Содержание к диссертации
Введение
1. Основные закономерности влияния облучения на сплавы циркония (аналитический обзор)
1.1 Изменение структуры 21
1.2 Радиационное упрочнение и анизотропия механических свойств
1.3 Радиационный рост 30
1.4 Радиационно-термическая ползучесть 41
1.5. Коррозия 48
Выводы по главе 1 53
2. Материалы для исследования, методики облучения и исследования облученныхобразцов и изделий
2.1 Обоснование выбора материалов и объектов для 54
исследований
2.1.1 Выбор состава сплавов 54
2.1.2 Выбор заготовок для образцов 56
2.1.3 Образцы для кратковременных испытаний на растяжение 60
2.1.4 Образцы для изучения радиационного роста 61
2.1.5 Образцы для изучения деформирования под действием механических нагрузок
2.1.6 Объекты для изучения коррозионной стойкости 69
2.2 Методики облучения образцов 69
2.3 Параметры испытаний в эксплуатационных условиях 74
2.4 Методики исследований облученных образцов 78
2.4.1 Механические испытания 78
2.4.2 Испытания на длительную прочность 79
2.4.3 Измерение геометрических размеров 81
2.4.4 Исследование коррозионной стойкости 83
2.4.5 Трансмиссионная электронная микроскопия 84
Выводы по главе 2 85
3. Механические свойства при кратковременных испытаниях на растяжение
3.1 Кольцевые образцы 86
3.2 Анизотропия механических характеристик 94
3.3 Влияние послерадиационного отжига 98
Выводы по главе 3 98
4. Радиационный рост сплавов циркония 100
4.1 Размерные изменения изделий из циркониевых сплавов 101 реактора СМ-2
4.2 Влияние легирования 106
4.3 Влияние холодной деформации и схемы прокатки 107
4.4 Другие способы подавления радиационного роста циркониевых сплавов
4.4.1 Влияние закалки и гидроимпульсной обработки 111
4.4.2 Влияние высокотемпературных отжигов 112
4.4.2.1 Зависимости от флюенса нейтронов 112
4.4.2.2 Структурные особенности 114
4.5 Стадия ускоренного роста 122
4.6 Анизотропия радиационного роста 124
4.7 Связь радиационного роста с радиационными повреждениями структуры
4.7.1 Нелегированный цирконий 129
4.7.2 Сплав Э110 131
4.7.3 Сплав Э635 135
4.8 Влияние послерадиационных отжигов 140
4.8.1 Размерные изменения 140
4.8.2 Структурные изменения при послерадиационном отжиге 143
Выводы по главе 4 147
5. Сопротивление деформированию при длительном механическом нагружении
5.1 Деформирование при растягивающей нагрузке 150
5.2 Деформирование труб НК при сжимающей осевой нагрузке 153
5.3 Длительная устойчивость и изменение диаметра труб под 155 действием наружного давления и реакторного облучения
5.4 Деформирование оболочечных труб под действием 158
внутреннего газового давления
5.4.1 Зависимость от параметров облучения 158
5.4.2 Анизотропия деформирования 164
5.4.3 Влияние предварительного высокотемпературного отжига 165
5.4.4 Влияние радиационного упрочнения 165
5.5 Длительная прочность оболочек из сплава Э110 168
Выводы по главе 5 171
6. Коррозия конструкционных компонентов твс при длительной эксплуатации
6.1 Коррозия в реакторах кипящего типа 173
6.1.1 Коррозия сплава Э110 173
6.1.1.1 Оболочки твэлов 173
6.1.1.2 Дистанционирующие решётки 178
6.1.2 Коррозия сплава Э635 179 6.2 Коррозия в реакторах с водой под давлением 181
6.2.1 Коррозия сплава Э110 182
6.2.1.1 Окисление оболочек твэлов 182
6.2.1.2 Изменение микроструктуры сплава Э110 при коррозионном и радиационном воздействии
6.2.1.3 Дистанционирующие решётки 187
6.2.2 Коррозия сплава Э635 189
6.2.2.1 Окисление изделий из сплава Э635 189
6.2.2.2 Изменение микроструктуры сплава Э635 при коррозионном и радиационном воздействии
6.2.2.3 Связь окисления с радиационным изменением структурных характеристик сплавов
Выводы по главе 6 200
Заключение 203
Список использованых источников
- Радиационное упрочнение и анизотропия механических свойств
- Образцы для изучения деформирования под действием механических нагрузок
- Анизотропия механических характеристик
- Другие способы подавления радиационного роста циркониевых сплавов
Введение к работе
Актуальность
Циркониевые сплавы широко используются в качестве конструкционных материалов активных зон (A3) водоохлаждаемых ядерных энергетических установок (ЯЭУ), которые эксплуатируются в жёстких условиях воздействия облучения, высоких температур, тепловых и механических нагрузок, теплоносителя и других неблагоприятных факторов [1]. Стойкость к этим воздействиям в значительной степени определяет работоспособность активной зоны в целом.
Создание экономичных и безопасных ЯЭУ, а также модернизация действующих АЭС во многом зависят от резервов работоспособности циркониевых сплавов, используемых в конструктивных элементах A3. Для определения этих резервов необходимо знать свойства конструкций из циркониевых сплавов при условиях, имитирующих или моделирующих режимы эксплуатации действующих и усовершенствованных A3 ЯЭУ, главным образом при высоких дозах реакторного облучения.
