Изменение свойств материала труб технологических каналов и каналов СУЗ в процессе эксплуатации в реакторах типа РБМК

Приведен анализ результатов внутриреакторных обследований послереакторных исследований канальных труб, извлеченных из реакторов Ленинградской и Курской АЭС после длительной эксплуатации....

Full description

Saved in:

Bibliographic Details
Date:	1999
Main Authors:	Рязанцев, Е.П., Платонов, П.А., Рязанцева, А.В., Иванов, А.Н., Семенова, Л.В.
Format:	Article
Language:	Russian
Published:	Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України 1999
Series:	Вопросы атомной науки и техники
Subjects:	Работоспособность сплавов циркония как конструкционных материалов ядерного топлива
Online Access:	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/81107
Tags:	Add Tag No Tags, Be the first to tag this record!
Journal Title:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Cite this:	Изменение свойств материала труб технологических каналов и каналов СУЗ в процессе эксплуатации в реакторах типа РБМК / Е.П. Рязанцев, П.А. Платонов, А.В. Рязанцева, А.Н. Иванов, Л.В. Семенова // Вопросы атомной науки и техники. — 1999. — № 2. — С. 50-58. — рос.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	irk-123456789-81107
record_format	dspace
spelling	irk-123456789-811072015-05-07T03:02:04Z Изменение свойств материала труб технологических каналов и каналов СУЗ в процессе эксплуатации в реакторах типа РБМК Рязанцев, Е.П. Платонов, П.А. Рязанцева, А.В. Иванов, А.Н. Семенова, Л.В. Работоспособность сплавов циркония как конструкционных материалов ядерного топлива Приведен анализ результатов внутриреакторных обследований послереакторных исследований канальных труб, извлеченных из реакторов Ленинградской и Курской АЭС после длительной эксплуатации. 1999 Article Изменение свойств материала труб технологических каналов и каналов СУЗ в процессе эксплуатации в реакторах типа РБМК / Е.П. Рязанцев, П.А. Платонов, А.В. Рязанцева, А.Н. Иванов, Л.В. Семенова // Вопросы атомной науки и техники. — 1999. — № 2. — С. 50-58. — рос. 1562-6016 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/81107 669.297 ru Вопросы атомной науки и техники Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	Russian
topic	Работоспособность сплавов циркония как конструкционных материалов ядерного топлива Работоспособность сплавов циркония как конструкционных материалов ядерного топлива
spellingShingle	Работоспособность сплавов циркония как конструкционных материалов ядерного топлива Работоспособность сплавов циркония как конструкционных материалов ядерного топлива Рязанцев, Е.П. Платонов, П.А. Рязанцева, А.В. Иванов, А.Н. Семенова, Л.В. Изменение свойств материала труб технологических каналов и каналов СУЗ в процессе эксплуатации в реакторах типа РБМК Вопросы атомной науки и техники
description	Приведен анализ результатов внутриреакторных обследований послереакторных исследований канальных труб, извлеченных из реакторов Ленинградской и Курской АЭС после длительной эксплуатации.
format	Article
author	Рязанцев, Е.П. Платонов, П.А. Рязанцева, А.В. Иванов, А.Н. Семенова, Л.В.
author_facet	Рязанцев, Е.П. Платонов, П.А. Рязанцева, А.В. Иванов, А.Н. Семенова, Л.В.
author_sort	Рязанцев, Е.П.
title	Изменение свойств материала труб технологических каналов и каналов СУЗ в процессе эксплуатации в реакторах типа РБМК
title_short	Изменение свойств материала труб технологических каналов и каналов СУЗ в процессе эксплуатации в реакторах типа РБМК
title_full	Изменение свойств материала труб технологических каналов и каналов СУЗ в процессе эксплуатации в реакторах типа РБМК
title_fullStr	Изменение свойств материала труб технологических каналов и каналов СУЗ в процессе эксплуатации в реакторах типа РБМК
title_full_unstemmed	Изменение свойств материала труб технологических каналов и каналов СУЗ в процессе эксплуатации в реакторах типа РБМК
title_sort	изменение свойств материала труб технологических каналов и каналов суз в процессе эксплуатации в реакторах типа рбмк
publisher	Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
publishDate	1999
topic_facet	Работоспособность сплавов циркония как конструкционных материалов ядерного топлива
url	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/81107
citation_txt	Изменение свойств материала труб технологических каналов и каналов СУЗ в процессе эксплуатации в реакторах типа РБМК / Е.П. Рязанцев, П.А. Платонов, А.В. Рязанцева, А.Н. Иванов, Л.В. Семенова // Вопросы атомной науки и техники. — 1999. — № 2. — С. 50-58. — рос.
