Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Обзор литературных данных по характеристикам и поведению топливных и конструкционных материалов быстрых реакторов 6
1.1 Ядерное топливо быстрых реакторов 6
1.2 Материалы оболочек твэлов 7
1.3 Действие облучения на материалы твэлов быстрых реакторов 9
1.3.1 Массоперенос и ползучесть топлива 9
1.3.2 Миграция пузырей и пор, газовое распухание топлива 10
1.3.3 Перестройка структуры топлива 11
1.3.4 Механическое взаимодействие топлива с оболочкой 13
1.3.5 Поведение продуктов деления и перераспределение плутония 15
1.3.6 Физико-химическое взаимодействие между топливом и оболочкой 18
1.4 Послереакторные исследования твэлов БР 19
Глава 2. Материал и методики исследования 23
2.1 Объект исследования 23
2.2 Методическая база исследований 26
Глава 3. Влияние облучения на структуру и свойства уранового и смешанного уран-плутониевого оксидного топлива 30
3.1 Особенности зеренной структуры топливных сердечников 30
3.2 Исследование массопереноса и объемной стабильности топлива 41
3.3 Микротвердость топливных таблеток 49
3.4 Состояние кристаллической решетки топливной композиции 53
Глава 4. Взаимодействие оболочек с топливными сердечниками тепловыделяющих элементов 59
4.1 Определение основных типов взаимодействия 59
4.2 Физико-химическое взаимодействие «топливо-оболочка» 59
4.2.1 Внутритвэльная коррозия оболочек штатных твэлов 59
4.2.2 Коррозия оболочек твэлов из аустеннтной стали с оксидным уран-плутониевым топливом 73
4.2.3 Взаимодействие топлива с оболочками из ферритно-мартенситной стали 78
4.3 Механическое воздействие топливного сердечника на оболочку 88
Глава 5. Сопоставление механических свойств оболочек с различными типами внутритвэльной коррозии 98
Заключение и основные выводы 104
Благодарности 108
Литература 109
- Действие облучения на материалы твэлов быстрых реакторов
- Состояние кристаллической решетки топливной композиции
- Коррозия оболочек твэлов из аустеннтной стали с оксидным уран-плутониевым топливом
- Сопоставление механических свойств оболочек с различными типами внутритвэльной коррозии
Введение к работе
Актуальность исследования. Современная мировая концепция развития атомной энергетики на базе реакторов на быстрых нейтронах укрепляет свои позиции [1, 2, 3, 14]. В настоящее время программы развития энергетики Японии, Индии, Китая предусматривают ввод и эксплуатацию быстрых реакторов (БР) [З, 13]. В России аналогичная программа включает строительство реактора БН-800 и проектирование других БР. На этом фоне энергетический БР БН-600 является уникальной базой для испытаний существующих и перспективных топливных и конструкционных материалов.
Важной задачей для увеличения экономической эффективности коммерческих АЭС на базе БР является рост уровня выгорания. Это связано с разработкой и внедрением конструкционных материалов, способных сохранять эксплуатационные свойства при высоких повреждающих дозах и значительных температурах. Другой важной задачей является включение уран-плутониевого топлива в ядерный топливный цикл БР.
Несмотря на значительный объем информации о поведении под облучением топливных и конструкционных материалов в исследовательских и, значительно реже, энергетических БР, данных для обоснованного увеличения ресурса твэлов реактора БН-600 (в перспективе БН-800) недостаточно. Непосредственное использование результатов, полученных в иных энергетических спектрах нейтронного потока либо имитационных экспериментах, лишь частично решает проблему длительной работоспособности материалов АкЗ БН-600 [25].
Текущая эксплуатация реактора БН-600 сопровождается постоянным совершенствованием конструкции и материалов АкЗ. При этом требуется регулярная аттестация штатных и опытных тепловыделяющих сборок (ТВС) путем матерналоведческих исследований, выясняющих фактическое состояние твэлов после облучения в реальных условиях.
Актуальными звеньями матерналоведческих исследований являются изучение структурных и механических свойств топливных композиций твэлов, анализ физико-химического взаимодействия «топливо-оболочка», исследование влияния коррозии на механические свойства материалов оболочек.
Цели и задачи исследования. Целью работы является обобщение результатов матерналоведческих исследований штатных и перспективных материалов топлива и оболочек твэлов энергетического БР БН-600, построение закономерностей изменения исследованных свойств.
