Введение к работе
Актуальность темы. В настоящее время в России эксплуатируется 11 энергоблоков с реакторами РБМК на трех АЭС - Ленинградской, Курской и Смоленской, вклад которых в общую выработку электроэнергии всеми АЭС России составляет около 50 %. Введенные в эксплуатацию в разное время (с 1973 по 1990 г.), они имеют 30-летний назначенный срок службы, и к настоящему моменту часть реакторов уже полностью выработала назначенный ресурс. Графитовая кладка (ГК), выполняющая роль замедлителя и отражателя нейтронов, является незаменяемым и ограниченно ремонтопригодным узлом реактора, и поэтому она определяет ресурс работы энергоблока в целом.
Исследования отдельных кернов, выбуренных из графитовых блоков (ГБ) кладок реакторов после эксплуатации в течение 30 лет показали, что состояние кладки удовлетворительное и позволяет продолжать эксплуатацию реактора, в связи с чем возник вопрос об обосновании нового увеличенного ресурса кладки.
Тридцатилетний ресурс кладки был определен с использованием расчетных кодов на основе базы данных по радиационной стойкости реакторного графита ГР-280, содержащейся в «Нормах расчета на прочность типовых узлов и деталей из графита уран-графитовых канальных реакторов» (НГР) [1]. Следует отметить, что эта база относится к флюенсам нейтронов не более 2,2-10 м" (здесь и далее приведен флюенс нейтронов с энергией больше 0,18 МэВ) и температурам в интервалах 350-450 и 500-600 С, что существенно ниже требуемых значений по флюенсу и температуре, а данные для предельных температур и флюенсов получены методом экстраполяции. Однако, ввиду того, что закономерности изменения свойств графита при таких параметрах облучения не изучены, а изменение свойств имеет немонотонный сложный характер, то детальная экстраполяция не является достаточно надежной в таком важном и сложном вопросе, как определение ресурса кладки, и заложенные экстраполированные кривые требуют своего экспериментального подтверждения.
Именно поэтому несколько лет назад концерн «Росэнергоатом» в рамках общей целевой программы Минатома РФ поставил задачу по обоснованию предельно достижимого срока службы графитовых кладок реакторов типа РБМК.
Основным этапом работ по этой проблеме является создание обновленной базы данных по радиационной стойкости графита ГР-280, адаптированной к параметрам облучения активной зоны реактора РБМК, чем и обусловлена
высокая актуальность темы.
Для создания базы данных необходимо проведение исследований образцов графита, облученных при условиях, перекрывающих интервалы флюенса и температуры, в пределах которых происходит обоснование ресурса, то есть до предельного флюенса около 3-10 м" в интервале температур 450-650 С.
Кроме того, при создании базы данных необходимо использовать обоснованный набор методик. При расчете ресурса графитовых кладок используются два основных критерия: размерная стабильность и трещинностойкость ГБ, которые, в свою очередь, определяются напряженно-деформированным состоянием (НДС) графитовой кладки. Многочисленные работы показывают, что для расчета НДС блоков графита необходимо обладать зависимостями от флюенса и температуры таких свойств, как размеры, коэффициент теплопроводности, тепловой коэффициент линейного расширения (ТКЛР), модуль упругости, предел прочности, деформация радиационной ползучести. Такой же набор свойств использовался при создании базы данных, содержащейся в НГР [1].
Цель и задачи работы. Целью работы является экспериментальное выявление влияния высокодозного нейтронного облучения на изменение размеров и основных теплофизических и физико-механических свойств образцов реакторного графита марки ГР-280 при температуре облучения 450-640 С до максимального флюенса нейтронов 3,3-10 м" и создание базы данных по радиационной стойкости графита для уточнения ресурса графитовых кладок реакторов РБМК.
Для достижения поставленной цели решались следующие задачи:
Получение и анализ экспериментальных данных по изменению размеров образцов графита, их основных теплофизических (коэффициента теплопроводности и ТКЛР) и физико-механических свойств (динамического и статического модуля упругости, предела прочности и предельной деформации при растяжении) при облучении в интервале флюенса нейтронов (0,5-3,3)-1026 м~2 и диапазоне температур 450-640 С.
Получение и анализ экспериментальных данных по радиационной ползучести графита при сжимающем напряжении в интервале флюенса нейтронов (0,4-1,8)-1026 м"2 при температуре 530 С.
Создание базы данных по радиационной стойкости реакторного графита ГР-280, которая будет использоваться для уточнения ресурса графитовых кладок реакторов типа РБМК.
Научная новизна:
Выявлены новые экспериментальные закономерности изменения размеров, коэффициента теплопроводности, ТКЛР, динамического модуля упругости, механических свойств при растяжении (модуля упругости, предела прочности и предельной деформации) образцов реакторного графита ГР-280, облученных в интервале флюенса нейтронов (0,5-3,3)-1026 м-2 и диапазоне температур 450-640 С.
Показано, что сжимающая нагрузка с напряжением около 15 МПа в процессе облучения вызывает увеличение прироста ТКЛР нагруженных образцов до 50 % по сравнению с ТКЛР образцов-свидетелей. Данный эффект был учтен при определении значений скорости радиационной ползучести.