series	Вопросы атомной науки и техники
work_keys_str_mv	AT râzancevep izmeneniesvojstvmaterialatrubtehnologičeskihkanalovikanalovsuzvprocesseékspluataciivreaktorahtiparbmk AT platonovpa izmeneniesvojstvmaterialatrubtehnologičeskihkanalovikanalovsuzvprocesseékspluataciivreaktorahtiparbmk AT râzancevaav izmeneniesvojstvmaterialatrubtehnologičeskihkanalovikanalovsuzvprocesseékspluataciivreaktorahtiparbmk AT ivanovan izmeneniesvojstvmaterialatrubtehnologičeskihkanalovikanalovsuzvprocesseékspluataciivreaktorahtiparbmk AT semenovalv izmeneniesvojstvmaterialatrubtehnologičeskihkanalovikanalovsuzvprocesseékspluataciivreaktorahtiparbmk
first_indexed	2025-07-06T05:27:41Z
last_indexed	2025-07-06T05:27:41Z
_version_	1836874118656425984
fulltext	РАЗДЕЛ ТРЕТИЙ: РАБОТОСПОСОБНОСТЬ СПЛАВОВ ЦИРКОНИЯ КАК КОНСТРУКЦИ- ОННЫХ МАТЕРИАЛОВ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА. ИЗМЕНЕНИЕ СВОЙСТВ МАТЕРИАЛА ТРУБ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ КАНАЛОВ И КАНАЛОВ СУЗ В ПРОЦЕССЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ В РЕАК- ТОРАХ ТИПА РБМК Е.П.Рязанцев, П.А. Платонов, А.В. Рязанцева, А.Н. Иванов, Л.В. Семенова, Российский Научный Центр "Курчатовский институт", Москва, Россия Приведен анализ результатов внутриреакторных обследований послереакторных исследований канальных труб, извлеченных из реакторов Ленинградской и Курской АЭС после длительной эксплуатации Пуск первого реактора из серии РБМК со- стоялся на Ленинградской АЭС в декабре 1973г. В последующие годы были введены в строй действующих еще 3 реактора на Ле- нинградской АЭС, 4 - на Курской АЭС, 3 - на Смоленской АЭС, 4 - на Чернобыльской АЭС - все электрической мощностью 1000 МВт, и 2 реактора на Игналинской АЭС - электрической мощностью 1500 МВт. В на- стоящее время все реакторы, за исключени- ем Чернобыльской АЭС, продолжают экс- плуатироваться (на ЧАЭС работает только З- й энергоблок). Все трубы технологических каналов (ТК) и каналов системы управления и защиты (КСУЗ) в реакторах типа РБМК изготовлены из сплава циркония с 2,5% ниобия. Условия их эксплуатации в реакторах РБМК-1000 приведены в табл. 1. В конце 70-х годов ис- следованиями, проведенными в РНЦ "Кур- чатовский институт", было показано, что че- рез 15 - 18 лет эксплуатации в реакторах РБМК 1000 произойдет исчерпание диамет- рального зазора между циркониевыми тру- бами технологических каналов и графито- вой кладкой. Позднее этот прогноз был под- твержден непосредственными измерениями внутреннего диаметра технологических ка- налов и блоков графитовой кладки на Ле- нинградской и Курской АЭС. Явление ис- черпания диаметрального зазора было поло- жено в основу при решении вопроса о заме- не ТК на первых блоках РБМК указанных АЭС. К настоящему времени частично или полностью заменены ТК в реакторах 1, 2 и 3 блоков на Ленинградской АЭС и в реакто- рах 1 и 2 блоков на Курской АЭС. Что каса- ется каналов СУЗ, то они продолжают экс- плуатироваться с начала пуска и, возможно, не будут заменяться до конца службы реак- тора. Регулярно проводимые послереактор- ные исследования труб позволяют осуще- ствлять контроль за кинетикой изменения свойств материала и прогнозировать даль- нейшую работоспособность каналов. В ходе комплексных послереакторных исследова- ний изучается коррозионная стойкость кана- лов, их гидрирование, определяются меха- нические свойства, оценивается диаметраль- ная деформация труб, уровень остаточных напряжений, проводятся структурные и дру- гие исследования. Опыт многочисленных исследований свойств материала труб ТК и КСУЗ показы- вает, что в процессе эксплуатации реакторов происходит постепенное изменение структу- ры и свойств материала труб, одновременно с этим за счет деформации (ползучести, ра- диационного роста) изменяется форма и раз- меры труб ТК. Вместе с тем после продол- жительной эксплуатации циркониевые кана- лы сохраняют высокую надежность, и по комплексу свойств циркониевый сплав с 2,5% ниобия демонстрирует возможность дальнейшей эксплуатации. Результаты неко- торых послереакторных исследований пред- ставлены ниже. ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 1999.№2 СЕРИЯ: ФИЗИКА РАДИАЦИОННЫХ ПОВРЕЖДЕНИЙ И РАДИАЦИОННОЕ МАТЕРИАЛОВЕДЕНИЕ . (77) С.50-58 50 Таблица 1. Условия эксплуатации ТК и КСУЗ в реакторах типа РБМК-1000 Наименование Тип канала ТК КСУЗ Геометрические размеры трубы, мм 88х4 88х3 Среда снаружи канала азотно-гелиевая смесь Рабочая среда внутри канала вода Давление в средней части канала, кПа 82 4 Напряжение в трубе, МПа 86 6 Температура на выходе канала,"С 288 50-75 Температура наружной стенки трубы, "С 355 48-63 Поток быстрых нейтронов с энергией Е > 1 МэВ в средней части канала.н/м2 с. 1,5•1017 (2,5-3.5) •1016 К настоящему времени максимально достиг- нутый при эксплуатации флюенс быстрых нейтронов с энергией Е ≥ 1МэВ для иссле- дованных ТК составил 7•1025н/м2 а КСУЗ - 1.25•1025н/м2. Коррозионное состояние труб в реакторах РБМК контролируется при периодических внутриреакторных обследованиях поверхно- сти каналов и по результатам послереактор- ных исследований. Вместе с тем опыт вну- триреакторных обследований показывает, что после длительной эксплуатации поверх- ность всех каналов покрыта значительным слоем железо-оксидных отложений бурого цвета - продуктов коррозии контура, в связи с чем при осмотре в реакторе не удается оце- нить реальное состояние труб (рис.1). Оди- наковая по виду под слоем отложений по- верхность различных труб только после уда- ления отложений приобретает характерные особенности. Исходя из изложенного, становится очевид- ным, что регулярно осуществляемый вну- триреакторный осмотр ТК, как контрольная операция, может быть полезным лишь в на- чальный период эксплуатации, когда слой отложений или отсутствует, или очень не- большой. Для оценки фактического корро- зионного состояния труб следует ориентиро- ваться на данные послереакторных исследо- ваний. Анализ результатов послереакторных иссле- дований канальных труб, извлеченных из ре- акторов Ленинградской и Курской АЭС по- сле длительной эксплуатации, показывает, что явных различий в коррозионном состоя- нии каналов не наблюдается. Как известно, по виду оксидных пленок на поверхности циркониевых сплавов можно в значительной мере судить о коррозионном состоянии труб. Так, наличие на поверхно- сти плотных защитных пленок черного или темно- серого цвета говорит о высокой кор- розионной стойкости материала, тогда как появление светлых, рыхлых, а затем рассла- ивающихся и осыпающихся оксидов свиде- тельствует об ухудшении коррозионных свойств. Что касается окисления канала со стороны реакторного пространства, то во всех случаях, независимо от места и дли- тельности эксплуатации (конечно, в иссле- дованных пределах) коррозионное состоя- ние наружной поверхности труб оценивает- ся как вполне удовлетворительное: на всех ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 1999.№2 СЕРИЯ: ФИЗИКА РАДИАЦИОННЫХ ПОВРЕЖДЕНИЙ И РАДИАЦИОННОЕ МАТЕРИАЛОВЕДЕНИЕ . (77) С.50-58 51 трубах формируются черные или темно-се- рые блестящие, плотно сцепленные с по- верхностью металла равномерные защитные оксидные пленки (рис. 2). Почти повсемест- но толщина оксидных пленок на трубах со стороны реакторного пространства состав- ляет от 1 до 5 мкм. В А Г Б Рис:. 