Для достижения поставленной цели решены следующие задачи:
- получение и анализ данных, характеризующих структурные и механические свойства диоксида урана и смешанного оксидного уран-плутониевого топлива (в том числе формоизменение, перестройка структуры и массоперенос, изменения пористости, микротвердости, размера зерна и параметра кристаллической решетки);
-получение и анализ данных, характеризующих взаимодействие ядерного топлива с оболочечными сталями марок ЧС-68хд и ЭП-450 (в том числе: тип, глубина, дозно-температурные зависимости внутритвэльной коррозии, анализ вклада деформации ползучести в общее радиальное формоизменение оболочек);
- анализ и экспериментальная демонстрация отрицательного вклада физико-химического взаимодействия «топливо-оболочка» в снижение механической прочности оболочек твэлов. Научная новизна.
1. Обобщены результаты структурных исследований штатной топливной композиции
твэлов реактора БН-600 после эксплуатации до выгораний 11,5 % т.а. в составе ТВС зон малого
(ЗМО), среднего (ЗСО) и большого обогащений (ЗБО) АкЗ первой и второй модернизации.
Впервые исследованы структура и поведение компактного уран-плутониевого оксидного (МОКС) топлива, облученного в условиях реактора БН-600 при выгораниях до 11,8% т.а.
Впервые проведен анализ физико-химического взаимодействия МОКС-топлива и оболочечной стали ЧС-68хд при повреждающих дозах до 78,2 сна.
Обобщены данные по физико-химическому взаимодействию штатной топливной композиции реактора БН-600 и стали ЧС-68хд при повреждающих дозах до 92,5 сна.
Внедрена методика статистического анализа коррозионного растрескивания и язвенной коррозии оболочек.
Экспериментально установлен вклад коррозионного растрескивания в деградацию кратковременной прочности облученных оболочек твэлов реактора БН-600.
Впервые в условиях АкЗ быстрого энергетического реактора изучено физико-химическое взаимодействие стали ЭП-450 с компактным диоксидом урана при дозах до 76,6 сна.
8. Оценен вклад пластической деформации ползучести в полное радиальное
формоизменение оболочек твэлов.
Практическая значимость исследования.
Исследованы твэлы действующего энергетического БР БН-600 в период с 1983 по 2008 г. Полученная информация предназначена для ресурсной оценки радиационной стойкости оболочек, оксидного ядерного топлива и работоспособности твэлов в целом. Результаты исследования использованы при подборе и модернизации конструкционных оболочечных материалов с целью увеличения выгорания топлива в реакторе БН-600, при разработке проекта активной зоны реактора БН-600 на основе ТВС с использованием МОКС-топлива [14], а также при проектировании АкЗ строящегося БР повышенной мощности БН-800.
Результаты исследований были учтены ведущими проектными организациями (ФЭИ, ВНИИНМ, ОКБМ) при обосновании очередных этапов перевода реактора на более высокий уровень выгорания. В течение 1987-1989 годов была проведена первая (01М) модернизация АкЗ БН-600 с переходом на три варианта обогащения, снижением удельных тепловых нагрузок на твэл и достижением максимального выгорания 8,3 % т.а. В период с 1991 по 1993 годы был осуществлен перевод реактора на АкЗ второй модернизации 01М1. При этом на основе выявленных радиационностойких материалов достигнуто проектное выгорание оксидного уранового топлива 10 % т.а. В 2006 году осуществлен перевод на усовершенствованную АкЗ третьей модернизации 01М2 со следующими максимальными параметрами: выгорание -11,2% т.а. в твэлах на основе оксидного уранового топлива и 11,8% т.а. в твэлах со смешанным оксидным уран-плутониевым топливом; максимальная повреждающая доза -82 сна [125].
Положения, выносимые на защиту.
Результаты исследований структурной стабильности и работоспособности штатной и экспериментальной топливной композиции твэлов в реакторе БН-600 при максимальном выгорании 11,8 % т.а.
Выявленные закономерности внутритвэльного физико-химического взаимодействия диоксида урана и стали ЧС-68хд при дозах до 92,5 сна, смешанного уран-плутониевого диоксида и стали ЧС-68хд при дозах до 78,2 сна, диоксида урана и стали ЭП-450 при дозах до 76,6 сна в составе твэлов реактора БН-600.
Анализ вклада ползучести в полную радиальную деформацию оболочек твэлов реактора БН-600, как следствие механического взаимодействия топливных и конструкционных материалов.
Оценка влияния коррозионного растрескивания на величину кратковременных механических свойств стали ЧС-68хд в твэлах на основе диоксида урана.
Апробация результатов исследования и публикации. Основные положения и результаты диссертационной работы опубликованы в 21 печатной работе.
Кроме того, материалы, включенные в диссертацию, докладывались на межотраслевых и российских конференциях по реакторному материаловедению (г. Димитровград, 1992 г, 1994 г, 1997 г, 2000 г, 2003 г, 2007 г), на VI-й научно-технической конференции, посвященной 35-летию БАЭС (г. Заречный, 1999 г), на научно-технической конференции «Свердловскому ядерному научному центру -35 лет» (г. Заречный, Свердловской области, 2001 г), на 10-й международной конференции по материалам термоядерных реакторов (г. Баден-Баден, Германия, 2001 г), на международных конференциях МАЯТ -1 (п. Агой, Краснодарской области, 2002 г, 2003 г, 2005 г).