Учёт влияния реакторного облучения играет значительную роль, так как его воздействие может приводить к существенному изменению свойств сплавов циркония в зависимости от температуры (Тобл), флюенса нейтронов (F), плотности нейтронного (f) и теплового (qs) потоков, времени облучения (т), состава окружающей среды, механических напряжений (су) и др. Для расчёта напряженно-деформированного состояния (НДС) конструкций из циркониевых сплавов необходимы знания о механических свойствах при кратковременном нагружении, сопротивлении деформированию при разных видах длительного механического нагружения, радиационном росте и коррозии этих материалов. Получение таких основополагающих сведений о циркониевых материалах при высокодозном облучении может не только повлиять на изменение регламентированных режимов работы ЯЭУ, но и в совокупности с другими аспектами реакторостроения использоваться по оптимизации технологии производства и конструирования A3.
В России в качестве основного материала для оболочек твэлов, работающих в реакторах типа ВВЭР и РБМК, применяется сплав ЭПО (Zr-1 %Nb), обладающий высокой коррозионной стойкостью в воде под давлением. Однако он обладает недостаточно высокими (с точки зрения западных лицензионных требований) прочностными характеристиками и сопротивлением ползучести. Проводятся работы по оптимизации его состава [2]. Основное назначение использования другого отечественного сплава Э125 (Zr-2,5 %Nb) - канальные и каркасные трубы в реакторах РБМК и чехлы топливных кассет в реакторах ВВЭР. В качестве альтернативного
материала для оболочек твэлов проверяется многокомпонентный сплав Э635, превосходящий другие циркониевые сплавы по сопротивлению ползучести, радиационному росту и нодулярной коррозии. Указанные преимущества сплава Э635 позволили использовать его в качестве материала центральных труб (ЦТ), направляющих каналов (НК) и уголков каркаса (УК) в ТВС нового поколения (ТВСА и ТВС-2) реакторов ВВЭР [3].
Изучение поведения под облучением сплавов Э110 и Э635 штатного состава является необходимой основой для планомерного выбора направлений совершенствования циркониевых материалов и включает исследования радиационного роста, стойкости к деформированию при длительных нагрузках, радиационного упрочнения, коррозии и микроструктурных характеристик облучённых образцов. Эти исследования выполняются в соответствии с решением Правительства от 25 мая 2000 г. «Стратегия развития атомной энергетики в первой половине XXI века» и в рамках федеральных целевых (ФЦП) и отраслевых программ (ОП): ФЦП «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года»; ФЦП «Технологическая база», раздел ядерные технологии нового поколения, п.п. № 153; Отраслевая программа «Эффективное топливоиспользование на АЭС на период 2008-2010 годы и на перспективу до 2015 года» и Программой ОАО «ТВЭЛ» «Обеспечение потребностей атомной энергетики и промышленности конкурентоспособными циркониевыми материалами и изделиями», рассчитанной на 2009-2015 годы.
Особое значение имеет получение данных по радиационной стойкости циркониевых материалов при высоких дозах реакторного облучения, поскольку с их помощью можно оценить ресурс конструкций A3, а также определить эксплуатационные резервы для продления их срока службы и оптимизации температурных, дозных и силовых режимов эксплуатации. С ростом дозы облучения может увеличиваться различие свойств сравниваемых материалов, поэтому эксперименты с облучением базовых циркониевых сплавов до высоких флюенсов нейтронов необходимы для выбора наилучших вариантов материалов и направлений их совершенствования применительно к конструкциям новых проектов A3.
Цель работы
Выявление закономерностей влияния высокодозного реакторного облучения на циркониевые сплавы и создание базы экспериментальных данных их радиационной стойкости как основы для использования в разработках по оптимизации режимов эксплуатации (в том числе увеличения ресурса) изделий активных зон
водоохлаждаемых атомных реакторов и совершенствования технологий и конструкций этих изделий в новых проектах энергоблоков. Основные задачи
-
Выявление закономерностей изменения механических свойств циркониевых сплавов от основных параметров облучения и испытания. Создание базы справочных данных по кратковременным механическим свойствам облучённых до высоких флюенсов нейтронов образцов из сплавов Э110, Э125 и Э635.
-
Выявление закономерностей изменения деформации радиационного роста труб и модельных образцов из сплавов Э110, Э125 и Э635 от структурного состояния и флюенса нейтронов для расширения возможностей прогнозирования и экспериментального обоснования способов снижения размерных изменений элементов A3 при длительной эксплуатации.
-
Выявление закономерностей воздействия послерадиационного отжига на радиационный рост и радиационные повреждения циркониевых материалов.
-
Установление закономерностей деформационного поведения оболочечных труб, направляющих каналов, центральной трубы и уголков каркаса из сплавов Э110 и Э635 в экспериментах, моделирующих напряжённо-деформированное состояние компонентов конструкции ТВС ВВЭР-1000 в процессе длительной эксплуатации.
5. Формирование базы экспериментальных данных, обеспечивающей
предпосылки к совершенствованию технологии производства и эксплуатации
элементов активных зон из сплавов циркония с учётом закономерностей эволюции
радиационных дефектов и трансформации структурных составляющих в этих сплавах
под действием высокодозного реакторного облучения.
6. Получение и анализ экспериментальных данных по коррозионной стойкости
сплавов Э110 и Э635 на базе исследований оболочек твэлов и других элементов
конструкции ТВС после длительной эксплуатации (вплоть до 6 лет) в воде под
давлением и в условиях кипения теплоносителя водоохлаждаемых ЯЭУ как основы для
обоснования их ресурса.
