автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Поведение конструкционных материалов в спектре нейтронов быстрого реактора большой мощности

На правах рукописи

ЧУЕВ Владимир Васильевич

ПОВЕДЕНИЕ КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ В СПЕКТРЕ НЕЙТРОНОВ БЫСТРОГО РЕАКТОРА БОЛЬШОЙ МОЩНОСТИ

05 14 03- «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических паук

Автор

16ДВГ2007

Заречный - 2007

003064506

Работа выполнена на Белоярской АЭС

ОФИЦИАЛЬНЫЕ ОППОНЕНТЫ Доктор физико-математических наук, профессор

В Н Голованов

Доктор технических наук, академик Ф Г Решетников

Доктор технических наук, профессор В М Поплавский

ВЕДУЩАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ - ФГУП «Опытное конструкторское бюро машиностроения имени И И Африкантова», г Нижний Новгород

Защита состоится « 26 » октября 2007 года в ^^час^^мин на заседании диссертационного совета Д 201 003 01 при ГНЦ РФ-ФЭИ в конференц-зале по адресу 249033, г Обнинск, Калужской обл , пл Бондаренко, д 1

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ГНЦ РФ-ФЭИ Автореферат разослан « » ^ 2007 года

Просим принять участие в работе совета или прислать отзыв в двух экземплярах, заверенный печатью организации, по адресу

Ученый секретарь диссертационного совета, Доктор технических наук //?/,//г Ч&Р'Г К) А Прохоров

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность проблемы В настоящее время принята к выполнению Федеральная целевая программа "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 - 2010 годы и на перспективу до 2015 года", разработанная Федеральным агентством по атомной энергии на основании распоряжения Правительства Российской Федерации от 15 июля 2006 г № 1019-р и утвержденная постановлением Правительством от 06 102006 г № 306 В этой программе направление №4 "Переход к инновационным технологиям развития атомной энергетики" включает в себя строительство энергоблока № 4 с реакторной установкой типа БН-800, предназначенного для отработки технологии замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ)

Новая технологическая платформа развития атомной энергетики (Hi ll), разработка которой ведется в настоящее время, рассматривает энергоблоки с реакторами на быстрых нейгронах и замкнутым топливным циклом в качестве основного стратегического направления дальнейшего развития атомной энергетики В соответствие с этой платформой головные блоки с коммерческими реакторами БН-1800 (БН-К) должны вводиться в эксплуатацию с 2020-2023 г г Для обеспечения своевременного ввода в эксплуатацию перспективных реакторов на быстрых нейтронах должны быть разработаны технические проекты компонентов активных зон (АкЗ), созданы необходимые конструкционные и топливные материалы, технологии их изготовления

Применительно к топливному циклу проекта активной зоны БН-800 со смешанным уран-плутониевым (U-Pu)02 оксидным топливом (МОХ-топливо) выполнен большой объем опытно-конструкторских работ, созданы опытные производства по изготовлению тепловыделяющих (твэ-лов) на основе таблеточного и виброуплотненного топлива, проведены ресурсные испытания экспериментальных тепловыделяющих сборок (TBC) в реакторе БН-600 и их послереакторные исследования (ПРИ) Ведется переработка отработавших TBC реактора БН-600, имеется задел работ по созданию промышленных технологических линий по производству таблеточного и виброуплотненного МОХ-топлива

Максимальное использование опыта, накопленного по эксплуатации иОг-топлива и МОХ -топлива, по решению проблемы повышения надежности эксплуатации элементов конструкций действующего реактора БН-600, является необходимым условием обоснования реакторов нового поколения Это определяет актуальность данной работы, которая заключается в необходимости прогнозирования поведения служебных свойств конструкционных материалов и топлива в процессе облучения в быстром реакторе для предотвращения выхода из строя реакторных сборок и для их модернизации

Цель работы Основная цель работы заключается в экспериментальном обосновании внедрения в практику эксплуатации быстрого реактора большой мощности перспективных реакторных сборок, конструкционных материалов, топлива на основе результатов послереакторных исследований, проводимых в отрасли и па Белоярской АЭС и направленных на

достижение высоких эксплуатационных показателей работы реактора, повышение эффективности использования топлива, обеспечение безопасности эксплуатации энергоблока,

выявление и решение проблем обеспечения надежности реакторных сборок на всех этапах обращения с ними от загрузки в реактор до отправки на переработку и утилизацию

Исследования проводились в творческом сотрудничестве с материаловедческими центрами, которые участвовали в детальных исследованиях служебных свойств, структуры конструкционных материалов и топлива как в исходном (необлученном), так и в облученном состояниях

Новизна

1 На действующем энергоблоке с реактором на быстрых нейтронах большой мощности создан и успешно функционирует комплекс для проведения первичных послереакторных исследований состояния элементов конструкций и экспериментальных устройств, отработавших в реакторе до разных степеней облучения

2 С использованием неразрушающих и разрушающих методов впервые получены результаты систематических первичных массовых исследований работоспособности штатных и эксперимен-

тальных конструкций непосредственно после окончания их эксплуатации в нормальных условиях и при отказах отдельных узлов оборудования

3 Получены характеристики служебных свойств штатных и эксперимеятальных элементов активной зоны реактора БН-600 различной конструкции, для изготовления которых использованы различные промышленные и опьггно-промышленные стали, урановое и уран-плутониевое топливо разного типа (таблеточное и виброуплотнённое) Эти данные в совокупности с результатами последующих материаловедческих исследований позволили проектным и эксплуатирующим организациям установить пределы работоспособности конструкций, материалов и повысить показатели работы реактора

4 Впервые систематически изучены закономерности формоизменения элементов реакторных сборок, изготовленных с применением нержавеющих сталей

- аустенитного класса в состоянии после механо - термической обработки (м то), в аустени-зированном (ауст) и в холодно-деформированном (хд) состояниях 08Х16Н11МЗ мто, 08Х16Н11МЗТ хд, 09Х18Н9 ауст, 12Х18Н9Т ауст, 08Х18Н10Т ауст, 07Х16Н15МЗБР (ЭП-172 хд), 10Х17Н13М2Т (ЭИ-448 хд), 08Х16Н15МЗБ (ЭИ-847 ауст и хд), 08Х16Н15М2Г2ТФР (ЧС-68 х д ),