1. Внешний вид участков трубы ТК после 16 лет эксплуатации: а и б - середина активной зоны, в - выше активной зоны, г - ниже активной зоны Характерным для всех исследованных кана- лов является наличие в средней части трубы чередующихся относительно темных и свет- лых поперечных поясков, шириной 20 мм, что обусловлено разной степенью окисления циркония под графитовыми кольцами, уста- новленными на трубу попеременно плотно и с зазором, а в верхней и нижней частях труб выделяются участки, ограниченные графи- товыми втулками длиной 280 мм. Наиболее важной составляющей при оценке корро- зионного состояния технологических кана- лов является коррозионное поведение мате- риала труб со стороны теплоносителя, т. е. внутренней поверхности. Рис. 2. Вид поверхности патрубков цен- тральной части ТК после 16 лет эксплуатации В течение 10 лет эксплуатации корро- зионное поведение отожженных цирконие- вых труб технологических каналов реакто- ров РБМК-1000 не вызывало беспокойства: на внутренней поверхности формировались равномерные оксидные пленки серого цвета толщиной не более 10 мкм. Однако при ис- следовании канальных труб ТК после ≅ 13 лет эксплуатации в реакторах Ленинград- ской и Курской АЭС было впервые обнару- жено усиление коррозии, и установлено, что толщина оксидов на отдельных участках трубы в пределах активной зоны достигала 500 мкм. Рис. 3. Состояние внутренней поверхности средней части ТК после 16 лет эксплуата- ции на I энергоблоке Ленинградской АЭС Исследования труб ТК после ≅ 16 лет экс- плуатации (максимальное время) показали, ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 1999.№2 СЕРИЯ: ФИЗИКА РАДИАЦИОННЫХ ПОВРЕЖДЕНИЙ И РАДИАЦИОННОЕ МАТЕРИАЛОВЕДЕНИЕ . (77) С.50-58 52 что вне активной зоны на внутренней по- верхности труб формируются равномерные темно-серые оксидные пленки. По мере при- ближения к краю активной зоны на поверх- ности появляются вначале единичные, а за- тем многочисленные светлые точечные об- разования. В пределах активной зоны вну- тренняя поверхность труб (рис.3) покрыта неоднородной оксидной пленкой серого цвета с белыми пятнами-участками частично отслоившихся оксидов. Количество и размер светлых участков по высоте и периметру различные. В некоторых местах - это отдельные точечные пятна, в других они сливаются в протяженные полосы или круп- ные пятна; имеются также зоны, где наблю- дается практически сплошь светлая оксид- ная пленка. При металлографическом иссле- довании (рис. 4) было выявлено, что окисле- ние внутренней поверхности материала тру- бы происходит неравномерно. Оксиды- - светлые пятна, занимающие значительную часть поверхности, распространяются вглубь металла линзообразно. На исследуе- мых трубах после ≅16 лет эксплуатации диа- метр отдельных пятен-линз составляет от 0,5 до 5 мм, а максимальная толщина оксид- ного слоя в них колеблется от 300 до 500 мкм. На перемычках, соединяющих линзо- образные участки (соответствуют поверхно- сти серого цвета), толщина оксидов изменя- ется от 50 до 200 мкм. Образующиеся на по- верхности труб оксиды - пористые, слои- стые, легко скалывающиеся, особенно при большой их толщине. Рис. 4. Вид оксидных пленок со стороны теплоносителя на трубах ТК после 16 лет эксплуатации, х 50 х 2. При исследовании каналов, извлеченных из реактора 3-его энергоблока после 15,5 лет работы, отмечено, что значительная часть отложений вместе с верхними слоями окси- дов осыпалась. Удалению верхнего слоя ок- сидов способствовала осуществленная перед капитальным ремонтом дезактивация конту- ра. Рис. 5. Гидридные выделения по толщине стенки труб ТК после 16 лет эксплуатации, х 32 х 2 Уместно отметить важную особенность сплава Zr-2,5 мас.