Термическая и радиационная ползучесть аустенитных и ферритно-мартенситных сталей применительно к длительному хранению отработавшего ядерного топлива тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Диков Алексей Сергеевич

• Диков Алексей Сергеевич
• кандидат наук
• 2021

Оглавление диссертации кандидат наук Диков Алексей Сергеевич

ВВЕДЕНИЕ

1. ОСНОВНЫЕ ФИЗИКО-МЕХАНИЧЕСКИЕ ФАКТОРЫ, ДЕЙСТВУЮЩИЕ НА МАТЕРИАЛ ОТВС. УСЛОВИЯ ДЛИТЕЛЬНОГО «СУХОГО» ХРАНЕНИЯ ОЯТ

1.1. Условия «сухого» хранения ОЯТ: температура

1.2. Условия «сухого» хранения ОЯТ: действующие напряжения

1.3. Условия «сухого» хранения ОЯТ: внутритвэльное давление

1.4. Формоизменение твэлов и ТВС

1.5. Повреждение конструкционных материалов: коррозия

1.6. Повреждение конструкционных материалов: структурно-фазовое состояние

1.7. Выводы по разделу

2. МАТЕРИАЛЫ И МЕТОДИКИ ИССЛЕДОВАНИЙ

2.1. Выбор исследуемых конструкционных сталей

2.2. Отбор образцов облученных сталей для исследований

2.3. Методика изготовления и подготовки образцов

2.4. Методика проведения механических испытаний

2.5. Методика микроструктурных исследований

3. ВЛИЯНИЕ ОБЛУЧЕНИЯ НА СТРУКТУРУ И ИЗМЕНЕНИЕ МЕХАНИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК СТАЛЕЙ

3.1. Микроструктура сталей до и после облучения в реакторе

3.1.1. Сталь 12Х18Н10Т

3.1.2. Сталь 08Х16Н11М3

3.1.3. Сталь 1Х13М2БФР

3.2. Изменение механических характеристик сталей после облучения

3.2.1. Механические свойства стали 12Х18Н10Т

3.2.1.1. Структура необлученной стали 12Х18Н10Т после испытаний

на одноосное растяжение

3.2.1.2. Структура облученной стали 12Х18Н10Т после испытаний на

одноосное растяжение

3.2.2. Механические свойства и структура облученной стали 08Х16Н11М3 после испытаний на одноосное растяжение

3.2.3. Механические свойства стали 1Х13М2БФР

3.2.3.1. Структура необлученной стали 1Х13М2БФР после испытаний

на одноосное растяжение

3.2.3.2. Структура облученной стали 1Х13М2БФР после испытаний на одноосное растяжение

3.3. Выводы по разделу

4. ПОЛЗУЧЕСТЬ ОБЛУЧЕННЫХ СТАЛЕЙ И СТРУКТУРА ПОСЛЕ ИСПЫТАНИЙ НА ПОЛЗУЧЕСТЬ

4.1. Ползучесть стали 12Х18Н10Т

4.1.1. Структура необлученной стали 12Х18Н10Т после испытаний

на ползучесть

4.1.2. Структура облученной стали 12Х18Н10Т после испытаний

на ползучесть

4.2. Ползучесть и структура облученной стали 08Х16Н11М3 после испытаний на ползучесть

4.3. Ползучесть стали 1Х13М2БФР

4.3.1. Структура необлученной стали 1Х13М2БФРпосле испытаний

на ползучесть

4.3.2. Структура облученной стали 1Х13М2БФРпосле испытаний

на ползучесть

4.4. Выводы по разделу

5. ПРОВЕДЕНИЕ РАСЧЕТОВ ФОРМОИЗМЕНЕНИЯ ОБОЛОЧЕК ТВЭЛОВ ПРИ РАЗНЫХ ТЕМПЕРАТУРАХ ПОСТРАДИАЦИОННОГО СТАРЕНИЯ

5.1. Модель скольжения-переползания дислокаций

5.1.1. Сетка дислокаций

5.1.2. Ансамбль пор

5.1.2.1. Броуновское движение поры

5.1.2.2. Кинетика коагуляции пор механизмом броуновского

движения

5.1.2.3. Кинетика коагуляции пор в градиенте упругих напряжений . . . 103 5.1.3. Ансамбль петель Франка

5.2. Расчет скорости ползучести для различных значений температур и напряжений

5.3. Обобщение полученных результатов

5.4. Выводы по разделу

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ

ЛИТЕРАТУРА

ПРИЛОЖЕНИЕ. Акт о внедрении результатов работы

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность проблемы

Хранение отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) является неотъемлемым этапом ядерного топливного цикла. Временной интервал, в течение которого возникает необходимость хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), обусловлен различными причинами. Это может быть хранение с целью снижения радиоактивности и остаточного тепловыделения (3-5 лет на площадке АЭС), сбор перед отправкой на переработку или захоронение (~ 30 дней), длительное хранение в виду нехватки мощностей по переработке и последующему захоронению радиоактивных отходов 50 и более лет) и т.д. Однако, вне зависимости от причин, необходимость в хранении ОТВС всегда вызвана пониманием важности безопасного обращения с ОЯТ и недопущением распространения радиоактивных веществ в окружающую среду. В связи с этим научные исследования, направленные на повышение безопасности при обращении с ОЯТ, не теряют своей актуальности.

По состоянию на 1 января 2017 года в России было накоплено более 22 тысяч тонн ОЯТ, большая часть которого находится на стадии хранения и ожидает переработки. Эта ситуация привела к необходимости разработки и ввода в эксплуатацию централизованного «сухого» хранилища для ОЯТ.

Следует отметить, что проблемы накопления ОЯТ не обходят стороной и другие страны. Так, например, в Казахстане ОТВС (~ 3000 шт.) выведенного из эксплуатации в 1998 году реактора БН-350, в виду отсутствия установок по переработке и захоронению, а также для обеспечения безопасного обращения с ОЯТ, были направлены на длительное «сухое» хранение.

Поскольку надежное обращение с ОЯТ определяется способностью конструкционных материалов сохранять в течение длительного промежутка времени физико-механические характеристики после активной эксплуатации, возникает потребность в знаниях о состоянии конструкционных материалов

- чехлов ТВС и оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), отработавших свой эксплуатационный срок в реакторе.