Научная новизна работы
1. Показано, что изменения механических характеристик сплавов Э110 и Э635 не зависят от флюенса быстрых нейтронов (F) в диапазоне его изменения от 10 м" до 3,8x10 м" . При этом уровень радиационного упрочнения коррелирует с равновесной концентрацией радиационных дефектов, зависящей от соотношения температуры
1 Здесь и далее, если специально не указано, под быстрыми нейтронами подразумеваются нейтроны с энергией Е>0,1МэВ.
облучения (Тобл) и плотности потока нейтронов (f). Высокодозное облучение изменяет анизотропию предела текучести оболочечных труб.
2. Установлены закономерности радиационного роста модельных образцов
сплавов циркония в зависимости от флюенса нейтронов при облучении в области
Тобл~310-420 С, определяющие анизотропный характер размерных изменений и
наступление стадии ускоренного роста, которые служат основой для выработки
рекомендаций по использованию этих материалов в элементах конструкций ТВС
водоохлаждаемых ЯЭУ с целью повышения их размерной стабильности.
-
Установлена корреляция появления стадии ускоренного роста в сплавах Э110 и Э635 с особенностями эволюции радиационных повреждений структуры в каждом сплаве: количественными и качественными отличиями трансформации фазовых выделений, связанных с перераспределением легирующих элементов между частицами и твёрдым раствором, а также разным темпом накопления радиационно-индупированных выделений и дислокаций <с>-типа.
-
Показано, что послерадиапионный отжиг при ТОТЖ=450-550 С, снижающий эффект радиационного упрочнения, приводит к незначительному (< 0,1 %) изменению размеров предварительно облучённых образцов циркониевых материалов. При проведении его в промежутке между стадиями облучения увеличивается инкубационный период до наступления стадии ускоренного радиационного роста вследствие возврата структуры.
5. Установлено, что формирование реечной структуры с мелкодисперсными
выделениями на границах реек, обеспечивающей в процессе облучения эффективные
стоки для точечных дефектов междоузельного типа, достигаемой отжигом
циркониевого сплава в (3-фазной области, приводит к подавлению радиационного
роста. Аналогичный эффект обеспечивается также за счёт формирования
квазиизотропной структуры (т.е. с отсутствием текстуры) при скоростной
высокочастотной (СВЧ) обработке труб и получения дефектной структуры,
благоприятной для снижения концентрации точечных дефектов, при использовании
гидроимпульсной (ГИО) обработки (патент РФ) пластин.
6. Установлены закономерности деформирования при длительном нагружении в
условиях облучения модельных для компонентов ТВС (оболочек твэлов,
направляющих каналов, центральных труб и уголков каркаса) образцов в зависимости
от осевого растяжения и сжатия, воздействия наружного и внутреннего давления на
трубчатые образцы. Различия, обусловленные составом сплавов Э110 и Э635,
учитываются расчётным моделированием НДС соответствующих компонентов при их
эксплуатации в активных зонах ЯЭУ.
7. Показано, что при длительной (до 6 лет) экспозиции в водоохлаждаемых ЯЭУ скорость и характер окисления оболочек твэлов и компонентов ТВС различаются в зависимости от используемого материала (сплав Э110 или Э635), от наличия или отсутствия кипения теплоносителя и от контакта с другими материалами. Сплав Э110 слабо окисляется в условиях реакторов ВВЭР, а сплав Э635 не склонен к коррозии очагового типа, которая наблюдается у сплава Э110 при наличии кипения водного теплоносителя в условиях облучения.
Практическая значимость результатов работы
Полученные данные по кратковременным механическим свойствам облучённых образцов и радиационному формоизменению циркониевых сплавов Э110 и Э635 при воздействии механического нагружения и при его отсутствии позволяют оценить предельные уровни напряжений и деформаций оболочек твэлов и других элементов ТВС в процессе длительной эксплуатации, а также при других видах обращения с топливными сборками.
Результаты исследований образцов использованы и используются для обоснования работоспособности твэлов и ТВС реактора ВВЭР-1000 при разработке соответствующих технических проектов и подтверждены результатами исследований ТВС, отработавших в течение кампаний с различной (вплоть до 6 лет) длительностью.
Полученные данные по характеристикам радиационной стойкости сплавов циркония используются при проектировании изделий активных зон ЯЭУ различного назначения и при разработке технологии обращения с этими изделиями на протяжении всего цикла применения как справочные данные, часть из которых имеет официальный статус рекомендованных справочных данных. Эти сведения вошли в раздел «Конструкционные материалы» отраслевой базы данных, разработанной в МИФИ. В результате исследований радиационной стойкости циркониевых сплавов при высокодозном облучении была расширена возможность прогнозирования размерных изменений изделий (оболочек твэлов, НК, ЦТ и уголков каркаса ТВС ВВЭР-1000) из циркониевых сплавов.
На основе проведённых исследований предложены эффективные способы снижения размерных изменений элементов конструкции A3 ЯЭУ: использование менее склонного к изменению размеров под облучением сплава Э635, применение эффективных термообработок (СВЧ, ГИО, и отжиг из (3-фазной области) и послерадиационного отжига на промежуточной стадии эксплуатации. Это приводит к увеличению инкубационного периода до начала стадии ускоренного радиационного формоизменения и ресурса эксплуатации в целом.