- ферритно-мартенситного класса 1Х13М2БФР (ЭП-450), 16Х12МВСФБР (ЭП-823), 05Х12Н2М,

- с высоким содержанием никеля 05Х15Н35М2БТЮР (ЭП-150), 03Х21Н32МЭБ, 07Х15Н35МЗ (ЧС-59-ВИ)

На основе полученных экспериментальных данных разработаны графические и аналитические зависимости для прогнозирования формоизменения элементов в зависимости от параметров облучения

5 Изучены все типы имевшихся случаев разгерметизации твэлов в зависимости от ряда факторов, влияющих на их работоспособность Полученные результаты в сочетании с данными материаловедческих исследований выявили причины разгерметизации и позволили принять решения по их устранению

6 Определены наиболее важные факторы, влияющие на работоспособность реакторных сборок и ограничивающие повышение выгорания топлива активной зоны быстрого реактора

Практическая ценность работы Практическая значимость результатов диссертационной работы состоит в том, что полученные на их основе выводы и рекомендации в совокупности с результатами последующих материаловедческих исследований позволили установить пределы работоспособности конструкций, материалов и повысить показатели работы реактора Совокупность полученных данных первичных и материаловедческих исследований позволила увеличить ресурс активной зоны реактора БН-600 в 1,5 раза от максимального выгорания топлива 7,2 до - 11 % тяжелых атомов (т а ) и наметить пути дальнейшего его повышения Среднегодовой экономический эффект от повышения выгорания топлива от 7,2 до ~11 % т а за 11 лет эксплуатации составил оценочно ~ 400 млн руб в ценах 2004 г Результаты и рекомендации диссертационной работы могут быть использованы при разработке, освоении и эксплуатации перспективных энергоблоков с быстрыми натриевыми реакторами следующего поколения

Достоверность представленных автором результатов подтверждена опытными данными, полученными при эксплуатации активных зон реактора БН-600 второй и третьей модернизаций

Основные положения, выносимые на защиту

1 Комплексный методический подход к постановке задач и проведению первичных послере-акторных исследований состояния отработавших элементов конструкций быстрого реактора и экспериментальных устройств, облучаемых с целью развития перспективных направлений

2 Результаты первичных массовых исследований штатных и экспериментальных элементов активной зоны и боковой зоны воспроизводства БН-600 различной конструкции, изготовленных из различных промышленных и опытно-промышленных сталей, топлива разного типа

3 Расчетно-экспериментальная методология прогнозирования радиационного формоизменения элементов реакторных сборок при поэтапном повышении их ресурсных характеристик

4 Результаты расчетно-экспериментального исследования влияния скорости набора повреждающей дозы (скорости повреждений) на радиационное распухание нержавеющих аустенитных сталей 08Х16Н11МЗ м т о и 08Х16Н11МЗТ х д

5 Графические и аналитические зависимости для прогнозирования радиационного распухания сталей 08Х18Н10Т, 09Х18Н9,12Х18Н9Т-материалов внутрикорпусных устройств (ВКУ)

6 Графические и аналитические зависимости для прогнозирования радиационного распухания сталей, использованных для изготовления оболочек твэлов реактора БН-600

7 Результаты исследований причин разгерметизации твэлов в TBC активной зоны и боковой зоны воспроизводства, а также во внутриреакторном хранилище, происходившей на разных стадиях эксплуатации реактора БН-600

8 Результаты выявления наиболее важных факторов, ограничивающих повышение эксплуатационных показателей TBC быстрого реактора, и направление поэтапного повышения радиационной стойкости конструкционных материалов, базирующегося на последовательном улучшении их служебных свойств

Апробация работы-

Основные положения работы докладывались и обсуждались на конференциях и совещаниях Советско-Французский семинар по методам и средствам неразрушающего и разрушающего контроля облученных TBC и твэлов энергетических быстрых реакторов (Димитровград, 1987 г), Всесоюзный семинар по методике и технике реакторных и послереакторных экспериментов в радиационном материаловедении, (Димитровград, 1988 г), 6-е заседание координационного научно-технического совета по методическому обеспечению реакторного материаловедения (Димитров-град, 1990 г), 3-е заседание постоянно действующего семинара по методике и технике реакторных и послереакторных экспериментов в радиационном материаловедении, (Димитровград, 1994 г ),

совещание по повышению качества серийной металлопродукции для атомной энергетики (Заречный, 1987 г), 4-6-ые Белоярские научно-технические конференции (Заречный, 1989, 1994, 1999, 2004 г г ,), международный семинар СНГ-Япония по изучению влияния виутриреакторного облучения на конструкционные материалы быстрых реакторов (Обнинск, 1992 г), международный семинар Россия - Франция, ФРГ, Великобритания по материалам чехлов и оболочек твэлов БН (Обнинск, 1992 г ), 3, 4, 6, 7-ые межотраслевые конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 1992, 1995, 2000, 2003 г г), конференция по разработке, производству и эксплуатации тепловыделяющих элементов и TBC энергетических реакторов (Электросталь, 1994 г), семинар «Комплексу ИВВ-2М - 30 лет» (Заречный, 1996 г), Международная научно-техническая конференция «Свердловскому ядерному научному центру - 35 лет» (Заречный, 2001 г), заседание Технического комитета МАГАТЭ по влиянию высокодозного облучения на поведение конструкционных и топливных материалов перспективных активных зон (Обнинск, 1997 г ),

9-е Всесоюзное совещание по физике радиационных повреждений, ионно-лучевым и радиационным технологическим процессам (Харьков, 1990 г), 1-6-ые Уральские Международные семинары по физике радиационных повреждений металлов и сплавов (Снежинск, 1995-2005 г г),

Межотраслевая научно-практическая конференция «Снежинск и наука» (Снежинск, 2000г ), Международная конференции «Атомная энергетика на пороге XXI века» (Электросталь, 2000 г), Российская конференция «Материалы ядерной техники» (Агой, 2002 г ), Международная научно-техническая конференция «60 лет Свердловскому НИИ химического машиностроения» (Екатеринбург, 2002 г), Международный конгресс «Энергетика - 3000» (Обнинск, 2002 г), Международная научно-техническая конференция «Атомная энергетика и топливные циклы» (Москва-Димитровград, 2003 г), 4-ая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Москва, 2004 г), 32-и Японский Семинар МНТЦ «Реакторные облучательные технологии в России/СНГ» (Япония, Оараи, 2004 г )