В связи с этим прогнозирование поведения служебных свойств конструкционных материалов ОТВС после их активной эксплуатации на основе экспериментального исследования материалов облученных изделий является актуальным направлением исследований.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Термическая и радиационная ползучесть аустенитных и ферритно-мартенситных сталей применительно к длительному хранению отработавшего ядерного топлива»

Цель работы

Целью работы явилось выявление закономерностей термической и радиационной ползучести реакторных сталей разного класса применительно к проблеме длительного хранения отработавших тепловыделяющих сборок.

Для достижения поставленной цели решены следующие задачи.

• Обоснован выбор методов и условий исследования образцов конструкционных сталей аустенитного и ферритно-мартенситного классов, изготовленных из граней чехлов ОТВС реактора БН-350.

• Проведены структурные исследования необлученных и облученных в качестве материала чехла ТВС реактора БН-350 сталей, направленные на определение состояния исследуемых типов сталей.

• Проведены испытания на одноосное растяжение необлученных и облученных до разных повреждающих доз сталей аустенитного и ферритно-мартенситного классов при температурах, соответствующих штатным (350 °С) и критическим (450-550 °С) условиям хранения ОЯТ.

• Изучены закономерности структурно-фазовых изменений, протекающих в сталях при деформировании в условиях штатных и критических температур длительного «сухого» хранения ОЯТ.

• В условиях, имитирующих длительное «сухое» хранение ОЯТ, проведены испытания на ползучесть образцов конструкционных сталей, изготовленных из граней чехлов необлученных ТВС и ТВС, отработавших эксплуа-

тационный срок в реакторе БН-350, и длительное время выдержанных в при-реакторном бассейне-хранилище.

• Исследованы изменения структурно-фазового состава аустенитных и ферритно-мартенситных сталей после испытаний на ползучесть в штатных и критических условиях длительного «сухого» хранения ОЯТ.

• Проведен сравнительный анализ изменения физико-механических свойств и характеристик ползучести необлученных и облученных аустенит-ных и ферритно-мартенситных сталей.

Научная новизна и практическая значимость работы.

1. Впервые получены сравнительные данные о механических свойствах при испытаниях на одноосное растяжение необлученных и облученных до разных повреждающих доз сталей аустенитного и ферритно-мартенситного классов при температурах, соответствующих штатным (350 °С) и критическим (450-550 °С) условиям хранения ОЯТ.

2. Впервые получены данные о ползучести конструкционных материалов чехловых труб ТВС реактора на быстрых нейтронах в условиях, имитирующих «сухое» хранение после активной эксплуатации и длительной выдержки (~ 10 лет) в приреакторном бассейне, т.е. непосредственно перед отправкой ОТВС на «сухое» хранение.

3. В результате сравнительных исследований структуры аустенитных и ферритно-мартенситных сталей впервые выявлено, что структурные перестроения, протекающие в сталях в процессе ползучести, аналогичны структурным изменениям, протекающим в сталях при одноосном растяжении в идентичных условиях.

4. Разработана феноменологическая модель «скольжения -переползания» для оценки скорости ползучести конструкционных реакторных сталей аустенитного класса при длительном «сухом» хранении ОЯТ, ко-

торый откорректирован с учетом полученных в работе экспериментальных данных.

Практическая значимость работы заключается в том, что результаты исследования позволяют прогнозировать поведение оболочек ОЯТ при хранении ОТВС, а разработанная феноменологическая модель пригодна для оценок целостности оболочек ОЯТ при долговременном хранении в штатных условиях, что подтверждено актами о внедрении результатов работы в республиканское государственное предприятие «Институт ядерной физики» Республики Казахстан. Совокупность полученных в работе результатов представляют интерес для исследователей, работающих в области физического, реакторного материаловедения и фундаментальных проблем взаимодействия излучения с твердым телом.

Основные положения, выносимые на защиту.

1. Результаты испытаний на одноосное растяжение необлученных и облученных нейтронами до разных повреждающих доз сталей аустенитного и ферритно-мартенситного классов при температурах, соответствующих штатным (350 °С) и критическим (450-550 °С) условиям хранения ОЯТ.

2. Выявленные закономерности структурно-фазовых изменений, протекающих в сталях при деформировании при штатных и критических температурах длительного «сухого» хранения ОЯТ.

3. Результаты сравнительных испытаний на ползучесть в условиях, моделирующих длительное «сухое» хранение ОЯТ, конструкционных сталей, изготовленных из граней чехлов необлученных ТВС и ТВС, отработавших эксплуатационный срок в реакторе БН-350 и длительное время выдержанных в приреакторном бассейне-хранилище.

4. Выявленные закономерности изменения механических свойств конструкционных материалов ОТВС в условиях, моделирующих длительное «сухое» хранение ОЯТ.

5. Экспериментальные результаты сравнительных исследований структуры аустенитных и ферритно-мартенситных сталей после механических испытаний различными методами.

6. Результаты анализа изменений физико-механических свойств и характеристик ползучести необлученных и облученных аустенитных и феррит-но-мартенситных сталей.

7. Результаты расчетов формоизменения оболочек твэлов при разных температурах пострадиационного старения в процессе длительного хранения ОЯТ.

Объем и структура работы

Диссертация состоит из введения, пяти разделов, выводов и библиографии. Работа изложена на 124 страницах, содержит 68 рисунков, 13 таблиц, список цитируемой литературы из 73 наименований и 1 приложение.

Апробация работы.