Получены новые экспериментальные данные по радиационной ползучести графита при сжатии с напряжением около 15 МПа в интервале флюенса нейтронов (0,4-1,8)-1026 м-2 при температуре 530 С, и рассчитаны значения скорости деформации установившейся ползучести с
учетом влияния нагрузки на ТКЛР, которые составили (1,6+0,2)-10- и
9Q 19
(2,5+0,3)-10- МПа- -м в параллельном и перпендикулярном направлениях соответственно.
4. Получены новые экспериментальные данные по влиянию «масштабного
фактора»: образцы с меньшими исходными размерами демонстрировали
более высокую скорость радиационного формоизменения. Показано, что
при флюенсах выше критического рост образцов происходит с
постоянной скоростью.
Практическая значимость:
По результатам предварительных расчетов на основе расчетных кодов, разработанных в Инженерном центре прочности и материаловедения элементов ядерной техники (ИЦП МАЭ) с использованием данных по радиационной стойкости графита ГР-280, полученных в настоящей работе, показана возможность продления срока службы графитовых кладок свыше назначенных 30-ти лет минимум на 7 лет (акт об использовании результатов работы прилагается к диссертации).
Созданная база данных по радиационной стойкости графита ГР-280 войдет в состав новой версии «Норм расчета на прочность типовых узлов и деталей из графита уран-графитовых канальных реакторов», на
основании которых будет уточнен ресурс графитовых кладок реакторов типа РБМК.
Основные положения, выносимые на защиту:
Изменение линейных размеров при облучении зависит от направления вырезки образцов: значения флюенса Фо, соответствующего максимальной усадке, и критического флюенса Фкр образцов перпендикулярной вырезки меньше соответствующих значений образцов параллельной вырезки на 40-60 %. Увеличение температуры облучения от 450 С до 640 С приводит к уменьшению значений Фо и Фкр в среднем на 30 % и увеличению скорости роста образцов на третьей стадии VKp на 100 %. На радиационное формоизменение влияют исходные размеры образцов («масштабный фактор»): значения Ф0 и Фкр для образцов диаметром 6 мм на 10-15 % меньше соответствующих значений для образцов диаметром 8 мм.
Зависимость коэффициента теплопроводности X от флюенса носит трех стадийный характер: резкое падение X на 60-70 % при флюенсе около 0,1-10 м" , последующее замедление темпа падения коэффициента теплопроводности, и ускорение темпов падения X при флюенсе около Фкр. Относительное изменение коэффициента теплопроводности при облучении не зависит от направления вырезки образцов.
Изменение ТКЛР с флюенсом нейтронов происходит в 3 стадии: рост ТКЛР, не превышающий 20 %, до флюенса (0,5-0,7)-10 м" , последующее снижение, и повторный рост при флюенсах выше Фкр. Сжимающая нагрузка с напряжением около 15 МПа в процессе облучения приводит к увеличению значения ТКЛР нагруженных образцов до 50 % относительно ТКЛР образцов-свидетелей.
Зависимости динамического модуля упругости Е и предела прочности ар от флюенса имеют две стадии: рост значений Е и ар до 120 - 160 % и 120 - 200 % соответственно в зависимости от направления вырезки образцов и температуры облучения до флюенса (1,5-2,0)-10 м" и снижение значений ЕиОр при дальнейшем увеличении флюенса.
Зависимости исправленной с учетом влияния нагрузки на ТКЛР деформации ползучести при сжатии от флюенса являются линейными, значения скорости деформации ползучести на установившейся стадии составляют (1,6+0,2)-10-29 и (2,5+0,3)-10-29 МПа_1-м2 для образцов параллельной и перпендикулярной вырезки соответственно.
Апробация работы.
Основные результаты работы докладывались и обсуждались на международной конференции «Nuclear Materials 2010» (г. Карлсруэ, Германия, 2010 г.), всероссийских конференциях: на VIII, IX Российской конференции по реакторному материаловедению (г. Димитровград, 2007, 2009 г.), на отраслевых семинарах «Физическое моделирование изменения свойств реакторных материалов в номинальных и аварийных условиях» (г. Димитровград, 2004, 2008, 2009 г.)
Личный вклад автора. Автором проводились подготовка реакторных экспериментов, разработка и усовершенствование методик послереакторных исследований графита. Основная, определяющая часть экспериментальных данных получена автором самостоятельно. Структура базы данных разработана с.н.с. ФИАН к.ф.-м.н. В.А. Нечитайло, программа-клиент для работы с базой данных разработана автором самостоятельно. Постановка задач и обсуждение результатов проводились совместно с научным руководителем.
Достоверность полученных результатов обоснована применением аттестованных облучательных устройств и материаловедческих исследовательских установок, воспроизводимостью экспериментальных данных на большом количестве исследованных образцов, согласованностью результатов с опубликованными литературными данными.
Публикации. По материалам диссертации в различных изданиях опубликовано 6 печатных работ, в том числе одна в издании из Перечня ВАК.
Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, шести глав, заключения, списка литературы. Диссертация изложена на 126 страницах, содержит 42 рисунка, 8 таблиц, список литературы из 82 наименований.