Публикации По теме диссертации опубликовано 47 работ, выпущено около 50-ти научных отчетов Список основных публикаций приведен в конце автореферата

Личный вклад автора. Проведенные автором исследования являются составной частью широкой тематики, осуществляемой в ФЭИ, ВНИИНМ, ОКБМ и других организациях отрасли в обеспечение надежности активных зон реакторов на быстрых нейтронах С 1986 г автор является не-

посредственным участником комплексных работ по исследованию отработавших элементов активной зоны опытно-промышленного реактора на быстрых нейтронах С непосредственным участием автора создавался и модернизировался пристанционный исследовательский комплекс Автор проводил исследования в обоснование перспективных проектов элементов конструкций быстрых реакторов и разработок конструкционных материалов с целью повышения эксплуатационных показателей работы быстрого реактора БН-600 Личный вклад автора заключается также в обработке, в анализе результатов исследований, проведенных на Белоярской АЭС, и результатов, полученных в ведущих отечественных и зарубежных материаловедческих центрах

Структура и объем диссертации Диссертация состоит из введения, 4-х глав, основных результатов и выводов работы, 2-х приложений Содержит 312 страниц машинописного текста, включая 170 рисунков, 33 таблицы, список литературы из 155 наименований, 30 страниц приложений из 17-ти таблиц

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обосновывается актуальность темы, сформулированы цели и задачи работы, отражена новизна полученных результатов и их практическая ценность, приведены положения, выносимые на защиту

В первой главе анализируется состояние вопроса по достижению высоких эксплуатационных показателей активных зон реакторов на быстрых нейтронах отечественных и зарубежных энергоблоков, по разработке и использованию радиационностойких конструкционных материалов, по результатам реакторных испытаний и послереакторных исследований элементов конструкций быстрых реакторов к моменту начала исследований автора На тот момент реактор БН-600 эксплуатировался с активной зоной 01 до максимального выгорания топлива, равного 5,1% т а в зоне малого обогащения (ЗМО) и 7,2 % т а в зоне большого обогащения (ЗБО) Рассмотрены исходные характеристики и условия эксплуатации активной зоны БН-600 в ее эволюции, объекты исследования - отработавшие реакторные сборки

Внедрение конструктивных особенностей и конструкционных материалов реакторных сборок обусловлены требованиями ресурсных параметров активной зоны на всех этапах ее эволюции В таблице 1 1 приведены основные проектные параметры всех типов активных зон, реализованные для реактора БН-600

Активная зона первого типа 01 была спроектирована на максимальное выгорание топлива 9,7% та В качестве топлива использовались в активной зоне - втулки обогащенного диоксида урана, в зоне воспроизводства - брикеты обедненного диоксида урана Чехлы TBC изготавливались из стали 08Х16Н11МЗ мто , оболочки твэлов - из стали ЭИ-847 ауст После получения первых результатов по поведению этих материалов под облучением в реакторе БН-600 вследствие значительного радиационного формоизменения чехлов TBC и оболочек твэлов допустимое выгорание топлива было ограничено величиной 7,2% т а

Достижение проектных величин выгорания топлива осуществлялось поэтапно В 1987 г проведена первая модернизация активной зоны (01М) с увеличением выгорания топлива до 8,3 % т а (повреждающая доза 54 смещений/атом (сна)) С использованием результатов, полученных в данной работе, в 1993 г закончена вторая модернизация активной зоны (01М1) на проектное выгорание топлива 10% т а (повреждающая доза 75 сна) С непосредственным участием автора в 2002-03 годах обоснована активная зона третьей модернизации (01М2) с выгоранием топлива до ~11% т а (повреждающая доза 82 сна) Переход на эту зону осуществлен в 2004-06 г г

Модернизация активных зон, повышение выгорания топлива и улучшение показателей эксплуатации реактора БН-600 во многом определялись результатами испытаний экспериментальных реакторных сборок, к которым относятся изделия, по каким-либо параметрам (конструкционные особенности, материалы элементов, топливная композиция, назначенный ресурс, условия эксплуатации) отличающиеся от штатных Испытаны около трехсот пятидесяти ЭТВС различной конструкции, с разными материалами и топливом Кроме того, более тысячи TBC штатной конструкции испытаны на повышенные выгорания и повреждающие дозы

Активная зона 01 эксплуатировалась с 1980 г по 1986 г Сборки зоны большого обогащения работали с перестановками от периферии к центру и поворотами на 180° после каждой микрокач-

Таблица 1 1 - Основные проектные характеристики активных зон реактора БН-600

Характеристика 01 (¡980-86 г г ) 01М(1988-91гг) 01М1 (1993-2004 г г) 01М2 (2006 - ) г г

Максимальная тепловая мощность, МВт 1470 1470 1470 1470

Диаметр / высота АкЗ при Тко„н, мм 2058/750 2058/1000 2058/1030 2058/1030

Высота верхнего/нижнего/бокового экрана, мм 400/400/1550 300/380/1580 300/350/1580 300/350/1580

Кол-во ячеек реактора - общее, шт 966 966 966 966

- TBC (ЗМО/ЗСО/ЗБО/всего) 215/7154/369 136/94/139/369 136/94/139/369 136/94/139/369

- TBC (ВБЗВ/НБЗВ/всего) 161/218'379 161/201/362 161/217/378 161/217/378

- стержни (АЗ/АЗ-П/КС/РС/всего) 5/1/19/2/27 5/1/19/2/27 5/1/19/2/27 5/1/19/2/27

ФНИ/ВРХ/под сборки стальные/технологические 2/163/19/7/191 2/179/19/8/208 2/163/19/8/192 2/163/19/8/192