Основные положения работы докладывались и обсуждались на следующих научных семинарах, совещаниях и конференциях: XI Междунар. конф. «Физика твердого тела» - «Наноматериалы для защиты промышленных и подземных конструкций», 9-12 июня 2010 г., г. Усть-Каменогорск, Казахстан; Междунар. конф. «Радиационное материаловедение и радиационные процессы, 10-15 сентября 2012 г., г. Алушта Украина; Междунар. конф. «Инновационные технологии и исследования, направленные на развитие «зеленой» энергетики и глубокую переработку продукции», 26-30 июня 2013 г., г. Усть-Каменогорск, Казахстан; Междунар. конф. «Ядерная и радиационная физика», 24-27 сентября 2013 г., г. Алматы, Казахстан; Междунар. конф. «Радиационно-термические эффекты и процессы в неорганических материалах», 10-16 ноября 2014 г., г. Томск; Всероссийская научная конф. «Фундаментальные и прикладные исследования в области точных и естественных

наук», 2014 г., г. Новосибирск; 10-я Междунар. конф. «Ядерная и радиационная физика», 8-11 сентября 2015 г., г. Курчатов, Казахстан; Междунар. конф. «Перспективные материалы с иерархической структурой для новых технологий и надежных конструкций, 19-23 сентября 2016 г., г. Томск; 13-я Междунар. школа-конф. для молодых ученых и специалистов «Новые материалы -жизненный цикл материалов: старение и деградация материалов в процессе эксплуатации ЯЭУ», 17-21 октября 2016 г., г. Москва.; Междунар. науч. форум «Ядерная наука и технологии», 12-15 сентября 2017 г., г. Алматы, Казахстан; 15-я Междунар. школа-конф. «Новые материалы - Материалы инновационной энергетики: разработка, методы исследования и применение», 2327 октября 2017 г., г. Москва; 16-я Междунар. школа-конф. для молодых ученых и специалистов «Новые материалы: толерантное ядерное топливо», 29 октября-02 ноября 2018 г., г. Москва; 17-я Междунар. школы-конф. для молодых ученых и специалистов «Новые материалы - перспективные технологии», 5-8 ноября 2019 г., г. Москва; XXIX Междунар. конф. «Радиационная физика твердого тела», 08-13 июля 2019 г., г. Севастополь; 7th International Congress on Energy Fluxes and Radiation Effects (EFRE-2020), September 14-26, 2020, Tomsk, Russia.

Публикации.

По теме диссертации опубликовано 32 работы в научных журналах и сборниках трудов Международных и Российских конференций, совещаний и семинаров, включая 4 статьи, входящих в базы данных Web of Science и Scopus, 1 статью в рецензируемом журнале, рекомендованном ВАК РФ.

1 ОСНОВНЫЕ ФИЗИКО-МЕХАНИЧЕСКИЕ ФАКТОРЫ, ДЕЙСТВУЮЩИЕ НА МАТЕРИАЛ ОТВС. УСЛОВИЯ ДЛИТЕЛЬНОГО «СУХОГО» ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Первым в мире реактором на быстрых нейтронах стала «Клементина» -опытный реактор мощностью 25 кВт, охлаждаемый ртутью, построенный на площадке «Омега» в Лос Аламосе (США). Работа реактора на полной мощности началась в марте 1949 г. Топливом служил металлический плутоний. Реактор проработал декабря 1952 г., и остановлен после разрыва топливного стержня. Вторым реактором на быстрых нейтронах в США был двухцелевой экспериментальный реактор-размножитель ЕБЯ-! мощностью 0,2 МВт (эл.) для наработки плутония и для получения электроэнергии.

Активное использование и развитие реакторов на быстрых нейтронах в мирных целях началось в 1960-х годах прошлого столетия: реакторы ЬЛЫРЯЕ (США, 1961 г.) с натриевым охлаждением; ЕБЯ-И (США, 1961 г.) мощностью 19 МВт (эл.); «Ферми-1» мощностью 66 МВт (эл.) (Франция, 1963 г.) и т.д. [1-5]. С тех пор по всему миру началось активное строительство и наращивание мощностей реакторов на быстрых нейтронах для получения электрической и тепловой энергии.

В СССР июле 1973 г. был осуществлен энергетический пуск реактора на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (БН) БН-350 с тепловой мощностью 1000 МВт и электрической мощностью 350 МВт. Позднее, в 1980 г. был введен в эксплуатацию опытно-промышленный реактор БН-600, обладающий, в сравнении с БН-350, большой мощностью - 1470 МВт тепловой и 600 МВт электрической, а с 2016 г. заработал на проектной мощности реактор БН-800.

Следует отметить, что на момент принятия решения «О строительстве промышленного двухцелевого атомного реактора на быстрых нейтронах БН-350 в комплексе с ТЭЦ» в 1962 г. такие явления как радиационное распу-

хание и радиационная ползучесть еще не были открыты. Так, радиационное распухание в сталях открыто в 1966 г. [6], а радиационная ползучесть - в 1971 г. [7]. В связи с этим выбор конструкционных материалов для элементов активных зон осуществлялся исходя из имеющих на тот момент знаний и опыта. Однако, с получением первых сведений о радиационных явлениях, стимулирующих деградацию свойств конструкционных материалов, и с накоплением экспериментальных данных пришло понимание о необходимости повышения радиационной стойкости имеющихся и разработки новых радиа-ционно-стойких конструкционных материалов. Уже первичные послереак-торные исследования показали, что под синергетическим воздействием нейтронного потока и высоких температур как сами ТВС, так и их составляющие элементы искривляются и изменяют размеры «под ключ» [8]. Как показали последующие материаловедческие исследования, виной тому были процессы радиационной ползучести и распухания, которые протекают в конструкционных материалах в определенных температурных интервалах при нейтроном облучении. В дополнение, сопутствующее охрупчивание конструкционных материалов под облучением и коррозионное взаимодействие с ядерным топливом, продуктами деления и теплоносителем снижают их работоспособность [9].

1.1 Условия «сухого» хранения ОЯТ: температура

В мировой практике существуют несколько вариантов «сухого» хранения ОЯТ, которые нашли широкое распространение [10-14]. Это - хранение в скважинах, железобетонных конструкциях модульного типа, камерных хранилищах, хранение в контейнерах двойного назначения и др.

Для ОЯТ реактора БН-350 выбран контейнерный способ хранения. После прекращения эксплуатации реактора отработавшие ТВС были упакованы в ТУК-123, оснащенные упаковочным комплектом хранения УКХ-123, и на-

правлены на специально оборудованную площадку длительного хранения (рисунок 1.1).