% Nb: при отслаивании ок- сидных пленок поверхность металла ни- когда не оголяется, на поверхности всегда сохраняется тонкий плотный защитный слой оксида, препятствующий катастрофи- ческому развитию процесса окисления и обеспечивающий в течение длительного времени при эксплуатации умеренные ско- рости коррозии. Распределение гидридной фазы в материале труб по толщине стенки довольно равномерное, расположение гид- ридов либо тангенциальное, либо хаотиче- ское (рис.5). На участках, расположенных в непосред- ственной близости к внутренней поверхно- сти трубы с глубокой коррозией, наблюдает- ся переориентация гидридов в неблагопри- ятном радиальном направлении (рис. 6). Со- держание водорода в материале отожжен- ных труб ТК после длительной эксплуата- ции на участках с умеренной коррозией не- высокое, и не превышает 50 ppm. Вместе с тем, при послойном анализе выяснилось, что на участках трубы с глубокими коррозион- ными поражениями концентрация водорода достигает 70 и даже 100 ppm и более. ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 1999.№2 СЕРИЯ: ФИЗИКА РАДИАЦИОННЫХ ПОВРЕЖДЕНИЙ И РАДИАЦИОННОЕ МАТЕРИАЛОВЕДЕНИЕ . (77) С.50-58 53 Обнаружено также, что в слоях металла, прилегающих к оксидным пленкам большой толщины, микротвердость примерно на10% выше, чем в слоях, прилегающих к наруж- ной поверхности. Это обстоятельство, веро- ятно, обусловлено более высоким содержа- нием кислорода и водорода в приповерх- ностных слоях. Что касается каналов СУЗ, то несмотря на отсутствие в них коррозии, в процессе эксплуатации наблюдается наводо- роживание труб. Концентрация водорода с сплаве возрастает в несколько раз: с 4 - 8 ppm до 15 ppm, а в отдельных случаях до 40 ррm. При изучении коррозионного поведе- ния материала канальных отожженных труб особое внимание было уделено областям, соответствующим дистанционирующим ре- шеткам на тепловыделяющих кассетах. Рис. 6. Ориентация гидридов вблизи вну- тренней поверхности трубы ТК на участках с глубокими коррозионными пора- жениями, х 200 х 2 Дистанционирующие решетки в количестве 22 шт располагаются по высоте кассет с ша- гом 360 мм. Изготовлены они из полосок не- ржавеющей стали толщиной 0,3 мм и шири- ной 16 мм (рис. 7). В течение многих лет при внутриреакторных обследованиях каналов напротив решеток выявлялись кольцевые пояски шириной 35- 40 мм, отличавшиеся по коррозионному со- стоянию от остальной поверхности (рис.8).К тому же на профилограммах, полученных при внутриреакторных измерениях диаметра труб, практически всегда регистрировались с шагом 360 мм пиковые изменения диаметра значительно большей величины, чем на со- седних участках (рис. 9). Максимальная ве- личина пиков на профилограммах после 4-х лет эксплуатации составляла 70 - 80 мкм, по- сле 10 лет работы достигала 400 мкм, а по- сле 16 лет - 600 мкм. Следует заметить, что длительное время на профилограммах реги- стрировались лишь пики, направленные в сторону меньшего диаметра, но в последние годы нередко наряду с пиками привычного вида обнаруживались как бы опрокинутые пики, т.е. направленные в сторону увеличе- ния диаметра. Рис. 7. Вид дистанционирующей решетки топливной сборки для реакторов типа РБМК-1000 Для выяснения вопросов, связанных с кор- розией материала труб на этих участках, были выбраны 2 канала из реактора ЛАЭС-2 : один канал (рис.10), на профилограмме ко- торого наблюдались пики, направленные в сторону меньших значений диаметра, а на профилограмме другого, имелись пики, направленные в сторону больших значений диаметра (рис.11).