Назначенный ресурс

-TBC ЗМО/ЗСО/ЗБО, эф сут 200/7300 330/330/495 480/480/480 560/560/730

-TBC ВБЗВ, эф сут 400 660-1155 640-1120 640-1760

-TBC НБЗВ, эф сут 800-1800 1155-1815 1120-1760 1280-5440

-стержени КС и PC, эф сут 350 365 365 365

-стержени A3 и АЗ-П, ФНИ, эф сут 350 365 365 460

-гильзы стержней СУЗ, эф сут 350 500/660 500/660 740

-технологические гильзы, год 5 5 5 5

Схема перегрузки ЗМО/ЗСО/ЗБО, МК 2/73 2/2/2-3 3/3/3 4/4/4 -5

Длительность микрокампании, эф сут 100 165 160 140±30

Обогащение топлива по U-235 ЗМО/ЗСО/ЗБО, % 21/-/33 17/21/26 17/21/26 17/21/26

Материалы TBC АкЗ - чехла Х16Н11МЗ ауст Х16Н11МЗТхд ЭП-450 ЭП-450

- оболочек ЭИ-847 ауст ЭИ-847 хд ЧС-68 х д ЧС-68 хд

Размер чехла TBC «под ключ», мм 96x2 96x2 96x2 96x2

Диаметр оболочек твэлов АкЗ/ БЗВ, мм 6,9x0,4/14,0x0,4 6,9x0,4/14,0x0,4 6,9x0,4/14,0x0,4 6,9x0,4/14,0x0,4

Длина твэлов АкЗ/ БЗВ, мм 2400/1788 2400/1980 2400/1980 2400/1980

Длина газовой полости твэлов АкЗ/БЗВ, мм 808/160 653/310 653/310 653/310

Кол-во твэлов TBC АкЗ/ БЗВ, шт 127/37 127/37 127/37 127/37

Макс лин нагрузка, кВт/м 54,0 47,2 47,1 47,0

Макс т-ра оболочки, °С 710 710 710 710

Макс выгорание топлива - ЗМО/ЗСО/ЗБО, % т а 5,1/77,2 6,5/6,9/8,3 9,0/9,5/10,0 10,1/10,6/11,2

- МВт сут/кги 42,5 44,5 60,0 70,0

Макс повр доза на оболочку (ЗМО/ЗСО/ЗБО), сна 40/-/44 53/51/54 75/72/69 82/79/75

ЗМО/ЗСО/ЗБО - зоны мапого/среднего/большого обогащения, АЗ - аварийная защита, КС - компенсирующий стержень, РС - регулирующий стержень, ВБЗВ/НБЗВ -

внутренняя/наружная боковые зоны воспроизводства, ФНИ - фото - нейтронный источник, ВРХ - внутриреакторное хранилище, СУЗ - система управления и защиты

пании TBC зоны малого обогащения равномерно перегружались после эксплуатации без поворотов и перестановок Основное количество TBC ЗБО и ВБЗВ пере1ружались с перестановками от периферии к центру, TBC наружной боковой зоны воспроизводства работали без перестановок

В процессе эксплуатации активной зоны 01 реактор почти каждую микрокампанию работал с твэлами, разгерметизировавшиеся оболочки которых имели дефекты как пропускающие только газообразные продукты деления (негерметичностъ «по газу»), так и допускающие контакт топлива с теплоносителем (негерметичность «по топливу») Повреждение оболочек до контакта топлива с теплоносителем характерно было для твэлов TBC зоны большого обогащения Наблюдалась и массовая разгерметизация твэлов ВБЗВ Опыт эксплуатации зоны 01 показал, что реактор может работать в течение определенного времени с поврежденными твэлами без нарушений условий и пределов безопасной эксплуатации В результате послереакторных исследований TBC ЗБО, проведенных с непосредственным участием автора, было установлено, что твэлы, оболочки которых изготавливались из стали ЭИ-847 ауст, теряли герметичность из-за значительного распухания и деградации механических свойств стали под облучением, Разгерметизации твэлов способствовали вытеснители, изготовленные из стали 12Х18Н10Т, которые вследствие значительного радиационного распухания удлинялись, искривлялись и внедрялись в межтвэльное пространство Разгерметизацию обуславливало также искривление чехлов вследствие большой радиальной неравномерности нейтронного потока по TBC Значительное влияние оказывали и повороты TBC с перестановками от периферии к центру Для исключения разгерметизации твэлов с участием автора были разработаны и внедрены рекомендации по замене материалов оболочек и вытеснителей на более радиационно-стойкие, по изменению конструкции твэлов БЗВ (гладкие оболочки вместо ребристых, ленточное дистанционирование твэлов, увеличение объема газосборника, фиксация брикетов) С целью смягчения режимов эксплуатации оптимизированы перестановки и повороты, для TBC ВБЗВ дополнительно снижены линейные нагрузки до 48 кВт/м, радиальная неравномерность флюенса и выгорание топлива до 1,3% т а В результате массовая разгерметизация прекратилась

Необходимость повышения экономичности работы реактора с активной зоной 01 потребовала проверки ряда перспективных материалов с целью снижения радиационного формоизменения чехлов TBC и оболочек твэлов В качестве материалов чехлов испытывались стали аустенитного класса 08Х16Н11МЗТ хд, ЭП-172 хд, ЭИ-448 хд и стали ферритпо-мартенситного класса ЭП-450, 05Х12Н2М, ЭП-823, для оболочек твэлов - аустенитные стали ЭИ-847 х д, ЭП-172 х д , ЧС-68 хд Всего в зоне 01 отработало около полутора сотен экспериментальных TBC (ЭТВС) с различными модификациями материалов чехлов и оболочек твэлов Основные характеристики ЭТВС представлены в таблице 1 2 На основании результатов послереакторных исследований, проведенных с непосредственным участием автора, ряд перспективных материалов для дальнейшего использования был отвергнут

Максимальное выгорание топлива 8,3 % т а было достигнуто в модернизированной активной зоне 01М Основные отличия АкЗ 01М от АкЗ 01 заключались в применении трех зон обогащения по урану-235 (17%, 21% и 26%) вместо двух, увеличении высоты активной части твэлов от 750 до 1000 мм и снижении максимальной линейной нагрузки на твэл от 54 до 47 кВт/м В качестве материала чехловых труб TBC активной зоны 01М выбрана сталь 08Х16Н11МЗТ х д, для оболочек твэлов - ЭИ-847 х д , для которых степень холодной деформации составляла (12-15)% и 20+3.2 %, соответственно