Рисунок 1.1 -Подготовка ТУК-123 к транспортировке и УКХ-123

на площадке хранения.

После транспортировки ОЯТ к месту длительного хранения УКХ-123 были установлены вертикально. Учитывая, что контроль состояния топливных сборок и возможность измерения температуры хранения не предусмотрены, ко всем методам сухого хранения ОЯТ помимо сохранности самого топлива предъявляются требования по обеспечению температурного режима хранения. В штатных условиях температура оболочки твэла должна составлять не более 300-350 °С [14, 15]. По другим данным [16], в атмосфере инертного газа и при условии осушения топлива для удаления остатков влаги, захваченной из воды бассейна-хранилища, допускается хранение при температуре 380-400 °С. Для отвода тепла от поверхности ОТВС при «сухом» способе хранения используется инертный газ - аргон, давление которого в объеме УКХ не превышает 105 Па.

Так как мощность тепловыделения отработавшего ядерного топлива со временем снижается, следует ожидать, что температура оболочки ОТВС со временем будет падать. Следовательно, температуру 300-350 °С можно принимать как штатные условия длительного «сухого» хранения ОЯТ реакторов разного типа.

Хотя деградация материалов ОТВС при «сухом» хранении определяется в основном температурой, прогнозирование изменений физико-механических свойств конструкционных сталей невозможно без оценки величины растягивающих напряжений, действующих на стенки оболочек твэ-лов и чехлов ОТВС.

1.2 Условия «сухого» хранения ОЯТ: действующие напряжения

К настоящему времени имеются обширные экспериментальные данные о влиянии облучения на конструкционные материалы активных зон ядерных реакторов, в том числе реакторов на быстрых нейтронах [например, 9, 17, 18]. Это и первичные исследования, проводимые в «горячих» камерах, и последующие материаловедческие исследования. Однако практически все они направлены на выявление состояния конструкционных материалов после активной эксплуатации в реакторах с целью получения экспериментальных данных для разработки новых перспективных материалов ядерной энергетики. Вместе с тем работы, направленные на получение данных для прогнозирования поведения конструкционных материалов ОТВС в процессе длительного хранения, весьма ограничены, и в свободном доступе отсутствуют. В связи с этим, для достоверного выявления условий, в которых находится конструкционный материал в процессе хранения ОЯТ, необходимо рассмотреть условия эксплуатации конструкционных материалов наиболее напряженных элементов активной зоны - твэлов и ТВС.

На рисунке 1.2 показано схематичное изображение сил, действующих на материал оболочки твэла в процессе эксплуатации. Видно, что оболочка твэла при эксплуатации подвергается разнообразным силовым воздействиям, вызывающим растягивающие напряжения. Эти силовые воздействия включают в себя силу массы топлива в совокупности с весом самой конструкции; давление газообразных продуктов деления (ГПД); давление ядерного топлива, вызнанное его распуханием; напряжения, скопившиеся при производстве

и монтаже твэлов в сборку; термические напряжения; внешнее давление теплоносителя и т.д.

1 - оболочка, 2 - топливо, 3 - газосборник. Нагрузки: Ру - установочные; Рг - давление ГПД; РМ -от массы конструкции; Рро - распухания оболочки; Ррт - распухания топлива; Ртм - термические; Ртр - трения; Рт - теплоносителя Рисунок 1.2 -Схематичное изображение твэла и силы, действующие на оболочку в процессе эксплуатации [19].

Рассчитать вклад этих сил в возникновение растягивающих напряжений при эксплуатации довольно сложно, поскольку при работающем твэле эти величины постоянно возрастают и изменяются. При длительном хранении ОТВС такой расчет осложняется коррозионной повреждаемостью материалов и образованием в них разнообразных нано- и микроразмерных дефектов, приводящих к деградации физико-механических свойств.

Учитывая отсутствие давления теплоносителя на стенки оболочек и чехлов, при «сухом» хранении, которое компенсирует действие внутренних сил, можно предположить, что действие внутренних сил способно вызвать в конструкционных материалах растягивающие напряжения, что, в свою очередь, может привести к разрушению оболочек отработавших твэлов. Ниже

рассматривается вклад таких параметров как давление ГПД и формоизменение в возникновении и развитии напряжений в конструкционных материалах ОТВС.

1.3 Условия «сухого» хранения ОЯТ: внутритвэльное давление

При проведении первичных послереакторных исследований проводятся работы по измерению давления газа и его объема в отработавших твэлах. Эти параметры используются, в первую очередь, для прогнозирования величины газовыделения из ядерного топлива с повышением его выгорания, а также для оценки напряжений, возникающих материалах оболочек твэлов во время их эксплуатации. Следовательно, данные о давлении внутритвэльного газа можно использовать для оценки растягивающих напряжений, возникающих в материалах оболочек твэлов в процессе длительного «сухого» хранения ОЯТ.

Для измерения давления газа и свободного объема в отработавших твэ-лах использовались специальные установки для прокола оболочек ранее [20] или ряд новых более точных неразрушающих методик в настоящее время [21, 22]. Получаемые параметры необходимы для прогнозирования степени газовыделения из топлива с ростом выгорания, оценки напряжений, возникающих в оболочке при эксплуатации твэлов под действием давления внут-ритвэльного газа. По результатам определения параметров газа делается окончательное заключение о герметичности твэлов.

Для облученных (отработавших) твэлов наиболее приемлем хорошо отработанный и недорогой метод «прокаливания». Блок прокола устанавливается в зажимном устройстве «горячей» камеры. Твэл помещается в герметизирующий объем блока прокола, заполненный водой. Система герметизируется и производится прокол оболочки твэла. Газ, находящийся в твэле, расширяется в объеме узла прокола, и установившееся давление измеряется датчиками давления индикаторного типа или пьезоэлектрическим датчиком

марки САПФИР. Далее газ пропускается в измерительную емкость и измеряется высота подъема жидкости. Система предварительно калибруется с помощью сжатого газа и аттестованных манометров.

