, продольное и радиальное перемещения.

- Для описания НДС каждой компоненты необходимо экспериментально определить коэффициенты анизотропии и зависимость поведения эквивалентной скорости ползучести от факторов воздействия.

- Основными факторами воздействия являются нагрузка (напряжение), температура и реакторное облучение.

6.1 Модель ползучести при облучении в температурном диапазоне 250-450 оС

При описании установившейся ползучести оболочечных труб в условиях реакторного облучения учитывали возможность проявления шести компонент ползучести. Линейные компоненты, для которых эквивалентная скорость ползучести ё экв пропорциональна

эквивалентному напряжению аэкв , представлены двумя термическими - по Набарро-Херрингу (Н-Х) и по Кобле (Ко), и радиационной (Р) компонентами. Также возможно проявление трёх степенных компонент ползучести, для которых ё экв пропорциональна оэквп (п - произвольный

показатель степени). Две степенные компоненты связаны с объёмной диффузией (С1) и диффузией по дислокационным трубкам (С2). Эти компоненты имеют термическую и радиационную составляющие. В сплаве Э110 проявляет себя и третья радиационная степенная компонента (С3), связанная с появлением при облучении < с > - дислокаций.

Суммарная эквивалентная скорость установившейся ползучести для сплава Э110 с учётом новых данных, полученных при обработке результатов испытаний, описывается выражением:

£ экв = £ Н-Х + £ Ко + £ Р + £ С1 + £ С 2 + £ С3 , (б-1)

• = АН-Х аэкв,Н-Х е-Оу/ЯТ £ = АКо °экв,Ко е-Ога/ЯТ & = тэ^ а

где £н-х - е , £Ко - е , £р =вк °экв,р ,

АСт ■ е-Оу/кт + АС1„ ■ К аПкв С АР9т • е-0д/кТ + АР9р • К а

п+2

£ = _' ^С1,р экв ,С1 £ = С 2,т 1 2,р экв ,С 2

£ ^ 1 ■ „1. £ г о

С1 1 + СПр топ-1' С2 1 + СПр топ+1'

Л Т/' /гП-1

£ = А С3 ■ К а экв ,С3 ■ еЯзК1

С3 1 + Сб 'тосп-^ '

АН-Х, АКо, АС1,Т, АС1,р, АС2,т, АС2,р, АС3 - коэффициенты, характеризующие соответствующую компоненту ползучести (символы "т" и "р" обозначают термическую и радиационную составляющую);

0у, Огз, Од - энергии активации диффузии по объёму зёрен, границам зёрен и дислокационным трубкам, Дж/моль; Я - универсальная газовая постоянная, Дж/(мольК); Т - температура испытания, К; ё - размер зерна, равный 7-10"6 м; В - модуль радиационной ползучести, (МПа-сна)"1; К - скорость радиационного повреждения, сна/ч; Ю: - доза радиационного повреждения, сна;

Спр и Сб - параметры радиационного упрочнения для призматических и базисных плоскостей; Ос - модуль сдвига, МПа; п, а3 - коэффициенты.

Модуль сдвига определяется по формуле Ос = 2,73-104 - 21(Т - 573).

При установившейся ползучести радиационное упрочнение описывается температурной зависимостью с разными энергиями активации для призматических (Опр) и базисных плоскостей (0б) и выражается зависимостями:

Опр О б

_ ят _

'пр ^пр,о^ ^ , ^ б ^ б,о1

где Спр,о и Сб,о - начальные значения параметра радиационного упрочнения; апр - коэффициент.