В переходный период от зоны 01 к зоне 01М негерметичных модернизированных твэлов не было Продолжалась разгерметизация твэлов первого типа загрузки в наружном ряду ЗБО и во внут-риреакторном хранилище Как было показано в результате послереакторных исследований, проведенных с участием автора, разгерметизация в ВРХ происходила из-за снижения расхода теплоносителя через TBC вследствие образования отложений в кольцевых зазорах между хвостовиками сборок и гнездами напорного коллектора Разгерметизация практически прекратилась после принятия мер по увеличением диаметра запиточных отверстий В результате превалирующий расход теплоносителя осуществляется по настоящее время частично через кольцевые зазоры и в основном через запиточные отверстия, суммарная площадь сечения которых гарантировано охлаждает отработавшей TBC (ОТВС) даже при полном прекращении расхода через кольцевой зазор

Таблица 1 2 - Максимальные параметры экспериментальных TBC реактора БН-600

Гип Тип ЭТВС Количество Выгорание то- Повреждающая

АкЗ (материалы чехла/оболочек/топлива) ЭТВС, шт плива, % т а доза, сна

ЗМО/ЗСО/ЗБО ЗМО/ЗСО/ЗБО ЗМО/ЗСО/ЗБО

01 ЭП-450/ЭИ-847 х д /и02-штатное 63/—/17 7,6/—/7,0 62/—/40

ЭП-450/ЧС-68 х д/и02-штатное 9 в ЗМО 11,6 88

01М ЭГМ50/ЧС-68 хд/и02-штатное 12/15/13 8,1/9,6/10,1 64/74/67

ЭП-450/ЭП-172 х д /1ГО2-штатное 28/28/22 9,3/10,8/11,7 81/87/84

05Х12Н2М/ЧС-68 х д /Ш2-иггатное 4/4/4 7,7/8,4/8,6 61/61/57

05Х12Н2М/ЧС-68 х д /Ш2-штатное 4/4/4 7,5/7,9/8,7 60/59/57

ЭГ1-450/ЧС-68 х д /и02-штатное (материало- 3 в ЗМО 7,6 59

ведческая)

08Х16Н11МЗТ*"/ЭП-172" х д /и02-РиО,-вибро 2 в ЗМО 9,6 77

05Х12Н2М'"/ЧС-68 х д "ЛГО2-Ри02-вибро 4 в ЗМО 9,5 69

ЭП-450/ЭП-172 х д **/U0rPu02-таблеточное 2 в ЗМО 10,3 69

ЭП-450/ЧС-68 хд **/и02-Ри02-таблеточное 2 в ЗМО 10,3 69

01М1 Э1М50/ЧС-68 х д /и02-штатное (продленный 7 в ЗБО 11,7 80

ресурс)

ЭП-450/ЭП-450+ЧС-68х д */Ш2-штатное 3/--/2 9,4/—/9,4 78/—/61

ЭГМ50"ТчС-68 х д **/Ш2-Ри02-таблеточное 8/8/- 11,8 79

ЭП-450/ЧС-68 х д /и02-Ри02-таблегочное -/5/10 8,9 68

05Х12И2М"'/ЧС-68 х д **/Ш2-Ри02-вибро 3 в ЗМО 10,5 78

ЭП-450**ТЧС-68 х д * */1ГО2-Ри02-вибро 1 в ЗМО 9,0 62

ЭП-450**7ЧС-б8 х д **/и02-Ри02-вибро 3 в ЗМО **** ****

* - пучок твэлов содержит центральные твэлы с оболочками ш стали ЧС-68 х д и периферийный ряд тюлов с оболочками га стали ЭП-450, ** - диаметр оболочек твэлов 6,6x0,4 мм, ***- размер чехла «под ключ» 94,5x2,5 мм, ****- находятся в реакторе

Активная зона первой модернизации эксплуатировалась в течение 1988-1991 г г Фактически достигнутые значения выгорания соответствовали проектным Этот период характеризовался единичными случаями разгерметизации твэлов газовая неплотность твэлов в 2-х штатных TBC и в двух экспериментальных TBC с виброуплотненным урановым топливом

В активной зоне 01М и в переходный период к зоне второй модернизации 01М1 продолжали испытываться стали ЭП-450, ЭП-823, 05Х12Н2М, ЧС-68 х д , ЭП-172 х д В результате отбора к концу срока эксплуатации зоны 01М превалировали стали ЭП-450 для чехлов TBC и ЧС-68 хд для оболочек твэлов В обоснование применения этих материалов в качестве штатных активной зоны 01М1 около четырех тысяч пятьсот твэлов облучено до выгораний 8,5-9,0% т а при повреждающих дозах 70-80 сна, более шестисот твэлов - до выгораний 10,0-11,0% та при дозах 80-85 спа, твэлы одной штатной TBC - до выгорания 11,6% т а при максимальной повреждающей дозе 94 сна

Перевод реактора на активную зону второй модернизации 01М1 с максимальным выгоранием топлива 10% т а проведен в период 1991 - 1993 г г Для обеспечения необходимого запаса реактивности увеличена загрузка топлива в TBC за счет увеличения высоты активной части до 1030 мм и эффективной плотности топлива с 8,5 до 8,6 г/см3 Наружная боковая зона воспроизводства увеличена на 16 TBC, количество ячеек внутриреакторного хранилища соответственно уменьшено TBC боковой зоны воспроизводства эксплуатируются до достижения следующих критериев максимальное уделъпое тепловыделение не более 48 кВт/м, максимальное выгорание менее 1,6% т а, общее время облучения не более 5 лет при работе реактора на номинальной мощности Активная зона 01 Ml по комплектации сборками зон обогащения не отличается от предыдущей зоны 01М

В качестве конструкционных материалов TBC зоны 01М1 приняты для чехловых труб - сталь ЭП-450, для оболочек - ЧС-68 х д Реактор с активной зоной второй модернизации отработал с 1993г до 2004 г В этот период длительность двух микрокампаний была увеличена по сравнению с проектной 160 эф сут до 247 эф сут с короткой остановкой после 180 эф сут и до 264 эф

сут спустя 120 эф сут Перегрузка TBC при этом не производилась Наработка TBC превышала проектное значение 480 эф сут и достигала 558 эф сут при максимальной средней энерговыработке ~ 70 МВт сут/кг Фактически достигнутые максимальные параметры эксплуатации штатных TBC по сравнению с проектными (таблицы 11,13) составили наработка—558 эф сут (на периферии ЗБО - 713 эф сут ), выгорание - 11,1 % т а в ЗБО, повреждающая доза - 81 сна в ЗМО В этот период выявлен всего 21 случай разгерметизации твэлов в активной зоне, 2 - в ВРХ В четырех TBC дефекты оболочек развивались до контакта топлива с теплоносителем, в остальных - оставались на стадии газовой неплотности (в отдельных случаях дефекты закрывались в реакторе)