Параметры внутритвэльного газа определялись по следующим формулам [17]:

уТв = &иР01т-Уъ Ртв = Р0 + Щ1 + Ув/Утв) (Па),

-5

Уг = Ртв^Утв/Р0 (м ),

-5

где Утв- газовый объем твэла, м ; £ - площадь сечения измерительной емко-

Л

сти, м ); Н - высота подъема столба жидкости в измерительной емкости до и после прокола, м; Р0 - атмосферное давление, Па; к - тарировочный коэффициент сильфона, Па мм; N - разность показаний датчика давления в системе до и после прокола, мм; Ув - объем воздуха в системе до прокола твэла, м3; Ртв - давление в твэле, Па; Уг - количество накопившегося под оболочкой газа при нормальных условиях, м3.

Погрешность определения давления и объема газа в твэле не более 4%.

Так, например, в работе [17], результаты которой приведены на рисунке 1.3, показано, что давление ГПД в газовой полости твэлов, облученных до повреждающей дозы ~ 70 сна, не превышает 1,5 МПа. Следует отметить, что эти данные были получены при атмосферном давлении и комнатной температуре.

Для оценки величины напряжений, возникающих в материале оболочки твэлов для диапазона температуры внутритвэльного газа 700^1700 °С, автор работы [17] использовал модель заглушенной с двух сторон тонкостенной трубы [2].

6 5

Ь 4

те

со ~

ге 3 |_

г

О)

3 2

ю О

1 о

1 1 , ' • « ГТ""Г"Н • * * Г . I

н -чВг •

■ •

•

<А . . . . . . . . . . . . . ' Г 1 . б : • > • 1 ■ ■ 11

2 4 6 8 10 12 14 16 18 Давление, 10"* Па

а - давление, б - объем Рисунок 1.3 - Параметры газа под оболочкой твэлов штатных ТВС реактора БН-600, полученные при нормальных условиях [17].

Аппроксимация полученных в этой модели расчетных значений по закону Шарля (Гей-Люссака) [23] показала, что для достигнутых максимальных параметров эксплуатации твэлов в стационарных условиях, характерных для активной зоны БН-600, максимальные напряжения в оболочке твэлов, вызванные силовым воздействием внутреннего газа, не будет превышать

50-110 МПа. При этом в работе учитывается только давление ГПД без учета давления на стенки твэла распухающего топлива и не указано, проводился этот расчет с учетом давления теплоносителя или нет. Также закон Шарля применим только к идеальному газу, т.е. без учета присутствия частиц с различной теплопроводности. Следовательно, реальное значение напряжений, действующих на стенки оболочки твэлов, может быть выше.

Более ранние работы, направленные на повышение способности конструкционных материалов оболочек твэлов сопротивляться как давлению со стороны теплоносителя, так и внутреннему давлению ГПД, также показывают, что во внутритвэльной газовой полости давление газа на стенки оболочки после эксплуатации в штатных условиях невелико (рисунок 1.4).

1 - максимальный зазор; 2 - минимальный зазор Рисунок 1.4 - Зависимости от тепловой нагрузки давления газа в штатном твэле РБМК-1000 с максимальным и минимальным радиальными зазорами [24].

Подход, использованный авторами работы [24], был следующим. Твэл состоит из металлической трубки, в которой расположены топливные таблетки, имеющие в центре либо углубление, либо отверстие, которые служат в качестве дополнительного свободного объема, заполняющегося при облучении расширяющимся топливом. Учитывались плотность топлива и наличие зазора между топливом и оболочкой. Этот зазор составляет 50^300 мкм и может изменяться до полного контакта топлива с материалом оболочки в зависимости от тепловой нагрузки и температуры теплоносителя.

Зазор наполняется газом, и изнутри на оболочку воздействует давление. При отсутствии зазора к газовому давлению добавляется давление распухающего топлива, т.е. учитывается трение между топливом и материалом

0 10 20 30 40 50 60 <//, кВт/м

оболочки и наличие дополнительной осевой нагрузки. В качестве газа, наполняющего твэл, использовался гелий, который в процессе облучения может разбавляться технологическими газами, ГПД и влагой. Следует отметить, что в представленной модели расчет напряжений, действующих на материал оболочки изнутри, проводится с учетом давления теплоносителя на стенки твэлов снаружи, что компенсирует часть внутренних напряжений.

1.4 Формоизменение твэлов и ТВС

Давление смеси ГПД в совокупности с давлением распухающего топлива и высоких температур запускает процесс ползучести оболочек твэлов, который совместно с явлением радиационного распухания приводит к накоплению внутренних напряжений в материале оболочки и формоизменению твэла (рисунки 1.5 и 1.6).

а б в г

а - оболочка из стали ЭП-172 х.д.; б и в - оболочки из стали ЧС-68 [17]; г - металлографический шлиф поперечного сечения твэла, сделанный в области соприкосновения оболочки твэла с дистанционирующей проволокой [25, 26] Рисунок 1.5 - Сечения твэлов в ОТВС реактора на быстрых нейтронах.

На рисунка 1.5, г видно, что на внутренней поверхности в области соприкосновения оболочки твэла с дистанционирующей проволокой присутствуют глубокие трещины. Сама оболочка твэла в этих областях пластически

деформирована. Таким образом, показано, что в областях овализации происходит ускоренное накопление повреждений оболочки, вызванные накоплением коррозионно-активных продуктов деления [25, 26].

б

г

д

а

в

а - искривленный твэл реактора БН-600 с оболочкой из стали ЭП-172 х.д. [17]; б - верхняя часть пучка твэлов с оболочками из стали ЧС-68 х.д. (центральные ряды) и стали ЭП-450 (периферийный ряд); в - внешний вид пучка твэлов с оболочками из стали ЭИ-847 ауст. и вытеснителями из стали 12Х18Н10Т; г, д, е - сечения грани чехла ТВС ЦЦ-19 реактора БН-350 на разных отметках относительно центра

активной зоны реактора: «-300 мм», «+160 мм» и «+300 мм» соответственно. Рисунок 1.6 - Изменение формы и размеров конструктивных элементов ТВС реакторов на быстрых нейтронах, выполненных из различных конструкционных материалов - демонстрация давления пучка твэлов на стенки чехла ТВС при длительном сухом хранении ОЯТ.