Действие облучения на материалы твэлов быстрых реакторов
При температурах выше 1600 С происходит заметное испарение оксидного топлива, его перенос через паровую фазу и конденсация в более холодных зонах. Различают несколько явлений в твэле, связанных с испарением: массопєренос топлива с поверхности топливного столба на внутреннюю поверхность оболочки (при наличии зазора); радиальное перемещение технологических пор, сопутствующее перестройке исходной структуры и уплотнению топлива; массопєренос вдоль центрального канала, формирующий осевой профиль центральной полости компактного сердечника [5].
Интенсивность массопереноса на оболочку зависит от давления насыщенного пара топлива на границе поверхности сердечника и от свойств газовой среды в зазоре. Для зазора, заполненного инертным технологическим газом, массоперенос определяется коэффициентом диффузии пара в газовой среде и шириной зазора.
В результате радиального массопереноса и теплового расширения топлива исходный зазор между оболочкой и компактным топливным сердечником в рабочем состоянии может исчезнуть еще до того, как придет в действие механизм осколочного распухания. Радиальный массоперенос является причиной формирования центральной полости виброуплотненньгх сердечников твэлов в первые часы эксплуатации.
Осевой массоперенос обусловлен перепадом температуры по длине твэла. При использовании кольцевых топливных таблеток перенос происходит вдоль осевого канала. По длине твэла формируются участки испарения и конденсации топлива, которые определяют профиль (диаметр и форму) центрального канала. Процесс осевой переконденсации смешанного топлива в реакторе FFTF при выгораниях до 100 МВт-сут/кг исследован в [27]. Показано, что диаметр центральной полости твэлов с оболочками из стали AISI 316 (х.д.-20 %) в плоскости максимального энерговыделения линейно увеличивается с ростом выгорания. Соответственно, по краям активной зоны в сердечниках твэлов наблюдалось сужение центрального канала. Остаточный зазор топливо-оболочка, измеренный по фотографиям, увеличивался с ростом дозы. Плавления топлива при линейной мощности в диапазоне 260-335 Вт /см не наблюдалось.
В условиях тепловых реакторов уменьшение центрального отверстия вплоть до «зарастания» может происходить за счет ползучести - пластической деформации центральных областей топливного сердечника при температурах в интервале 1300-1650 С, когда механизм «сублимация-конденсация» практически не работает [9].
Экспериментально установлено, что аномальное перераспределение массы горючего в нижнюю часть твэла может также происходить стеканием топлива в расплавленном состоянии. Показано [23], что при линейных мощностях более 35 квт/м в твэлах с виброуплотненным топливом температура в центре сердечника достигает температуры плавления. Диаметр зоны первоначального плавления увеличивается с ростом линейной мощности и достигает 70-75 % от диаметра сердечника при 60 кВт/м. Увеличение исходной плотности топлива до 9,5 г/см позволяет снизить величину осевого массопереноса до минимальных значений.
При длительной эксплуатации и высоких температурах, как для таблетированного, так и виброуполотненного топлива, осевой массоперенос опасен возможностью перекрытия центрального канала сердечника. В этом случае в нем может происходить накопление газообразных продуктов деления (ГПД), влекущее за собой деформацию твэла. Кроме того, вероятны локальные перегревы сердечника в результате увеличения плотности деления в топливе.
При температурах более 1650 С вследствие радиального массопереноса наблюдается интенсивная миграция пузырей и пор в топливных материалах. Перемещение пузырей и пор при нагреве контролируется, в основном, двумя механизмами [5]: поверхностной диффузией и испарением-конденсацией. В обоих случаях движение происходит в поле градиента температур в сторону повышения температуры, к центральной оси (полости) твэла.
Механизм поверхностной диффузии преобладает для пузырей с малыми размерами до определенного критического радиуса (примерно 2 мкм). Движение крупных (радиусом более 1 мкм) пор определяет механизм испарение-конденсация. При движении в градиенте температур сферические поры объединяются и приобретают цилиндрическую форму. Также возникают и развиваются пузыри и поры, имеющие форму линз. Перемещение линзообразных пузырей и пор к центру топливного сердечника является одной из причин образования столбчатых зерен и эффективным механизмом очистки топлива от ГПД при температурах выше 1700С [5].