Таблица 1 3 -Проектные и фактические максимальные значения выгорания топлива и повреждающей дозы для штатных TBC активной зоны 01М1/01М2_

Проектные Фактические

Тип TBC Повреждающая доза, сна Выгорание топлива, %та Повреждающая доза, сна Выгорание топлива, %та

ЗМО 75/82 9,0/10,0 81 9,4

зсо 72/79 9,5/10,6 77 10,2

ЗБО 69/75 10,0/11,2 74 10,9

На настоящий момент на штатном топливе максимальное значение выгорания 11,7 % т а достигнуто в ЗБО 01М в ЭТВС с чехлом из стали ЭП-450 и с оболочками твэлов из стали ЭП-172 х д , а максимальная повреждающая доза 94 сна - в штатной TBC ЗМО 01М1 с чехлом из стали ЭП-450 и с оболочками твэлов из стали ЧС-68 х д Рекордная повреждающая доза 108 сна достигнута при облучении контейнера с материаловедческими образцами в одной трех материало-ведческих TBC

Практически все из эксплуатировавшихся в реакторе БН-600 типов реакторных сборок прошли первичные послереакторные исследования Перечни ОТВС, органов СУЗ и других сборок, инспектированных в бассейне выдержки БН-600 и исследованных в горячей камере БН-600, их основные параметры эксплуатации (в том числе и условия облучения) в подробным и обобщенном видах представлены в тексте главы 1 и в приложениях к диссертации

В бассейне выдержки определены геометрические размеры 1028-ми сборок 688-и TBC, 132-х стержней СУЗ (49 ст A3, 76 ст КС, 7 ст PC), 155-ти гильз стержней СУЗ (36 гильз ст A3, 105 -ст КС, 14 - ст PC), 33-х сборок нейтронной защиты выгородки элеватора и пакетов-имитаторов В горячей камере исследовано 59 TBC (~3000 твэлов) Образцы элементов выбирались для матсриа-ловедческих исследований в «горячих» лабораториях СФ НИКИЭТ, ФЭИ, НИИАР

Во второй главе описаны направления, методы и средства первичных послереакторных исследований облученных элементов конструкций активной зоны БН-600

Точность предсказания и обоснования работоспособности элементов активной зоны во многом определяется знанием физико-механических, радиационных и теплофизических свойств конструкционных и делящихся материалов, их изменений в процессе облучения, а также наличием надежных экспериментальных данных о поведении реальных внутриреакторных конструкций в стационарных, переходных и аварийных режимах эксплуатации В результате массовых первичных послереакторных исследований, проводимых в «горячей» камере и бассейне выдержки БН-600, собираются экспериментальные данные по влиянию отдельных факторов на поведение штатных и экспериментальных TBC, изделий СУЗ, облучательных устройств и других выемных конструкций Получаемая информация важна для анализа работоспособности и безопасности существующих конструкций элементов активных зон быстрых реакторов и оптимизации разрабатываемых конструкций, конструкционных материалов, режимов их эксплуатации

Надежность получаемых данных послереакторных исследований элементов и материалов реак-торпых сборок определяется, в основном, степенью проработки методологии проведения исследований и уровнем их методического обеспечения

Методология проведения первичных послереакторных исследований полноразмерных сборок реактора БН-600 базируется на традиционных принципах реакторного материаловедения применительно к условиям эксплуатации промышленного энергоблока

Объекты исследования определяются целями реакторных испытаний опытных изделий и выявления причин выхода из строя штатных реакторных сборок Реакторные испытания и штатная эксплуатация реакторных сборок сопровождаются обязательным этапом анализа расчетно-эксперименгальных данных условий их эксплуатации в реакторе, а также всей историей обращения со сборками от изготовления до утилизации

При постановке задач послереакторных исследований выбираются представительные сборки из числа отработавших в реакторе Сборки следующих типов

Экспериментальные сборки, в которых применены новые материалы или новые конструкторские решения для повышения их ресурса и надежности Реакторные ресурсные испытания таких сборок проводятся поэтапно Ресурс этапов испытаний назначается на основе расчетно-экспериментального обоснования, базирующегося на накопленном опыте облучения материалов, конструкций и их послереакторных исследований

Штатные сборки, которым назначается повышенный ресурс с целью определения границ достижения предельного состояния работоспособности по различным эксплуатационным параметрам

Таблица 2 1 - Методическое обеспечение первичных исследований

Методика Назначение, цель

Визуальный контроль - внешний вид составных элементов - видимые изменения от различных воздействий - определение кривизны, спиральности - выявление дефектных участков - обнаружение отложений и налетов

Определение геометрических размеров сборок - измерение размеров диагоналей и между гранями шестигранного сечения в зависимости от высоты сборки - сопоставление условиям облучения - определение дознотемпературных зависимостей и параметров распухания, ползучести

Определение геометрических размеров оболочек элементов - измерение удлинения - измерение внешнего диаметра оболочки по высоте элемента - измерение овализации оболочки на различных участках - определение профиля поперечного сечения оболочки - построение образа формоизменения оболочки - определение дознотемпературных зависимостей и параметров распухания

Определение параметров внутритвэль-ного газа - определение газового объема твэла - определение давления газа под оболочкой - определение количества накопившегося газа (при нормальном давлении) - оценка напряжений в оболочке

Импульсная вихретоковая дефектоскопия - определение состояния оболочки (наличие и локализация дефектов, магнитных включений, аномальных областей) - определение состояния топливных сердечников (локализация аномалий) установление областей контакта топлива с оболочкой

Гамма-спектрометрические исследования - определение р\а нуклидного состава гамма-излучателей на различных участках сборки и ее элементов - определение герметичности твэлов по наличию криптона-85 в газовой полости -установление пространственных распределений активности радионуклидов - определение состояния топливного столба определение газовыделения из топлива - верификация расчетных условий облучения

Нейтронное сканирование - определение эффективной плотности топливного сердечника по радиусу и высоте - наличие центрального отверстия и аномалий топлива

Электропотенциальный метод - определение электрического сопротивления оболочки - локализация областей выделения вторых фаз - обнаружение дефектов оболочки, ее разностенности