е

При длительной эксплуатации твэла указанные повреждения могут приводить к его разрушению. На эту проблему впервые обратили внимание французские специалисты. В результате анализа нескольких случаев разгерметизации, связанных с овализацией оболочки, во Франции выработан критерий, ограничивающий длительность эксплуатации ТВС, - момент соприкосновения пучка твэлов с чехлом ТВС [26].

Учитывая, что обычно материалы оболочек твэлов и чехлов ТВС различны и обладают разными значениями скорости ползучести и распухания (см. рисунки 1.6, б и в), может наступить момент, когда технологический зазор между пучком твэлов и чехлом ТВС будет выбран. Как следствие, к давлению теплоносителя на стенки чехла ТВС в процессе эксплуатации прибавится давление пучка распухающих твэлов, что, в свою очередь, приводит к появлению овальности твэла (см. рисунок 1.5, г) в местах соприкосновения, а также к изменению размеров шестигранного чехла ТВС «под ключ» (см. рисунки 1.6, г-е) [26, 27]. При отсутствии теплоносителя, например, при длительном сухом хранении ОТВС, давление пучка распухающих твэлов на стенки чехла ТВС воспроизводит процесс ползучести в материале чехла, что может привести к разрушению шестигранного чехла ТВС.

Судя по количеству опубликованных ранее работ (например, [8, 27-32], проблема контактного взаимодействия распухающего пучка твэлов на стенки чехла ТВС рассматривалась подробно. В результате этих работ появилось большое количество расчетных программных комплексов и методик, с помощью которых можно смоделировать процесс совместного деформирования пучка твэлов и материала чехла ТВС учитывая как процессы деформирования, так и теплогидравлические процессы. Например, в работе [27] показана модель анализа механического взаимодействия между твэлами. При изучении механического взаимодействия твэлов между собой твэл рассматривается как балка с изменяющимся в результате приложения нагрузок поперечным сечением. При деформировании учитывается, что контакт со-

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Диков Алексей Сергеевич, 2021 год

ЛИТЕРАТУРА

1. Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах. - М.: Энергоатомиздат, 1985. - 288 с.

2. Уолтер А., Рейнольдс А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах / Пер. с англ. А.А. Ванькова, В.В. Яровицина - М.: Энергоатомиздат, 1986. - 623 с.

3. Pool R. Beyond Engineering: Searching for Safety // Oxford University Press. 1997. - 358 pp.

4. Von Hippel F. The rise and fall of plutonium breeder reactors // International Panel on Fissile Materials. - 2000.

5. Cochran T.B., Feiveson H.A., Von Hippel F. Fast reactor development in the United States // Science & Global Security. - 2009. - V. 17. - No. 2/3. -Р. 109-131.

6. Cawthorne C., Fulton J.E. Voids in irradiated stainless steel // Nature. -1966. - V. .216. - P. 575-576.

7. Ring R.J. Post-irradiation mechanical properties of austenitic alloys and effects of integranular fusion product attack // In: Proc. of Conf. on Irradiation Embrittlement and Creep in Fuel Cladding and Core Components., London, 1972. - P. 121-135.

8. Кравченко Н., Багдасаров Ю.Е., Лихачев Ю.И.. Расчет на прочность твэлов и шестигранного чехла ТВС с учетам местного деформирования пучка твэлов и чехла в процессе облучения в активной зоне быстрого реактора / Препринт ФЭИ-1840. - Обнинск: ФЭИ, 1987. - 23 с.

9. Физическое материаловедение: Учебник для вузов. В 7 т. / Под общ. ред. Б.А. Калина. Том 4. Радиационная физика твердого тела. Компьютерное моделирование / М.Г. Ганченкова, Е.Г. Григорьев, Б.А. Калин и др. - М.: НИЯУ МИФИ, 2012. - 624 с.

10. Отработавшее ядерное топливо. Транспортировка и хранение: Учебное пособие / И.И. Чернов, Б.А. Калин, Ю.Г. Годин и др. -М.: МИФИ, 2004. - 160 с.

11. Михайлов В.Е., Судаков А.В., Фромзель В.Н. Актуальность создания новых контейнеров для ОЯТ ВВЭР-1000 // Безопасность окружающей среды. - 2010. - № 4. - C. 91-94.

12. Осадчий А.И. Ядерная безопасность при хранении топлива в бассейнах выдержки на АЭС с ВВЭР-1000 -физические основы и конструктивные решения // Атомная энергия. - 2011. - Т. 110. - C. 3-6.

13. Ревенко Ю.А., Колупаев Д.Н. Радиохимические технологии для регенерации делящихся материалов из отработавшего ядерного топлива. -Томск: Изд-во ТПУ, 2014. - 252 с.

14. Хранение отработавшего ядерного топлива энергетических реакторов / В.И. Калинкин, В.Г. Крицкий, А.И. Токаренко и др. // Препринт ОАО «Головной институт ВНИПИЭТ». - С.-Пб.: Изд-во ОАО ВНИПИЭТ, 2009. -124 с.

15. Прогнозирование изменений структуры и свойств конструкционных материалов реактора БН-350 во время длительного сухого хранения ОЯТ / Е.Т. Коянбаев, А.А. Ситников, М.К. Скаков и др. // Ползуновский вестник. -2016. - Т. 2. - № 4. - С. 207-211.

16. Хранение отработавшего ядерного топлива энергетических реакторов / В.И. Калинкин, В.Г. Крицкий, А.И. Токаренко и др. // Препринт ОАО «Головной институт ВНИПИЭТ». - С.-Пб: Изд-во ВНИПИЭТ, 2009. - 124 с.

17. Чуев В.В. Поведение конструкционных материалов в спектре нейтронов быстрого реактора большой мощности / Дис. на соиск. уч. ст. д-ра техн. наук, Заречный, 2007. - 312 с

18. Физическое материаловедение: Учебник для вузов. В 7 т. / Под общей ред. Б.А. Калина. Том 6. Конструкционные материалы ядерной техники. / Б.А. Калин, П.А. Платонов, Ю.В. Тузов и др. - М.: МИФИ. - 2012. - 736 с.