Деление 1 г делящегося изотопа приводит к образованию 30 см3 ГПД (в основном, криптона и ксенона), увеличивающих пористость матрицы топливного сердечника [4, 7]. Образование и эволюция ансамбля пор и пузырей являются причиной газового распухания ядерного топлива. Для диоксидов урана и плутония с плотностью, близкой к теоретической, характерна скорость свободного газового распухания на уровне 0,4-1,7 % на 1 % выгорания [57]. Свободное распухание топлива ограничено механическим взаимодействием с оболочками твэлов БР.
Перестройка структуры сопровождается выходом из твердого раствора ГПД и уплотнением кристаллической матрицы, которые снижают темпы распухания. Большая часть ГПД сохраняется лишь в неперестроенном топливе при температурах ниже 1300 К. Подвижность газовых пузырей и пор на расстояния, соизмеримые с размерами зерен, существенна свыше 1900 К [1].
Газовое распухание топлива увеличивает пористость сердечника, провоцирует пластическую деформацию оболочек твэлов. Кардинальным способом предотвращения катастрофического распухания и деформации оболочек твэлов топливными сердечниками является создание исходной пористости (3-10%) таблеток на стадии спекания и обеспечение исходного технологического зазора "топливо-оболочка". Специальные исследования по оптимизации микроструктуры иОг-топлива [65] показали, что исходные плотность и микроструктура (размер зерна; размер, форма и характер распределения пор) оказывают значительное влияние на радиационную стойкость спеченных таблеток.
При облучении оксидного топлива конкурируют два процесса: уплотнение топлива в результате доспекания и исчезновения мелких пор и распухание матрицы за счет накопления газообразных и твердых продуктов деления. Во всех случаях кривая суммарного изменения объема топлива с исходной плотностью 93-97 % теоретической в начале облучения проходит через минимум [65].
Эффективная плотность керамического топлива различных БР изменяется в диапазоне 90-97 % от теоретической плотности. При плотности 95-97 % от теоретической открытая пористость материалов практически исчезает; закрытая пористость составляет около 3-5 %. Мелкие сферические поры спекания (заполненные газом атмосферы спекания) имеют размер нескольких микрон и располагаются внутри и на границах зерен [10].
Исходный размер зерна, изменяющийся в широких пределах для различных партий топлива (3-50 мкм), не оказывает такого влияния на распухание ядерного топлива, как плотность и пористость. Тем не менее, предпочтительно более крупное зерно. Мелкое зерно интенсивно "сметает" поры с газообразными продуктами деления при движении границ зерен. Формирование исходной зеренной структуры таблеток регламентируется также требованием обеспечения оптимальной высокотемпературной пластичности топлива, которая снижает вероятность его механического взаимодействия с оболочкой. Повышение радиационной стойкости топлива и сохранение пластичности возможно при создании "бимодальной структуры", которая характеризуется наличием крупных зерен ( 20 мкм), окруженных мелкими ( 5 мкм) [65, 66].
К смешанному уран-плутониевому топливу (МОКС-топливу) предъявляются специальные требования по гомогенности. Объемная доля обогащенных плутонием частиц с размерами до 100 мкм не должна превышать 10 %, так как наличие более крупных частиц увеличивает распухание МОКС-топлива на 20 % [33].
Состояние кристаллической решетки топливной композиции
Исходный тип ГЦК-кристаллической структуры соединений UO2 и (Uo sPuo Ch в течение всего срока облучения в реакторе БН-600 сохраняется. Параметр кристаллической решетки (ПКР) топливной композиции определяется условиями эксплуатации.
В интервале выгораний 1,7-2,3 % т.а. ПКР U02 сохраняет значение, типичное для стехиометрического состава необлученного материала. Рост выгораний более 2,5 % т.а. сопровождается уменьшением ПКР UO2. Уменьшение ПКР МОКС-топлива, не стабилизированного геттером, зарегистрировано в диапазоне выгораний 5,2-11,8 % т.а.
Общий характер поведения ПКР топливных композиций по длине активной части твэлов демонстрирует рисунок 3.17. На участках умеренного выгорания (низ АкЗ и верх АкЗ сердечников твэлов) параметры решеток UO2 и (и,Ри)Ог сохраняют наиболее высокие значения. Центральные области активной части твэлов характеризуются минимальными величинами ПКР. В твэлах на основе диоксида урана, с максимальным выгоранием 2,77-4,51% т.а., снижение величины ПКР (а) протекает достаточно вяло, ощутимое лишь около ЦАкЗ (рисунок 3.17а). При выгораниях выше 4 % т.а. наблюдается интенсивное уменьшение ПКР диоксида урана практически по всей длине активной части твэлов.