Основные положения, выносимые на защиту
-
Изменения механических свойств образцов из сплавов циркония, облучённых до высоких доз, соответствуют модели накопления и отжига радиационных дефектов, разработанной в диссертации. Данная модель устанавливает связь изменения механических свойств сплава ЭПО с параметрами образующихся радиационных дефектов и характеристиками облучения и отжига. Эти свойства обобщены в виде справочных данных и рекомендованы для использования в расчётах конструкций ТВС водоохлаждаемых ЯЭУ. Облучение изменяет анизотропию предела текучести труб из этих материалов.
-
В процессе облучения сплавов ЭПО и Э635 в области температур 310-420 С быстрыми нейтронами с ростом флюенса происходит анизотропное изменение их размеров и изделий из них. Начиная с некоторого критического значения флюенса, зависящего от состава сплава и температуры, наступает стадия ускоренного радиационного роста, которая у сплава Э635 имеет более длительный инкубационный период и меньший темп прироста деформации, чем у сплава ЭПО.
-
Промежуточный послерадиационный отжиг сплавов циркония при Т0тж= 450-550 С сопровождается возвратом структуры сплава к исходному до облучения состоянию. Промежуточный послерадиационный отжиг приводит к увеличению инкубационного периода до начала стадии ускоренного роста образцов.
-
Скоростная высокочастотная и гидроимпульсная обработки, а также отжиг в диапазоне температур формирования (3-фазной области сплавов циркония до облучения, оказывают влияние на снижение их радиационного роста. Каждый из видов обработки обладает своими особенностями влияния на структуру исходного сплава. Методика гидроимпульсной обработки сплавов защищена патентом РФ.
5. На специально приготовленных образцах сплавов ЭПО и Э635, вырезанных из
заготовок, идущих на изготовление оболочек твэлов и элементов конструкций
тепловыделяющих сборок (ТВС), выявлены закономерности изменения их формы и
размеров при облучении и деформирующей нагрузке, создающей растяжение и
сжатие в продольном и поперечном направлениях. Эти закономерности служат
основой для расчётного моделирования напряженно-деформированных состояний
оболочек твэлов и элементов конструкций ТВС при их эксплуатации в реакторах
типа ВВЭР.
6. Выявлены закономерности коррозионного поведения и изменения микроструктуры
готовых изделий из сплавов ЭПО и Э635, испытанных в условиях кипящего
теплоносителя (РБМК-1000, АМБ-100, ВК-50) и в воде под давлением (ВВЭР-1000)
атомных реакторов при экспозиции до 6 лет, служащие экспериментальным обоснованием для оценки ресурса ТВС водоохлаждаемых ЯЭУ и выбора материала для соответствующих элементов этих ТВС.
Достоверность научных положений, результатов и выводов
Использование экспериментальных результатов по механическим, коррозионным характеристикам и стойкости к радиационному формоизменению сплавов Э110 и Э635 при проектировании изделий A3, признание статуса рекомендованных справочных данных (для кратковременных механических свойств) и успешный опыт эксплуатации этих изделий в отечественных ЯЭУ, подтверждённый результатами исследований отработавших ТВС, свидетельствует об их достоверности. Научная обоснованность положений и выводов подтверждается согласованностью результатов, полученных при исследовании модельных образцов, облучённых в исследовательских ядерных реакторах, и элементов ТВС, эксплуатировавшихся в A3 энергетических реакторов, соответствием их современным представлениям физики радиационных повреждений и конденсированного состояния и непротиворечивостью с известными результатами других исследователей циркониевых материалов.
Личный вклад автора
Информационный массив экспериментальных данных по влиянию высокодозного облучения на механические свойства, радиационный рост, сопротивление деформированию при длительном механическом нагружении, коррозию и структурные параметры сплавов циркония получен при непосредственном участии автора. Значительная часть этого массива накоплена в рамках научно-исследовательских тем по договорам с ВНИИНМ, в которых автор являлся руководителем или ответственным исполнителем.
Сведения о радиационной стойкости циркония и сплавов на его основе были обобщены в виде справочных материалов по реакторному материаловедению в соавторстве с А.Е. Новосёловым.
Исследования структурно-фазового состояния облучённых сплавов циркония, развитие представлений об их радиационной повреждаемости и её корреляции с механическими характеристиками и радиационным формоизменением образцов и изделий проведены в составе группы исследователей, включающих В.Н. Шишова, З.Е. Островского, А.В. Обухова.
Проведённые под научным руководством автора исследования позволили коллективу сотрудников с участием И.Н. Волковой и Г.И. Маёршиной оценить коррозионное состояние оболочек твэлов и элементов конструкции ТВС из сплавов Э110 и Э635 после длительной эксплуатации в реакторах типа ВВЭР и РБМК.
Экспериментальные результаты и их трактовка автором инициировали работы по моделированию процессов, происходящих в сплавах циркония под действием облучения. С активным участием В.В. Светухина разработаны модели роста ниобиевых преципитатов в сплаве Э110 под действием облучения и коррозии элементов конструкции ТВС из сплава Э635 при эксплуатации в реакторе ВВЭР-1000.
Цели и задачи работы сформулированы лично автором.