19. Конструкционные материалы ядерных реакторов: Учебник для вузов / Н.М. Бескоровайный, Б.А. Калин, П.А. Платонов, И.И. Чернов. - Энер-гоатомиздат, 1995. - 704 с.

20. Создание исследовательского оборудования для защитной камеры реактора БН-800: Установка механического прокола оболочки твэла (УМ-ПОТ). sosny.ru

21. Snyder D. Experience with the Brown Boveri failed rod detection system (FFRDS) // In: Underwater Inspection, Repair and Reconstitution of Water Reactor Fuel. - Vienna: IAEA, 1988. - P. 40-47.

22. Карлов Ю.К. Разработка и внедрение автоматизированных комплексов неразрушающего контроля ядерного топлива / Дис. на соиск. уч. ст. д-ра техн. наук, Томск, 2016. - 281 с.

23. Кочетков А.В., Федотов П.В. Уравнения состояния газа и модель идеального газа // Интернет-журнал «НАУКОВЕДЕНИЕ». - 2017. - Т. 9. -№ 3. http://naukovedenie.ru/PDF/62TVN317.pdf (доступ свободный).

24. Стрижов П.Н., Баранский С.Г., Колядин В.И. Расчетное исследование термомеханических характеристик твэлов энергетических реакторов / Препринт ИАЭ-3564/4. - М.: ИАЭ им. И.В. Курчатова, 1982. - 26 с.

25. Чуев В.В., Митюрев К.В., Коновалов И.И. Выявление факторов ускоренного накопления повреждений в оболочках твэлов, облученных в ректоре БН-600, неразрушающими методами контроля // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2011. - № 2. - С. 171-180.

26. Митюрев К.В. Механизмы повреждения оболочек твэлов ядерных реакторов на быстрых нейтронах при высокодозном нейтронном облучении / Автореф. дис. на соиск. уч. ст. канд. физ.-мат. наук, Москва, 2012. - 23 с.

27. Кравченко И.Н., Багдасаров Ю.Е., Лихачев Ю.И. Расчет на прочность твэлов и шестигранного чехла ТВС с учетом совместного деформирования пучка твэлов и чехла в процессе облучения в активной зоне быстрого реактора. - Обнинск: ФЭИ, 1987. - 22 с.

28. Miki K. Analytical method of fuel pin deformation in LMFBR assembly // J. Nucl. Sci. and Technol. - 1977. - V. 14. - P. 791-801.

29. Лихачев Ю.И., Кравченко И.Н. Метод расчета усилий взаимодействия и деформаций ТВС активной зоны быстрого реактора с учетом влияния органов СУЗ и расхолаживания реактора. - Обнинск: Изд-во ФЭИ, 1980. -21 с.

30. Лихачев Ю.И., Матвеенко Л.В. Метод расчета усилий взаимодействия и деформаций ТВС быстрого реактора // Атомная энергия. - 1985. -Т. 58. - Вып. 4. - С. 232-237.

31. Марков Д.В. Основные закономерности изменения свойств и характеристик топлива ВВЭР и РБМК нового поколения в период эксплуатации по результатам комплексных послереакторных исследований / Дис. на соиск. уч. ст. д-ра техн. наук, Москва, 2017. - 397 с.

32. Рябцов А.В. Разработка метода и проведение исследований термомеханического взаимодействия сборок активной зоны быстрых натриевых реакторов / Дис. на соиск. уч. ст. канд. техн. наук, Нижний Новгород, 2019. -146 с.

33. Оценка остаточного ресурсаоболочек тепловыделяющихэлементов реактора БН-600 из аустенитной стали ЧС-68 / И.И. Коновалов, К.В. Митю-рев, В.В. Попов, С.М. Ганина / Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2012. -№ 1. - С. 149-158.

34. Колотыркин Я.М., Князева В.М. Свойства карбидных фаз и коррозионная стойкость нержавеющих сталей // В кн.: Итоги науки и техники. Сер.: Коррозия и защита от коррозии. - М.: ВИНИТИ. - 1974. - Т. 3. - С. 583.

35. Колотыркин Я.М., Каспарова О.В. Сегрегация примесей на границах зерен и межкристаллитная коррозия нержавеющих сталей // В кн.: Итоги науки и техники. Сер.: Коррозия и защита от коррозии. - М.: ВИНИТИ. -1978. Т. 6. - С. 180-217.

36. Горбатых В.П. Локальная коррозия металла теплоэнергетического оборудования. - М.: Энергоатомиздат, 1992. - 270 с.

37. Реформатская И.И., Сульженко А.Н. // Защита металлов. - 1998. -Т. 34. - № 5. - С. 503-506.

38. Мурзаханов Г.Х., Шипков А.А. Математические модели коррози-онно-механического разрушения материалов: Учебное пособие. - М.: Изд-во МЭИ, 2003. - 72 с.

39. Горбатых В.П., Иванов С.О. Дислокационно-водородная модель коррозионного растрескивания под напряжением // Надежность и безопасность энергетики. - 2012. - № 17. - С. 50-54.

40. Петельгузов И.А. Работоспособность тепловыделяющих элементов энергетических атомных реакторов типа ВВЭР, PWR и BWR: Обзор. - Харьков: ННЦ ХФТИ, 1999. - 86 с.

41. Коррозия сплава Э635 в условиях реакторов ВВЭР-1000 / И.Н. Волкова, А.Е. Новоселов, Г.П. Кобылянский и др. // Вопр. атомн. науки и техн. Сер.: Физизика радиац. поврежд. и радиац. матнриаловед. - 2012. - № 2(78). - С. 46-51.

42. Самойлов А.Г., Волков В.С., Солонин М.И. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов: Учебное пособие для вузов. - М.: Энергоатомиз-дат, 1996. - 400 с.

43. Княжева В.М. Коррозионно-электрохимические свойства металло-подобных соединений переходных металлов // В сб.: Докл. 3-й юбилейной научной сессии «Чтения в память о Я.М. Колотыркине». - М.: НИФХИ им. Л.Я. Карпова. - 2000. - С. 144-160.

44. Brager H.R., Garner F.A. Microchemical evolution of neutron irradiated stainless steel // In: Proc. 10th Intern. Symp. Effects of Radiat. on Materials. ASTM-STR 725. - Philadelphia, Pa, 1981. - Р. 470-483.