При подробном осмотре патрубков (см.рис. 10 и11) было выяснено, что ширина коррозионных поясков в обоих случаях составляет 35 - 40 мм, т.е. в 2 - 2,5 раза шире дистанционирующей решетки, а коррозионное состояние этих участков было различным. Различным коррозионным со- стоянием материала труб в пределах этих ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 1999.№2 СЕРИЯ: ФИЗИКА РАДИАЦИОННЫХ ПОВРЕЖДЕНИЙ И РАДИАЦИОННОЕ МАТЕРИАЛОВЕДЕНИЕ . (77) С.50-58 54 поясков легко объясняется разница, наблю- даемая на профилограммах: на одном образ- це имеется толстый слой светлых оксидов, уменьшающий диаметр трубы, а на другом образце оксидная пленка почти полностью отслоилась, образовав кольцевое углубление в стенке трубы (увеличение диаметра). Рис. 8. Внешний вид внутренней поверхно- сти трубы на участке, соответствующем положению дистан- ционирующей решетки после 16 лет эксплуатации Рис. 9. Профилограммы внутреннего диа- метра канальных труб ТК после 16,5 лет эксплуатации на 2 энергоблоке Ленинград- ской АЭС Следует отметить, что в пределах широкого пояса (35-40 мм) кольцевые участки шири- ной 16 мм, расположенные прямо напротив стальных решеток, по коррозионному со- стоянию лишь незначительно уступают со- стоянию материала трубы вне поясков, то- гда как на участках шириной 20-25 мм, рас- положенных выше решеток, обнаружена наибольшая степень коррозии: здесь на- блюдаются оксиды толщиной до 800 мкм. Результаты исследований позволяют заклю- чить, что усиление коррозии связано с ди- станционирующими решетками, но обу- словлено не близостью нержавеющей ста- ли, а провоцируется накапливающимися у решеток отложениями продуктов коррозии контура. Puс.10. Фрагмент профилограммы вну- треннего диаметра трубы ТК ЛАЭС-2 по- сле 16 лет эксплуатации на уровне 17-ой ди- танцонирующей решетки Рис.11. Фрагмент профилограммы вну- треннего диаметра трубы ТК ЛАЭС-2 по- сле 16 лет эксплуатации на уровне 7-ой ди- станционирующей решетки. Наличие значительного слоя железо- оксид- ных отложений на участках труб способ- ствует локальному изменению под ним со- става коррозионной среды, делает ее более агрессивной, что в свою очередь ускоряет процессы коррозии. Таким образом, ре- зультаты коррозионных исследований ка- нальных труб после эксплуатации в реакто- рах отчетливо свидетельствуют о все более возрастающем влиянии на работоспособ- ность каналов коррозионного состояния труб и связанного с ним наводороживания материала. В связи с этими обстоятельства- ми вопросам коррозии материала при оцен- ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 1999.№2 СЕРИЯ: ФИЗИКА РАДИАЦИОННЫХ ПОВРЕЖДЕНИЙ И РАДИАЦИОННОЕ МАТЕРИАЛОВЕДЕНИЕ . (77) С.50-58 55 ке остаточного ресурса эксплуатации техно- логических каналов реакторов РБМК следу- ет уделять очень серьезное внимание. Ана- лиз данных многочисленных механических испытаний кольцевых образцов труб пока- зывает, что изменение свойств сплава Zr- 2,5%Nb характеризуется в целом увеличе- нием прочности и снижением пластичности по сравнению с исходным состоянием (рис. 12,13). Как следует из результатов исследо- ваний, материал труб ТК и КСУЗ сохраняет достаточный уровень кратковременных ме- ханических свойств. Так, после облучения труб ТК флюенсом (6-7).1025 н/м2 (16 лет) их механические свойства при 20°С характеризуются следу- ющими значениями: предел прочности, МПа - 580 - 646 ;условный предел текуче- сти, МПа - 518 - 612; общее относительное удлинение 5,30- 8,55; равномерное относи- тельное удлинение, % 0,55 - 1,95. Механи- ческие свойства при 20°С материала труб КСУЗ, облученных флюенсом (1,20 - 1,25) • 1025 н/м2 характеризуются: следующими значениями: предел прочности, МПа - 729 - 837 ; условный предел текучести, МПа709- 812; общее относительное удлинение, % - 6,1 - 7,1; равномерное относительное удлинение, %0,56 - 1,28 Вместе с тем при анализе дан- ных механических испытаний материала труб после различного времени эксплуата- ции были обнаружены некоторые особенно- сти: степень упрочнения сплава после отно- сительно короткого времени эксплуатации (4 -10 лет) существенно выше, чем после длительного времени облучения (13 - 16 лет). На самом деле эффект кажущегося ра- зупрочнения связан с ускорением коррозии и обусловлен следующими обстоятельства- ми. При расчете прочностных характеристик площадь поперечного сечения разрывных образцов оценивалась, исходя из полной из- моренной толщины стенки трубы, включаю- щей толщину оксидного слоя. Толщина это- го слоя при длительной эксплуатации со- ставляла » 10% и более от общей толщины стенки. Учитывая, что при механических ис- пытаниях прочностные характеристики определяются лишь свойствами металла без оксида ("живым" сечением), следует при определении значений предела прочности и предела текучести делать поправку на тол- щину оксида. Рис. 12. Изменение механических свойств труб ТК в зависимости от флюенса бы- стрых нейтронов с энергией Е≥1МэВ. Если учесть при оценке прочности уменьше- ние толщины металла за счет коррозии, то окажется, что значения прочностных харак- теристик материала труб по крайней мере, начиная с 4 лет облучения в реакторе, в течение длительного времени остаются на одном уровне, т.е. в стадии насыщения. Со- поставление свойств труб КСУЗ, облучен- ных флюенсом (1,00 -1,25)∗1025 н/м2 в про- цессе эксплуатации в течение 16 - 19 лет, и свойств материала труб ТК, облученного до сопоставимых уровней флюенса - (1,5-25 1,9)'1025н/м2 и имеющего удовлетворитель- ную степень коррозии, свидетельствует (табл. 2): упрочнение сплава Zr-2,5%Nb при низкотемпературном облучении происходит в большей мере, чем при температуре тепло- носителя (300°С), при этом снижение пла- стических характеристик примерно одина- ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 1999.№2 СЕРИЯ: ФИЗИКА РАДИАЦИОННЫХ ПОВРЕЖДЕНИЙ И РАДИАЦИОННОЕ МАТЕРИАЛОВЕДЕНИЕ . (77) С.50-58 56 ковое. При определении диаметральной де- формации исследуемых труб ТК измерялся наружный диаметр патрубков. Усредненные результаты измерений наружного диаметра патрубков сравнивались со значениями вну- треннего диаметра этих же участков ТК, оцененными по профилограммам. Рис. 13. Изменение механических свойств труб КСУЗ в зависимости от флюенса бы- стрых нейтронов с энергией Б ≥1МэВ. Во всех рассматриваемых случаях на одних и тех же участках обнаруженная величина деформации наружного диаметра канальной трубы была меньше деформации ее внутрен- него диаметра (в обоих случаях деформация оценивалась по отношению к исходным но- минальным значениям диаметров). Посколь- ку утонение стенки ТК за счет процессов ра- диационного роста и ползучести ничтожно мало, и величиной ее деформации можно пренебречь, вполне очевидно, что увеличе- ние наружного и внутреннего диаметров труб для одного сечения трубы должно быть одинаковым. Наблюдаемая разница величи- ны изменения наружного и внутреннего диа- метров обусловлена усиленной коррозией внутренней