Апробация работы
Основные положения и результаты работы доложены на 1-3-й всесоюзных и 4-10-й российских конференциях по реакторному материаловедению (г. Димитровград, 1980-2013 гг.); международных конференциях по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению (г. Алушта, Украина, 1990 г., 2000 г. и 2008 г.); 11-17-й Международных симпозиумах АСТМ «Цирконий в ядерной промышленности» (Германия, 1995 г.; Канада, 1998 г.; Франция, 2001г.; Швеция, 2004 г.; США, 2007 г.; КНР, 2010 г; Индия 2013 г.); 5-й Международной конференции «Поведение топлива ВВЭР, моделирование и экспериментальная поддержка» (Болгария, Альбена, 2003 г); V Научно-практической конференции материаловедческих обществ России «Цирконий: металлургия, свойства, применение» (Ершово, 2008 г.), 4-6-й Международных Уральских семинарах «Радиационная физика металлов и сплавов» (Снежинск, 2001 г., 2003 г., 2005 г.), 11-м Межотраслевом совещании «Радиационная физика твёрдого тела» (Севастополь, Украина, 1992 г.), Научно-технических конференциях ОАО «ТВЭЛ» НТК-2004 (Глазов, 2004 г.) и НТК-2008 (Москва, 2008 г.), XLV Зимней школе ПИЯФ им. Б.П. Константинова РАН по физике и технике реакторов (Рощино, 2011 г.), Всероссийской научной конференции «Материалы ядерной техники: инновационные ядерные технологии - МАЯТ-2007» (Звенигород, 2007 г.), многих семинарах и двухсторонних встречах с российскими и зарубежными специалистами, заседаниях КНТС по реакторному материаловедению.
Публикации
По тематике диссертации опубликовано 49 основных работ, включая одну монографию, 20 статей в рекомендуемых ВАК РФ рецензируемых журналах, 12 публикаций в журналах и сборниках трудов международных конференций и симпозиумов, входящих в международные базы цитирования, один патент РФ и 15 публикаций в других журналах и изданиях.
Объем и структура работы
Диссертация состоит из введения, шести глав, заключения, списка литературы; изложена на 233 страницах, содержит 77 рисунков, 24 таблицы, список цитируемой
литературы из 192 наименований и приложения с актами об использовании результатов диссертационной работы.
Радиационное упрочнение и анизотропия механических свойств
В России в качестве основного материала для оболочек твэлов, работающих в водоохлаждаемых атомных реакторах типа ВВЭР и РБМК, применяется сплав Э110 (Zr-1 %Nb), обладающий высокой коррозионной стойкостью в воде под давлением. Однако он обладает недостаточно высокими (с точки зрения западных лицензионных требований) прочностными характеристиками и сопротивлением ползучести. Проводятся работы по оптимизации его состава [5]. В качестве альтернативного материала для оболочек твэлов проверяется многокомпонентный сплав Э635, превосходящий другие циркониевые сплавы по сопротивлению ползучести, радиационному росту и очаговой (нодулярной) коррозии. Указанные преимущества сплава Э635 позволили использовать его в качестве материала центральных труб (ЦТ), направляющих каналов (НК) и уголков каркаса (УК) в ТВС нового поколения (ТВСА и ТВС-2) реакторов ВВЭР [6, 7].
Использование в настоящее время циркониевого сплава Э635 в качестве материала оболочек твэлов, направляющих каналов (НК), центральных труб (ЦТ) и уголков каркаса (УК) в составе ТВС реакторов ВВЭР-1000 требует глубокого обоснования их эксплуатационной надежности в связи с увеличением срока эксплуатации и глубины выгорания топлива.
Вопросы оптимизации легирующего и примесного состава отечественных циркониевых сплавов с точки зрения повышения их размерной стабильности под действием нейтронного облучения вызывают в настоящее время значительный интерес. Актуальной зад ачей является изучение радиационной повреждаемости модельных образцов, изготовленных различными способами на основе базовых сплавов Э110 и Э635 с модифицированием их составов. В связи с планируемым переходом производства изделий из циркониевых сплавов на губчатую основу требуются также данные исследований радиационной повреждаемости сплавов циркония на этой основе.
Вместе с тем изучение поведения под облучением сплавов Э110, Э125 и Э635 штатного состава является необходимой основой для планомерного выбора направлений совершенствования циркониевых материалов и включает исследования радиационного роста, стойкости к деформированию при длительных нагрузках, радиационного упрочнения, коррозии, а также микроструктурных характеристик облученных образцов. Эти исследования проводились и продолжают осуществляться в соответствии с решением Правительства Российской Федерации от 25 мая 2000 г. «Стратегия развития атомной энергетики в первой половине XXI века » и в рамках федеральных целевых (ФЦП) и отраслевых программ и других документов:
Решение совместного заседания научного совета по атомной энергетике и научно-технического совета №4 «Топливо и специальные ядерные материалы». По мере накопления данных и установления корреляций между поведением макроскопических характеристик исследуемых сплавов и состоянием соответствующих структурных составляющих, постепенно достигается лучшее понимание механизмов радиационного повреждения циркониевых материалов. Как показали исследования, эволюция структурно-фазового состояния во время облучения и соответствующее изменение свойств циркониевых материалов зависят от множества факторов, учет которых весьма сложен. Так, например, небольшие изменения состава циркониевого сплава по основным легирующим элементам (даже в пределах менее одного процента) под действием облучения могут кардинально изменить их фазовый состав и дислокационную структуру, а соответственно и стойкость к радиационному формоизменению.