45. Бондаренко Г.Г. Радиационная физика, структура и прочность твердых тел. - М.: Лаборатория знаний, 2016. - 462 с.

46. Was G.S. Fundamentals of Radiation Materials Science: Metals and Alloys, New York, Springer, 2017. - 1002 pp.

47. Phase Transformation during Irradiation / Ed. By F.V. Nolfi, Jr., Applied Science Publishers, London &New York, 1983. - 363 pp.

48. Effect of radiation-induced segregation on precipitate stability and swelling in irradiated alloys / V.A. Pechenkin, G.A. Epov, I.A. Stepanov, Yu.V. Kono-beev / In: Proc. of 18th Intern. Symp. on Effects of Radiat. on Materials. ASTM-STR 1325. - Philadelphia, Pa, 1999. - Р. 850-865.

49. Паршин А.М. Структура, прочность и пластичность нержавеющих сталей и сплавов, применяемых в судостроении. - Л.: Судостроение, 1972.288 с.

50. Effect of temperature changes on swelling and creep of AISI 316 / F.A. Garner, E.R. Gilbert, D.S. Gelles, D.S. Foster // In: Proc. 10th Intern. Symp. Effects of Radiat. on Materials. ASTM-STR 725. - Philadelphia, Pa, 1981. - Р. 698-712.

51. Gelles D.S. Irradiation-creep-induced anisotropy in а/2 110 dislocation population // In: Proc. 12th Intern. Symp. on Effects of Radiat. on Materials. ASTM-STR 870. - Philadelphia, Pa, 1985. - Р. 98-112.

52. Fusion materials semiannual progress report for the period ending / Report covers the period ending June 30, 2010. - ORNL, Oak Ridge, Tennessee, 2010. - 164 pp.

53. Williams Т.М., Titchmarsh J.M., Arkell D.R. Void-swelling and precipitation in а neutron-irradiated, niobium-stabilized austenitic stainless steel // J. Nucl. Mater. - 1982. - V. 107. - No. 2/3. - Р. 222-244.

54. Williams Т.М. Precipitation in neutron-irradiated type 316 austenitic steel // In: Proc. щf Intern. Conf. on Stainless Steels'84, Goteborg, 3-4 September, 1984. - London, 1985. - Р. 403-412.

55. Maziasz P.J. Formation and stability of radiation-induced phases in neutron irradiated austenitic and ferritic steels // J. Nucl. Mater. - 1989. -V. 169. - Р. 95-115.

56. Degradation in mechanical properties of stainless steels C0.12Cr18Ni10Ti and C0.08Cr16Ni11Mo3 - materials for hexagonal ducts of spent fuel assemblies from the BN-350 fast neutron reactor / K.K. Kadyrzhanov, S.B. Kislitsin, O.P. Maksimkin, O.G. Romanenko // In Safety Related Issues of Spent Nuclear Fuel Storage, NATO Sciences Series, 2007. - Р. 329-349.

57. Кизуб П.А., Колташев Д.А., Митенкова Е.Ф. Анализ нейтронно-физических характеристик в ячеечных расчетах реактора ВВЭР с использованием кодов MCNP5 и MCU_FREE / Препринт Института проблем безопасного развития атомной энергетики РАН № IBRAE-2013-04. - М.: ИБРАЭ РАН, 2013. - 23 с.

58. Избранные методы исследования в металловедении / Под ред. Г.-Й. Хунгера. - М.: Металлургия, 1985. - 416 с.

59. Вашуль Х. Практическая металлография. Методы изготовления образцов. - М.: Металлургия, 1988. - 320 с.

60. Способы металлографического травления: Справ. изд. / Пер. с нем. М. Беккерт, Х. Клемм.- М.: Металлургия, 1988. - 400 с.

61. Степанова Н.Н. Методы исследования материалов и процессов: Учебное пособие. - Екатеринбург: ГОУ ВПО УГТУ-УПИ, 2006. - 133 с.

62. Разделение механических двойников и двойников отжига посредством EBSD / Т.Н. Конькова, С.Ю. Миронов, А.В. Корзников, М.М. Мышляев // Физическая мезомеханика. - 2012. - Т. 15. - № 3. - С. 101-104.

63. Гуляев А.П. Металловедение: Учебник для вузов. - М.: Металлургия, 1986. - 544 с.

64. Структура и свойства металлов и сплавов. Механические свойства металлов и сплавов: Справочник / Л.В. Тихонов, В.А. Кононенко, Г.И. Прокопенко, В.А. Рафаловский. - Киев: Наукова думка, 1986. - 568 с.

65. Хирт Дж., Лоте И. Теория дислокаций. - М: Атомиздат, 1972. -

599 с.

66. Baroody E.M. Coalescence of gas bubbles in solids // J. Appl. Phys. -1967. - V. 38(12). - P. 4890-4905.

67. Лурье А.И. Теория упругости. - М: Физ.-мат. Литература, 1970. -

939 c.

68. Быкова С. В., Буркатовская Ю. Б. Булевы функции: Учебное пособие. - Томск: Изд-во ТГУ, 2010. - 190 с.

69. Гегузин Я.Е. Очерки о диффузии в кристаллах. - М.: Наука, 1974. -

254 с.

70. Ovcharenko A.M., Chernov I.I. On the theory of bubble coarsening in metals // J. Nucl. Mater., 2020, v. 528, p. 1-11.

71. Бекман И.Н. Высшая математика: математический аппарат диффузии: Учебник. - М. : Изд-во Юрайт, 2017 - 459 с.

72. Cole J. I., Allen T.D. Swelling and microstructural evolution in 316 stainless steel hexagonal ducts following long term irradiation in EBR-2 // In: Proc. of 20th Intern. Symp. on Effect of Radiation on Materials, 6-8 June, 2000, USA. -P. 413-426.

73. Brager H.R., Garner F.A., Guthrie G. L. The effect of stress on microstructure of neutron irradiated type 316 stainless steel // J. Nucl. Mater. - 1977. -V. 66. - P. 301-321.