б - МОКС-топливо Параметр решетки смешанного топлива без геттера с максимальными выгораниями 9,23- 11,8 % т.а. изменяется по длине активной части твэлов подобно диоксиду урана. На участках максимального выгорания (ХОТ11=0,4-0,5) ПКР МОКС-топлива минимален (рисунок 3.176). В присутствии геттера ПКР МОКС-топлива сохраняет практически исходные значения во всех исследованных сечениях АкЗ независимо от глубины выгорания.
Графические зависимости ПКР диоксида урана и смешанного топлива от величины выгорания иллюстрирует рисунок 3.18. Для твэлов реактора БН-600 на основе топлива UO2 параметр а принимает значения в интервале 0,54709 - 0,54617 нм для диапазона выгорания 2-11 % т.а. Параметр решетки уран-плутониевого оксидного топлива соответственно уменьшается от 0,54601 нм при выгорании 6,3 % т.а. до 0,54513 нм - для 11,4 % т.а..
В исследованных диапазонах выгораний изменение ПКР немонотонно. Аналитические зависимости ПКР как линейные функции выгорания представлены в таблице 3.3. Данные зависимости отражают различную скорость сокращения ПКР UO2 и (Uo,75Puo,2s)02 на отдельных этапах эксплуатации. Скорость уменьшения а(В) UO2 в диапазонах выгораний 2-4 и 6-11 % т.а. составляет 0,00003 нм на процент выгорания. В интервале выгораний от 4 до 6 % т.а. наблюдается повышенная (0,00010 нм на 1 % выгорания) скорость уменьшения ПКР при значительном разбросе экспериментальных точек.
Скорость снижения ПКР (U, Ри)Ог до выгорания 7 % т.а. составляет 0,00030 нм на процент выгорания. При выгораниях свыше 7 % т.а. темп снижения ПКР МОКС-топлива убывает до 0,00004 нм на 1 % выгорания. Таким образом, скорость сокращения параметра а(В) топлива (Uo,75Puo,25)02 при высоких выгораниях становится сопоставимой с таковой в диоксиде урана. Средняя скорость сокращения ПКР диоксида урана в условиях АкЗ реактора БН-600 составляет 0,00008 нм / % т.а. в диапазоне выгораний от 2 до 11 % т.а.. Соответствующая скорость уменьшения ПКР МОКС-топлива равняется 0,00015 нм / % т.а. в диапазоне выгораний от 6 до 12% т.а..
Известно [12], что основными причинами, вызывающими изменения кристаллографии топлива, являются стехиометрия химического состава (кислородный коэффициент 0/U) и легирование твердого раствора продуктами деления, а также наработанным плутонием. Природу уменьшения ПКР оксидного топлива позволяют понять данные, полученные при исследованиях твэлов с хромовым геттером. Использование в. сердечниках твэлов с МОКС-топливом химического поглотителя кислорода (геттера) кардинально меняет график зависимости параметра решетки от выгорания в ЦАкЗ реактора (см. верхнюю линию на рисунке 3.176 и рисунок 3.18в). В присутствии геттера величина а остается практически на уровне исходных значений 0,54595 -0,54606 нм, по крайней мере, до достижения выгорания 9,23 % т.а..
Геттер связывает освободившийся кислород и замедляет процесс перехода топлива в застехиометрическуіо форму с пониженным значением ПКР. В отсутствии геттера кислород окисляет топливо и параметры решеток UO2 и (Uo,7sPuo,25) О2 уменьшаются. Самолегирование топлива в процессе эксплуатации конвертерным плутонием и осколочными элементами (Zr, Ва, Се, Nd и др.) не оказывает при достигнутых в АкЗ реактора БН-600 выгораниях значительного изменения ПКР.
Считая уменьшение ПКР облученного оксидного топлива следствием окисления, можно провести оценку изменений кислородного коэффициента облученной топливной композиции методом рентгеноструктурного анализа [12]. По этим данным построен график роста коэффициента О/U для штатного топлива твэлов реактора БН-600 в зависимости от глубины выгорания (рисунок 3.19).
Коррозия оболочек твэлов из аустеннтной стали с оксидным уран-плутониевым топливом
При оценке ФХВТО в твэлах экспериментальных ТВС реактора БН-600 важно учитывать следующие факторы. Для смешанного топлива характерен интенсивный радиальный массоперенос с накоплением на поверхности оболочки топливного переконденсата. Повышенная склонность МОКС-топлива к распуханию является причиной уменьшения остаточной величины технологического зазора между сердечником и оболочкой в среднем до уровня 0,02-0,05 мм (при достижении выгораний более 11 % т.а.). Исходная гетерогенность топливного сердечника по 239Ри может стимулировать локальную коррозию оболочек вблизи очагов повышенной плотности делений.