Другие методы - определение термического сопротивления зазора топливо-оболочка - измерение коэффициента линейного расширения оболочечцых материалов

- Штатные аварийные сборки с преждевременной выработкой ресурса, которая обусловлена, как правило, или недостатками в проработке материалов и конструкций, или отклонениями в технологиях их изготовления, или особенностями эксплуатации изделий

- Экспериментальные устройства, предназначенные для проведения облучения конструкционных материалов и наработки изотопов

До начала 1990-х годов внедрение новых конструкционных материалов для использования в быстром реакторе большой мощности происходило поэтапно Первоначально изучались образцы конструкционных материалов лабораторных и опытно-промышленных плавок после имитационного и реакторного облучения в исследовательских и/или опытно-промышленных реакторах типа БР, БОР-бО, БН-350, БН-600 После первичрого отбора материалов и изготовления из них изделий проводились реакторные испытания экспериментальных сборок в быстрых реакторах небольшой мощности и всесторонние послереакторные исследования в горячих лабораториях отрасли В результате проработанные материалы и конструкции в составе полномасштабных экспериментальных сборок поступали (и поступают) в реактор большой мощности БН-600 на испытания, после которых проводятся первичные послереакторные и последующие материаловедческие исследования На основании результатов исследований и экспертной процедуры принимаются решения о внедрении конструкций в штатную эксплуатацию В последние 10-15 лет предпочтение имеют форсированные реакторные испытания полномасштабных сборок

В таблице 2 1 представлена общая характеристика методов первичных послереакторных исследований, с помощью которых осуществляется визуальный контроль состояния сборок в целом и после их разделки (разборки), измеряются геометрические размеры элементов, определяются герметичность твэлов и параметры внутритвэльного газа, состояние топливных сердечников и распределение продуктов деления и активации Для обнаружения дефектов оболочек применяется импульсная вихретоковая дефектоскопия, измеряется электросопротивление оболочек Для отдельных твэлов проводилась нейтронная радиография, измерения термического сопротивления зазора между топливом и оболочкой

В создании методической базы первичных исследований совместно с Белоярской АЭС принимали участие ВНИИНМ и его филиала на МСЗ, БН-350, СФНИКИЭТ/ИРМ, НИИАР, ФЭИ В конце 1980-х годов с появлением и развитием компьютерной техники была осуществлена модернизация методического обеспечения первичных исследований Начиная с 2000 г, продолжается вторая модернизация Установки, создаваемые на основании накопленного опыта, можно рассматривать как прототипы для горячего корпуса строящегося реактора БН-800

В третьей главе систематически изложены результаты комплексных исследований

- состояния элементов отработавших реакторных сборок,

- работоспособности TBC с твэлами, для комплектации которых использовались чехлы и оболочки из различных сталей, оксидное урановое или смешанное уран-плутониевое топливо (таблеточное и виброуплотненное),

- исследования масштаба и причин разгерметизации твэлов на различных этапах эксплуатации реактора БН-600

3 1 Формоизменения элементов реакторных сборок

311. Чехлы TBC. В общем случае формоизменение чехлов TBC обусловлено не только радиационным распуханием, но и радиационной и термической ползучестью, возникающих под давлением натриевого теплоносителя в слое между пучком твэлов и чехлом В соответствии с известной методикой, разработанной в ФЭИ, в приближении равномерности вакансионного распухания по всему периметру шестигранника считается, что увеличение размеров диагоналей обусловлено только радиационным распуханием, а увеличение размеров «под ключ» - совместным воздействием распухания и ползучести

Для описания дозно-температурных зависимостей распухания, определяемого из изменения размеров диагоналей шестигранника, использовалась функция

R=AV/Vо = dR/dD ехр(- ß (Т-Т0)2) (D-D0) (1),

где R - распухание (относительное изменение объема V0), %, D - повреждающая доза, сна, Т -температура облучения, °С, dR/dD - скорость распухания, %/сна, То - характеристическая температура максимального распухания, ß - параметр порядка коэффициента диффузии вакансий, К , Do - инкубационная доза, сна Температурная область распухания дискретно разбивалась на интервалы, для которых строились зависимости распухания от повреждающей дозы Экспериментальные данные описывались в приближении

R(D) = AV/V0=dR/dD (D-D0(T)) (2),

Параметры dR/dD, Т0, ß, Do определялись методом наименьших квадратов по наилучшей сходимости экспериментальных данных и результатов расчета

Модули радиационной ползучести определялись по известной методике, согласно которой вклад в изменение размера «под ключ» от радиационной ползучести описывается зависимостью

AS/So =В D р S2/25 (l+S2(l-p2)/V2S)/S0 (3)

где S0 - исходный размер «под ключ», мм, В - модуль радиационной ползучести, (МПа сна)"1, р -давление теплоносителя, МПа, 5 - толщина грани, мм, (J. - модуль Пуассона

Рисунки 3 1,32 иллюстрируют типичные исходные данные Обобщенные данные по характеристикам TBC приведены в таблице 11

Параметры радиационного распухания и ползучести материалов чехлов TBC приведены в таблице 3 1 и на рисунках 3 3,34

Использовавшиеся первоначально чехлы из стали 08Х16Н11МЗ мто обработки показали низкую стойкость к радиационному распуханию и ползучести (рисунок 3 1) Инкубационная доза распухания составляет 15-20 сна Легирование стали 08Х16Н11МЗ титаном (массовая доля 0,2-0,4%) и 20%-ная холодная деформация повысили радиационную стойкость к формоизменению чехлов из стали 08Х16Н11МЗТ хд (рисунок 3 4) Изменения размеров чехлов из этой стали при повреждающей дозе менее 50 сна незначительны Максимальное формоизменение чехлов из стали 08Х16Н11МЗ и 08Х16Н11МЗТ наблюдается при близких температурах 430-450°С Инкубационная доза возросла до 35-45 сна Однако при повреждающих дозах 50-70 сна скорости распухания и ползучести велики (~0,1) %/сна и ~2, 0 10~6 (МПа/сна), соответственно, что не позволило рекомендовать сталь 08Х16Н11МЗТ хд в качестве материала чехлов TBC на достижение выгорания 10% таи более