Особое значение имеет получение дан ных по радиационной стойкости циркониевых материалов при высоких дозах реакторного облучения, поскольку с их помощью можно оценить ресурс изделий АЗ, а также определить эксплуатационные резервы для продления их срока службы и оптимизации температурных, дозных и силовых режимов эксплуатации. С ростом дозы облучения может увеличиваться различие свойств сравниваемых материалов, поэтому эксперименты с облучением базовых циркониевых сплавов до высоких флюенсов нейтронов необходимы для выбора наилучших вариантов материалов и направлений их совершенствования применительно к изделиям новых проектов АЗ.
Образцы для изучения деформирования под действием механических нагрузок
Для исследования коррозии циркониевых материалов использовали фрагменты элементов ТВС, отработавших в реакторах типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000, ВК-50, РБМК-1000 и в испарительном канале реактора АМБ-100 первого блока Белоярской АЭС в штатных режимах в течение различного времени, в том числе до 6 лет. Из этих фрагментов из участков, расположенных в ТВС на различных высотных уровнях, вырезали на отрезном станке в защитной камере образцы для исследований на металлографических шлифах с целью определения характера окисления, толщины оксидной пленки и морфологии гидридной фазы.
Изготовление шлифа включало закрепление образца в обойме, его шлифовку и полировку до получения поверхности нужного качества. Для закрепления образца в обойме использовали сплав Вуда или эпоксидную смолу. Шлифовку и полировку образца в обойме осуществляли на шлифовально-полировальных станках с использованием в качестве абразивного материала шлифовальной бумаги (SiC) с последовательно уменьшающимся размером зерна. Полировку осуществляли на тех же станках с использованием алмазной пасты.
Подготовка шлифов к исследованиям заключалась в их тщательной промывке и сушке. При анализе микроструктуры подготовка шлифов состояла в выявлении элементов структуры с помощью химического травления. После травления шлифы промывали спиртом и осушали с помощью фильтровальной бумаги.
Из фрагментов элементов ТВС вырезали также образцы для определения содержания в них водорода, поглощенного циркониевым материалом в процессе коррозии в теплоносителе атомного реактора. Пробы для проведения анализа представляли собой фрагменты длиной по 2 мм, которые вырезали из образцов в защитной камере с помощью диска с алмазным напылением при наличии охлаждения водой. Для повышения достоверности измерений использовали по два фрагмента от каждого образца.
Для выполнения экспериментов по облучению образцов циркониевых сплавов, предусматривающих исключение факторов коррозионного воздействия на образцы в процессе реакторного облучения, были разработаны испытательные устройства, в которых образцы размещали в инертной для циркониевых сплавов среде (гелий или натрий). В процессе длительных реакторных испытаний трудно было обеспечить «инертность» среды на протяжении всего эксперимента по облучению, и в некоторых случаях, несмотря на тщательную очистку от примесей, образцы неконтролируемым образом могли поглощать содержащийся в окружающей рабочей среде водород (при консервативных оценках поглощение водорода в определенной степени имитировало реальные процессы, происходящие в изделиях активных зон из циркониевых сплавов). С целью предотвращения циркониевых сплавов от наводороживания в процессе реакторных испытаний образцы, используемые в экспериментах, предварительно автоклавировали в воде под давлением при температуре 320 С в течение 72 ч для создания на их поверхности защитной оксидной пленки толщиной 0,5–1,0 мкм. Это позволило добиться исключения эффектов дополнительной радиационной повреждаемости образцов, связанных с поглощением ими водорода.
Условия облучения образцов выбирали исходя из того, что, во-первых, необходимо было обеспечить за сравнительно короткое время высокие уровни флюенсов нейтронов (повреждающих доз), при которых наблюдаются заметные эффекты радиационного повреждения; во-вторых, температура облучения должна соответствовать температурным условиям эксплуатации циркониевых изделий активных зон водоохлаждаемых атомных реакторов (310–360С). Одним из наиболее подходящих для проведения радиационных испытаний, удовлетворяющих указанным условиям, является реактор БОР-60 [131].
Для проведения экспериментов по облучению образцов циркониевых сплавов в реакторе БОР-60 были разработаны облучательные устройства разного типа. На первых этапах образцы размещали в нержавеющие ампулы, которые заполняли натрием и герметизировали. Ампулы, помещали в облучательное устройство (ОУ), охлаждаемое натриевым теплоносителем. ОУ конструкции такого типа размещали в периферийных ячейках реактора БОР-60. Для предотвращения притока тепла от соседних ячеек в окружающих ОУ ячейках размещали сборки, не содержащие топлива. Постепенно конструкции ОУ совершенствовались. Большинство экспериментов по облучению образцов циркониевых сплавов выполнено с использованием теплоизолированных ОУ разборного типа (рис. 2.3).
Конструкция ОУ разборного типа позволяет периодически между микрокампаниями (этапами облучения) извлекать образцы из подвески с образцами, проводить измерения размеров образцов в защитной камере и затем вновь возвращать их в реактор в составе ОУ для дальнейшего облучения. Это позволяет получать дозные зависимости размерных изменений на одних и тех же образцах. Применение такого подхода с использованием в каждом эксперименте нескольких (в зависимости от наличия пространства для размещения образцов в подвеске) идентичных образцов позволяет точнее отслеживать стадии изменения размерных характеристик образцов с ростом дозы облучения.