Переконденсация топливной композиции на оболочку и ее влияние на ФХВТО в условиях реактора БН-600 исследованы впервые. Показано, что температурный интервал интенсивного формирования переконденсатных топливных пленок на внутренней поверхности оболочек ограничен диапазоном 500-580 С (сечения твэлов с относительными координатами Хотн= 0,3...0,7). В низкотемпературных (вблизи НТЭ) и высокотемпературных (вблизи ВТЭ) сечениях твэлов образование переконденсата нехарактерно. С увеличением выгорания и срока эксплуатации твэлов толщина слоя переконденсата и площадь его отложений по периметру оболочек имеют тенденцию роста (рисунки 4.12а, 4.13а, 4.13в). Максимальная толщина отложений после выгорания МОКС-топлива 11,8 % т.а. достигает 50 мкм.
Установлено, что при наличии топливного переконденсата на поверхности оболочек глубина коррозии металла составляет не более 10-15 мкм. В соответствующих сечениях АкЗ участки внутренней поверхности оболочек, свободные от переконденсата, подвержены воздействию внутритвэльной атмосферы на глубину до 30 мкм. Как правило, участки усиленной коррозии регистрируются вблизи выхода на поверхность таблеток топлива крупных радиальных трещин, а также на стыках топливных таблеток. Положительным качеством топливного перекоденсата признана его значительная инертность по отношению к материалу оболочек, стали ЧС-68хд. Кроме этого, переконденсат выполняет роль естественного барьера, препятствующего поступлению агрессивных продуктов деления топлива и кислорода в зону взаимодействия.
Физико-химическое взаимодействие МОКС-топлива и стали ЧС-68хд изучено в условиях интенсивного «заневоливания» сердечника (см. разделы 3.2, 4.3). Сужение остаточного зазора и плотный контакт сердечника с оболочкой способствуют ослаблению коррозии конструкционного материала. Рисунок 4.12в демонстрирует сечение максимального энерговыделения твэла в состоянии заневоливания сердечника. Наблюдается характерная для этого случая кристаллизация металлических продуктов деления непосредственно на поверхности стали. Однако достаточно низкая (520-530 С) температура в зоне взаимодействия не позволяет коррозии получить заметного развития. В случаях контакта смешанного топлива с оболочкой при более высоких температурах, сердечник выполняет роль экрана подобно топливному переконденсату. В результате миграция летучих продуктов деления в зазор уменьшается, и коррозия оболочки в зонах контакта с топливом снижается.
Анализ ФХВТО в твэлах на основе МОКС-топлива показал, что определяющим типом коррозионного поражения стали ЧС-68хд является межкристаллитная коррозия, рисунки 4.126, 4.12г, 4.136,4.13г. В отдельных случаях МКК наблюдается совместно с умеренной фронтальной коррозией (рисунок 4.13а) либо как инициатор разрушения полосы светлого слоя (рисунок 4.13в). Локальных микротрещин коррозионного растрескивания оболочек не установлено.
Кинетику развития внутритвэльной коррозии оболочек определяет температура. Характер температурной зависимости глубины коррозии демонстрирует рисунок 4.14а. Низкотемпературные (Т0бЛ 450 С) сечения оболочек опытных твэлов характеризуются практически полным отсутствием коррозии. Рост температуры облучения активизирует ее развитие. Максимум ФХВТО расположен в области температур 600-650 С вблизи ВТЭ твэлов. Слабый прирост глубины коррозии стали ниже температуры 550 С обусловлен экранирующим действием переконденсата и заневоливанием сердечника.
С увеличением выгорания и сроков эксплуатации МОКС-топлива глубина коррозии оболочек возрастает. Твэлы ТВ С с максимальным выгоранием 9,23 % т.а. подвержены внутренней коррозии на глубину не более 20 мкм независимо от температуры облучения. Наиболее значительное развитие МКК на глубину до 60-73 мкм зарегистрировано в твэлах вблизи ВТЭ в ТВС с максимальным выгоранием 11,3 и 11,8 % т.а. В интервале температур 600-640 С зависимость глубины коррозии стали от выгорания топливной композиции линейная (рисунок 4.146).
Влияние физико-химического взаимодействия на микротвердость приповерхностных слоев оболочек твэлов иллюстрируют графики на рисунке 4.15. На ранних сроках эксплуатации (максимальная повреждающая доза 55 сна) микротвердость стали в зоне взаимодействия остается на уровне, характерном для матрицы твердого раствора в средних слоях оболочки, независимо от температуры облучения. С увеличением повреждающей дозы появляется прирост микротвердости металла вблизи внутренней поверхности при повышенных температурах облучения, что может являться показателем диффузионного легирования внутритвэльной поверхности оболочек продуктами деления топлива.