поверхности труб и отслаивани- ем оксидов. За счет отслаивания слоя окси- дов увеличивается внутренний диаметр, что создает впечатление большей деформации. Таким образом при оценке деформации труб по изменению внутреннего диаметра следу- ет делать поправку с учетом их корро- зионного состояния. Таблица 2. Механические свойства труб КСУЗ и ТК при 20°С Изменение величины окружной деформации патрубков, расположенных по высоте ТК, хорошо коррелирует с данными по флюенсу, достигнутому при облучении в процессе экс- плуатации. Максимальная окружная дефор- мация труб ТК за ≈ 16 лет эксплуатации со- ставила 1,40-1,45% или 0,12-0,13 мм/103 МВт.сут. Интерес к проблеме, касающейся остаточ- ных напряжений в трубах, возник в начале 80-х годов, когда стало ясным, что раз-гер- метизация циркониевых труб происходит по механизму замедленного гидридного рас- трескивания, и решающее значение при этом имело наличие растягивающих остаточных напряжений значительной величины на на- ружной поверхности труб. Одновременно было установлено, что остаточные напряже- ния на трубах имелись в исходном состоя- нии, и формировались на отожженных тру- бах в процессе отделочной операции правки на стальных валках. Как показали исследо- вания труб того же времени изготовления, что и вышедшие из строя вследствие негер- метичности, величина остаточных напряже- ний на их поверхности достигала 300 - 400 МПа, а в отдельных случаях доходила до 600 МПа. Осуществленные усовершенство- вания технологии, включавшие замену жестких стальных правочных валков на мяг- кие полиуретановые, обеспечили существен- ное снижение уровня остаточных напряже- ний. Максимальная величина их при мягком ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 1999.№2 СЕРИЯ: ФИЗИКА РАДИАЦИОННЫХ ПОВРЕЖДЕНИЙ И РАДИАЦИОННОЕ МАТЕРИАЛОВЕДЕНИЕ . (77) С.50-58 57 способе правки не превышала 50 - 60 МПа. Было установлено, что в процессе эксплуа- тации технологических каналов под дей- ствием температуры и нейтронного потока происходит релаксация остаточных напря- жений до безопасного уровня. По результа- там исследований отожженных труб ТК фак- тический уровень остаточных напряжений после 16,5 лет эксплуатации в реакторе не превышает 10 - 50 МПа. Исследование труб КСУЗ после 16 - 19 лет эксплуатации пока- зали, что величина остаточных напряжений может достигать 200 МПа, при этом макси- мальные напряжения остаточных напряже- ний сохраняются в верхней и нижней частях канальных труб. Исследование структуры материала труб ТК - сплава циркония с 2,5% ниобия показали, что облучение не приводит к изменению размеров зерен, их морфологии, степени ре- кристаллизации и т.п. Не приводит также к сколь ли бы заметным изменениям размеров и плотности распределения крупных частиц бета - ниобия. К числу наиболее очевидных изменений, обусловленных облучением, следует отнести появление в структуре материала труб ра- диационных дефектов. Размеры и плотность дефектов при прочих равных условиях возрастают с увеличением достигаемых значений флюенсов быстрых нейтронов. Вполне очевидно, что по мере увеличения длительности эксплуатации ка- нальных труб и получении новой информа- ции о свойствах канальных труб меняются наши представления о состоянии облученно- го материала, возникают новые задачи. ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 1999.№2 СЕРИЯ: ФИЗИКА РАДИАЦИОННЫХ ПОВРЕЖДЕНИЙ И РАДИАЦИОННОЕ МАТЕРИАЛОВЕДЕНИЕ . (77) С.50-58 58

Изменение свойств материала труб технологических каналов и каналов СУЗ в процессе эксплуатации в реакторах типа РБМК

Institution

Similar Items