Для обоснования конструкции облучательного устройства и обеспечения требуемых параметров облучения, проведен комплекс расчетов и стендовые эксперименты. На основании предварительных нейтронно-физических и теплофизических расчетов, учитывающих, в том числе, и дату начала облучения, выбирали ячейки реактора, в которых планировалос ь проведение радиационных испытаний. Расчетные характеристики условий облучения верифицировали экспериментальными данными, полученными в специальных методических экспериментах с использованием инструментованной ячейки пятого ряда Д-23, в которой предусмотрен контроль температуры с помощью термопар.
Анизотропия механических характеристик
В процессе выполнения работы в НИИАР было получено подавляющее большинство сведений о радиационном росте отечественных сплавов циркония, поскольку здесь реализовано уникальное сочетание возможностей облучательной базы в виде высокопоточных реакторов БОР-60 и СМ-2, материаловедческого комплекса с защитными камерами, транспортной технологией, а также приборами и установками для измерений размеров и структурных исследований материалов. Получение такой информации в других научных центрах затруднено, так как для получения эффектов размерных изменений на образцах циркониевых сплавов необходимы высокие потоки нейтронов или весьма длительные (больше 10 лет) экспозиции образцов в соответствующих низкопоточных исследовательских реакторах.
Поскольку данные по радиационному росту образцов получены в экспериментах по облучению в энергетических спектрах потока нейтронов, отличающихся от соответствующих параметров облучения активных зон энергетических реакторов, то они требовали корректировки, учитывающей соблюдение подобия по условиям облучения. С этой целью можно воспользоваться известной в теории твердого тела моделью эквивалентной радиационной повреждаемости материалов, в соответствии с которой подсчитывается количество смещений, вызываемых воздействием энергетических частиц, на атом кристаллической решетки. Однако, применить такую корректировку для прогнозирования радиационного формоизменения изделий в энергетических реакторах не всегда удается, так как параметры нейтронных потоков в них чаще всего известны лишь весьма приблизительно. Тем не менее, полученные в ходе экспериментов эффекты изменения структуры и формоизменения под действием высокодозного облучения позволяют предвидеть и учитывать возможные особенности поведения изделий при эксплуатации в активных зонах.
Наглядным практически значимым проявлением радиационного роста циркониевого сплава является произошедшее в высокопоточном исследовательском реакторе СМ-2 значительное изменение размеров центрального канала из сплава Э125 в исходном отожженном состоянии при температуре 550С в течение 5 ч. Радиационный рост привёл к сужению внутреннего проходного сечения. За 2,5 года эксплуатации центрального канала флюенс нейтронов с энергией Е 0,1 МэВ на уровне центральной плоскости активной зоны достиг 9,11026 м-2 (около 82 сна). Измерения фрагмента трубы центрального канала показали, что наружный диаметр части канала, расположенного в активной зоне, существенно (более, чем на 2 мм) уменьшился. С ростом дозы облучения наблюдали линейное уменьшение диаметра от исходного до минимального значения (рис. 4.1). Комплексные исследования [10, 118, 123], включающие определение дозных зависимостей изменения плотности материала канальной трубы и объема элементарной ячейки, а также изменения этих характеристик от послерадиационного отжига при температуре 500 С в течение 1 ч, показали, что изменение размеров из-за изменения объема материала было на порядок меньше, чем экспериментально измеренные значения. Так, макроскопическая плотность сплава Э125 и объём кристаллической решётки постепенно увеличивались с ростом флюенса нейтронов и достигли 0,43 и 0,35% соответственно при максимальном значении F. Отжиг при температуре 500С в течение 1 ч привёл к полному возврату изменений объёма элементарной ячейки. Принимая во внимание, что при этой температуре происходит почти полный отжиг радиационных дефектов, накопившихся в сплаве в процессе облучения [], можно предположить, что именно радщиационные дефекты вызывают наблюдаемое изменение объёма элементарной ячейки.
Однако отжиг при температуре 500С в течение 1 ч не вызвал заметного изменгения макроскопической плотности облучённого сплава. Для объяснения этого результата рассчитаем среднее число атомов, приходящихся на одну элементарную ячейку сплава, облучённого до максимального флюенса нейтронов и отожжённого при температуре 500С в течение 1 ч:
Значение п = 2,02, что превышает среднее число атомов на элементарную ячейку необлучённого сплава на 1%. По-видимому, «лишние» атомы могут находиться в междоузельных положениях либо образовывать зародыши более плотного, чем матрица, химического соединения. При нейтронном облучении произошло заметное легирование сплава Э125 молибденом, образовавшимся в результате ядерных реакций. Массовая доля молибдена увеличилась до 0,7% с ростом флюенса нейтронов до максимального значения. Поскольку масимальная растворимость молибдена в ос-цирконии не превышает 0,2% [145], весь молибден будет образовывать интерметаллид ZrMo2. Значение атомного объёма решётки интерметаллида л-3 3 (18,1x10 нм) примерно на 20% меньше, чем решетки циркония. Таким образом, наличием более плотной фазы можно объяснить наблюдаемый экспериментально прирост плотности материала канала.
Однако изменением объёма элементарной ячейки кристаллической решётки и макроскопической плотности невозможно объяснить формоизменения канальной трубы. Так, уменьшение диаметра трубы вследствие увеличения макроскопической плотности не должно превысить 0,2%. Поэтому остаётся предположить, что уменьшение диаметра трубы с ростом повреждающей дозы происходило за счет радиационного роста.