Растровая электронная микроскопия и микрорентгеноспектральный анализ свидетельствуют, что внутренняя поверхность оболочек твэлов с МОКС-топливом покрыта плотным слоем отложений, обогащенных U, Ри и продуктами деления (рисунок 4.16а). В спектре продуктов деления присутствуют линии Mo, Pd, Ru, Sn и Те. Достоверного подтверждения присутствия в составе отложений йода и цезия не получено. Прочность механического сцепления отложений с поверхностью металла невелика. Пленка растрескивается от механических нагрузок (шлифовка, растяжение при испытаниях), а также легко удаляется травлением в концентрированной азотной кислоте (рисунки 4.166 и 4.16в соответственно). На чистой внутренней поверхности оболочек четко проявляется зеренный рельеф с формальными признаками МКК. Микроанализ регистрирует Ru, Mo и основные матричные элементы стали.
Топография поверхности разрушения после механических испытаний образцов оболочек твэлов со смешанным топливом не имеет принципиальных отличий от таковой на штатных твэлах. Излом образцов, вырезанных из активной части твэлов, происходит традиционно по типу квазискола. Около внутренней поверхности в изломе имеется зона интеркристаллитного разрушения (рисунок 4.16г). Максимальную ширину (на глубину 5-6 зерен) зона имеет в районе ВТЭ.
Сопоставление механических свойств оболочек с различными типами внутритвэльной коррозии
Кратковременные механические свойства являются важнейшими служебными характеристиками оболочек твэлов БР. Доминирующим фактором, ответственным за деградацию механических свойств оболочек, изготовленных из аустенитных сталей, является радиационное распухание [45, 70, 89]. Физико-химическое взаимодействие материалов топлива и оболочки - другой важный фактор, ограничивающий работоспособность твэлов в условиях высокодозного облучения [44, 91]. Исследование совместного воздействия распухания и внутритвэлыюй коррозии на механические свойства оболочек необходимо для обоснования ресурса штатных и опытных твэлов реактора БН-600.
Особенности коррозии оболочек, изготовленных из стали ЧС-68хд, отражены в главе 4. При температурах менее 450 С внутритвэльная коррозия стали ЧС-68хд развита слабо и не оказывает влияния на механические свойства. Более того, материал оболочки вблизи НТЭ подвержен сильному влиянию радиационного упрочнения [87, 88, 107]. Около ВТЭ (Т0бЛ 570-650 С) степень взаимодействия UO2 и (U,Pu)02 со сталью максимальна, однако распухание материала оболочки не превышает 1-2 %, в силу чего механические свойства после эксплуатации часто остаются удовлетворительными. Для комплексного анализа взаимосвязи распухания, коррозии и механических свойств стали ЧС-68хд наиболее важен участок средней трети АкЗ реактора с относительными координатами в диапазоне ХОТ1, 0,3-0,7. Этот диапазон характеризуется интенсивным радиационным распуханием [67, 89]. Актуальной задачей является дифференцированный анализ оболочек с близкой степенью распухания, но разным характером внутритвэльной коррозии и, в первую очередь, с признаками коррозионного растрескивания (штатные твэлы) и без него (твэлы с МОКС-топливом).
В результате облучения потоком быстрых нейтронов способность к пластической деформации стали ЧС-68хд уменьшается. При повреждающих дозах на уровне 30-40 сна (200-300 эффективных суток эксплуатации) чувствительное падение пластичности штатного материала оболочек твэлов реактора БН-600 отмечено при повышенных температурах испытаний [88]. Увеличение сроков эксплуатации до 400 эффективных суток и более, при соответствующем росте повреждающих доз, сопровождается дополнительным охрупчиванием стали. При этом предел текучести корректно не определяется и утрачивает смысл как характеристика механических свойств. Основной характеристикой конструкционного материала при испытаниях кольцевых образцов на одноосное растяжение становится предел хрупкой прочности - предел прочности образцов с нулевой пластичностью.
На рисунке 5.1 представлены данные, характеризующие поведение предела прочности (предела хрупкой прочности в том числе) оболочек твэлов реактора БН-600, изготовленных из стали ЧС-68хд, в зависимости от распухания, срока эксплуатации и материала топливного сердечника. Результаты получены на кольцевых образцах оболочек из сечений активной части твэлов с относительными координатами Хотн 0,3-0,7 и температурами облучения в интервале от -460 до -580 С. Анализируются две группы твэлов: штатные и опытные с МОКС-топливом.
Массивы данных отображают снижение прочности металла с ростом распухания. Минимальный предел хрупкой прочности образцов оболочек штатных твэлов при распухании -12 % (дозы облучения 76-86 сна) составляет 40-175 МПа (рисунки 5.1а, в). Предел прочности оболочек твэлов штатной ТВС с повреждающей дозой 92,5 сна определен как 10-20 МПа распухание стали 20-24 %) [78]. Значение на графике отсутствует из-за отсутствия базы сравнения. При 12-14 %-ном распухании стали диапазон значений пределов прочности оболочек твэлов с МОКС-топливом - от 40 до 460 МПа (рисунки 5.16, г). В целом для сопоставимых величин радиационного распухания предел прочности оболочек твэлов со смешанным топливом превосходит таковой в случае штатных твэлов. Максимум различий достигает -200 %.
Следует отметить, что метод кратковременных испытаний кольцевых образцов является более консервативным, чем метод испытаний цилиндрических образцов внутренним давлением твердого заполнителя [79]. Тем не менее, испытания кольцевых образцов позволяют получить оперативную информацию о механических свойствах облученной стали с различным характером распухания и повреждениями в результате ФХВТО.
Отрицательное влияние длительности эксплуатации на предел прочности стали ЧС-68хд наиболее наглядно демонстрируется данными испытаний твэлов на основе смешанного топлива (рисунки 5.16, г). С учетом статистического разброса и погрешностей измерений здесь при сопоставимых распуханиях отчетливо прослеживается монотонный характер снижения прочности с увеличением срока (дозы) облучения. Аналогичную зависимость в составе штатных твэлов наблюдать труднее. Отчетливая временная зависимость разупрочнения оболочек, взаимодействующих с сердечником из диоксида урана, для одинаковых распуханиях отсутствует; существенно увеличивается разброс данных (рисунки 5.1а, в). В области распуханий 5-8 % оболочки штатных твэлов, в отличие от твэлов на основе МОКС-топлива, склонны к сильному разупрочнению как при комнатных температурах испытаний, так и при температурах испытаний, равным температуре облучения.
Неодинаковое поведение характеристик прочности оболочек твэлов с разным топливом обусловлено различием в типах коррозионных проявлений ФХВТО, рассмотренных в главе 4. При сопоставимых уровнях межкристаллитного и фронтального типов коррозии, оболочки твэлов с диоксидом урана в диапазоне интенсивного радиационного распухания 0 ,=0,3-0,6) подвержены дополнительному воздействию коррозионного растрескивания. Наличие концентраторов напряжений в форме микротрещин на внутренней поверхности оболочек твэлов способствует ускоренному разрушению (потере прочности при растяжении) образцов при механических испытаниях.
Отрицательное влияние трещин КР на кратковременные механические характеристики стали ЧС-68хд подтверждено экспериментально. Кольцевые образцы оболочки штатного твэла ТВС, облученного в реакторе БН-600 в течение 559 эффективных суток, были подвергнуты кратковременным механическим испытаниям на растяжение до и после химического травления. Целью травления являлось удаление внутреннего дефектного слоя металла толщиной 30-70 мкм. Для испытаний отбирались образцы, вырезанные из газовой полости твэла и с различных по высоте активной части сечений, в которых радиационное распухание (S=AV/V) стали составляло от 0,1 до 9,4 %. Испытания проводились при комнатной и повышенной температурах. Данные представлены на рисунке 5.2.
Установлено, что механические свойства образцов из газовой полости и областей оболочки с малым распуханием (S=0,1-0,2 %), не имеющих на внутренней поверхности трещин КР, практически не чувствительны к травлению: прочностные характеристики до и после травления находятся на одном уровне, пластические - изменяются в пределах погрешности измерений. Химическое травление образцов из средней трети активной части (Х0Тн - 0,3-0,6) однозначно улучшает их механические свойства. Предел прочности образцов, наиболее подверженных КР и, имеющих распухания 7-10 %, в результате травления повышается на 150-200 МПа. Хрупкое состояние материала образцов при этом сохраняется. У образцов с меньшей степенью распухания (S- 4,6 %) после травления частично восстанавливается пластичность (50бщ 2-3 %) в сравнении с идентичными хрупкими нетравлеными образцами. Пределы прочности и текучести при этом изменяются слабо. Положительное влияние на механические свойства образцов процедуры удаления с их внутренней поверхности трещин КР также иллюстрируют данные таблицы 5.1.
Экспериментальные данные со стравливанием внутренних слоев образцов наглядно демонстрируют разупрочняющее и охручивающее влияние фактического коррозионного состояния внутренней поверхности на механические характеристики оболочек твэлов. Показательно, что при сопоставимых значениях распухания, предел прочности материала оболочек штатных твэлов, после удаления с его поверхности микротрещин КР, достигает значений, характеризующих оболочки твэлов с МОКС-топливом, в которых микротрещины КР не образуются (рисунок 5.16). При этом очевидно, что в области распуханий более 6 % прочностные характеристики оболочек твэлов со смешанным топливом снижаются под влиянием радиационной пористости, а вклад влияния внутритвэльной МКК незначителен.