Другие способы подавления радиационного роста циркониевых сплавов
Влияние обл учения на кинетику деформирования материала уголков каркаса ТВСА хорошо видно из сравнения результатов эксперимента по радиационному испытанию при температуре 320С плоских образцов сплава Э635 в облучательном устройстве БОР-60 с приложением растягивающей нагрузки (с помощью пружин) и результатов испытаний аналогичных образцов на термическую ползучесть [127, 128, 171]. При радиационных испытаниях образцов в течение 3200 ч, кинетика деформирования которых показана на рисунке 5.1, скорость деформирования на последней стадии облучения примерно на порядок выше скорости ползучести образцов на установившейся стадии без облучения (таблица 5.1). Из-за того, что в процессе радиационных испытаний растягивающая нагрузка на образцы снижалась (примерно на 20%) за счет релаксации под облучением напряжений в пружинах и размерных изменений самих образцов в замкнутой системе нагружения (см. раздел 2), кинетика деформирования образцов (см. рис. 5.1) изменяется по затухающему закону. Таким образом, если сравнение проводить при одинаковых постоянных напряжениях, то влияние облучения на деформацию образцов будет еще сильнее.
Сопоставление результатов испытаний образцов полос из сплава Э635 под облучением при растягивающих нагрузках с данными по удлинению уголков каркаса ТВСА после 4-х годичной эксплуатации в реакторе ВВЭР-1000, которые составляют 0,1%, указывает на то, что растягивающие нагрузки на уголки, которые могут возникать вследствие взаимодействия с дистанционирующими решетками, пренебрежимо малы (значительно меньше 40 МПа), т.е. удлинение уголков обусловлено, главным образом, явлением радиационного роста.
Деформирование труб НК при сжимающей осевой нагрузке Затухающий характер кинетики деформирования в условиях облучения имеют также образцы труб, идущих на изготовление направляющих каналов (НК) для ТВСА, при испытании их сжимающей продольной нагрузкой (рис. 5.2) [127, 128]. Прирост деформации существенно снижается после 3000 ч испытаний.
Оценку влияния изменения направления нагружения (из растягивающего на сжимающее) на деформацию под облучением комплектующих ТВС из сплава Э635 проводили по соотношению скоростей деформирования при растяжении полос и при сжатии образцов труб направляющих каналов в продольном направлении. Скорость деформирования при сжатии труб на базе около 3000 ч оказалась более чем в 3 раза ниже, чем скорость деформирования при растяжении полос (рис унок 5.3). При этом следует отметить, что трубы и полосы имеют текстуру одного типа и находятся в частично рекристаллизованном (отжиг при 525С, 2-3 ч) структурном состоянии.
Зависимость деформирования сплава Э635 под облучением в продольном направлении при сжатии (сокращение длины) труб НК () и при растяжении (удлинение) полос (D) от времени, Т = 313 - 324С, ао = 65 МПа [127, 128]
Направляющие каналы ТВСА за время 4-х летней эксплуатации (25968 эфф. ч; F 21026 м-2) уменьшились в длине на 0,02% [120, 121], что более чем на порядок величины меньше по сравнению с деформацией образцов НК при испытании в течение 5500 ч под облучением и сжимающей нагрузкой. Это означает, что уровень сжимающих напряжений в направляющих каналах ТВСА значительно ниже, чем 65 МПа, либо сжимающие нагрузки появились на направляющих каналах в процессе эксплуатации не сразу, а лишь после того как был выбран технологический зазор (вследствие радиационного роста НК) между приваренными к НК втулками и дистанционирующими решетками. Длительная устойчивость и изменение диаметра труб под действием наружного давления и реакторного облучения
Устойчивость оболочек твэлов к давлению теплоносителя, определяемая сопротивлением ползучести сплава Э110 и геометрией оболочек в рабочих твэлах реактора ВВЭР-1000, обеспечивается введением под оболочку гелия, создающего противодавление3. Потеря устойчивости оболочек от давления теплоносителя при отсутствии противодавления происходит за счет увеличения исходной овальности в них и может приводить к схлопыванию оболочек твэлов в районе газосборника. Схлопывание оболочки может произойти либо в момент выхода реактора на мощность, когда давление и температура теплоносителя достигнут номинальных значений, либо с течением времени за счет развития процессов ползучести материала и его формоизменения (развития овальности). Сжимающие напряжения в оболочках твэлов с течением времени снижаются,
Гелий вводят под оболочку также с целью увеличения теплопроводности внутритвэльной среды. вследствие накопления газовых продуктов деления и выхода их из топлива, и при высоких выгораниях топлива могут перейти в растягивающие. Такой переход нежелателен, прежде всего, тем, что он снижает безопасность работы реактора в случае гипотетической аварии с потерей теплоносителя, так как значительное увеличение диаметра оболочек может уменьшить проходное сечение для теплоносителя в активной зоне, усугубив тем самым аварию. Кроме того, при наличии растягивающих напряжений в оболочке повышается вероятность разгерметизации твэлов вследствие развития процессов коррозионного растрескивания под напряжением (КРН) в присутствии летучих продуктов деления топлива (прежде всего йода), усиления коррозии, а также замедленного гидридного растрескивания. При введении же гелия под оболочку для создания противодавления снижается критическое (для указанного перехода) выгорание топлива. Таким образом длительную устойчивость оболочек к давлению теплоносителя можно обеспечить за счет высокого сопротивления ползучести материала оболочек, минимизации исходной овальности и эксцентриситета и оптимизации исходного давления гелия под оболочкой.