Испытания двух TBC с чехлами из стали ЭП-172 хд, легированной бором с содержанием до 0,008 % масс и ниобием с содержанием 0,35-0,9 % масс, выявили неожиданно большое формоизменение чехлов при дозе 50-60 сна В результате исследований, проведенных во ВНИИНМ для выявления причин такого неудовлетворительного поведения материала, хорошо зарекомендовавшего себя при предварительных испытаниях, было установлено, что основными причинами являлись неоп-тимальпая степень холодной деформации, ее неравномерность по периметру и длине чехла, а также значительный разброс свойств материала по толщине стенки чехла

В качестве чехлового материала испытывали также аустенитную сталь ЭИ-448 х д, легированную титаном и максимально приближенную по своему составу к зарубежному аналогу - стали 316Ti, но отличающуюся от нее содержанием титана и углерода (0,5-0,7 и 0,7% масс вместо 0,4 и 0,5% масс в стали 316Ti, соответственно) Несмотря на то, что при повреждающей дозе 35-65 сна изменения размеров чехлов из стали ЭИ-448 х д составляют промежуточное состояние между соответствующими значениями для сталей 08Х16Н11МЗ м т о и 08Х16Н11МЗТ х д, эта сталь подвержена сильному охрупчиванию, что привело к случаю разрушения одной из сборок при технологических операциях в реакторе

Наименьшим формоизменением характеризуются чехлы, изготовленные из ферритно-мартенситных сталей ЭП-450, ЭП-823 и 05Х12Н2М (рисунки 3 1, 3 2) Формоизменение чехлов из стали ЭП-450 при дозе ~90 сна обусловлено главным образом радиационной и термической ползучестью, поскольку диагональные размеры почти не изменяются Максимальное изменение размеров соответствует температуре облучения 400-430°С Для чехлов из стали 05Х12Н2М наблюдается

го зо 40 so ео 70 tío м Плирс*д*)лт1Ш лн ■ «ы

1С го ад 40 вд оо ао

П^итк1 *-TftJfчая яр1«. —I-

Рисунок 3.1 - Формоизменение чехловых труб штатных ТВС активных эон 01 (1), 01М (2) и 01М1 (3) в зависимости от повреждающей дозы при температурах максимального изменения (1-0SX16H11МЗ м.т.о, 2-08Х16Ш1МЗТ ч.д, 3-ЭГО50)

е.: о,* a¿

Риала wnínwofl *

Рисунок 3,2 - Изменение поперечных размеров чековых труб в зависимости от высоты активной зоны (температуры облучения и повреждающей дозы)

100 45 Г) 500 550

Рисунок 3,3 - Параметры распухания стали Х16Н11МЗ м.т.о. в зависимости от температуры облучения при различных скоростях набора повреждающей дозы: АкЗ - О-:-2)х!0'6 сна/с, ВЕЗ В - (2-:-7)х1{Г ска/с

400 4Х 500

Температу ра ой пучсии*. *С

Рисунок 3,4 Параметры распухания стали X16HI 1МЗТх.д. р. зависимости от температуры облучения

Таблица 3 1 - Параметры радиационного распухания и ползучести материалов чехлов TBC

МАРКА СТАЛИ dR/dD, %/сна ( при Т0) Т0°С р, Ю^КГ2 Do, сна Модуль ползучести, Ю^МПа сна)1

08Х16Н11МЗ мто 0,20±0,07 450±10 -(1,1±0,1) 15±5 1-3 [ФЭИ, БАЭС]

08Х16Н11МЗТхд 0,12±0,04 430+10 -(3,8+0,6) 35±10 0,5-2,6 [ФЭИ, БАЭС]

ЭП-450 <0,02 400-430 - - 0,4 [ФЭИ, БАЭС]

второй высокотемпературный максимум изменения размера «под ключ», отсутствующий для чехлов из стали ЭП-450 и связанный с термической ползучестью при 480-500°С Диагональные размеры чехлов из стали 05Х12Н2М не изменяются, изменения размеров «под ключ» незначительно выше таковых для стали ЭП-450 при близкой повреждающей дозе Модуль радиационной ползучести стали 05Х12Н2М равен (0,5-2,0) 1СГ6 (МПа/сна), тогда как для стали ЭП-450 он не превышает 0,4-Ю-6 (МПа/сна)

Таким образом, в результате реакторных испытаний и послереакгорных исследований материалов чехлов TBC, проведенных с участием автора, наиболее перспективными признаны стали ферритно-мартенситного класса ЭП-450, 05Х12Н2М и ЭП-823 Наиболее проработанная сталь ЭП-450 принята в качестве штатного материала чехлов TBC активных зон 01М1 и 01М2 Результаты линейной аппроксимации в консервативном приближении с учетом разброса данных показывают, что характеристики радиационного распухания и радиационной ползучести стали ЭП-450 позволяет достичь повреждающие дозы —140 сна (выгорание топлива ~19 % т а )

3 12 Материалы внутрикорпусных устройств (ВКУ). С целью изучения влияния скорости набора повреждающей дозы на радиационного распухания материалов, из которых изготовлен корпус реактора БН-600 и его ВКУ, автором проведен анализ параметров распухания сталей типа Х18Н9, Х18Н9Т, Х18Н10Т и Х16Н11МЗ, полученных при облучении в активной зоне и на периферии реактора БН-600 При этом привлекались данные, полученные при облучении сталей в реакторах БР-5 и ВОР-60

В ряде работ предполагалось, что при уменьшении скорости набора повреждающей дозы в характерном для быстрых реакторов интервале 10"7-10 сна/с температурная область распухания аустенитных сталей типа 304, 316 смещается в низкие температуры со скоростью 60-70 °С на порядок изменения скорости набора дозы При этом при одинаковых температурах облучения распухание при более медленных скоростях набора повреждений должно иметь скорость больше, чем при более высоких скоростях Это так называемый «эффект температурного сдвига распухания» Как видно из представленных на рисунках 3 3, 3 5 результатов, несмотря на значительное различие в скоростях набора повреждающей дозы на периферии и в центре реактора (практически на порядок) ожидаемого эффекта на сталях, являющихся аналогами сталей 304 и 316, не наблюдается в пределах неопределенности расчета температуры облучения и повреждающей дозы

Показано, что «температурный сдвиг» распухания составляет для условий облучения в реакторе БН-600 величину не более (20-50) °С Эта величина порядка неопределенности температуры облучения толстостенного оборудования На основании этого вывода и данных, представленных в таблице 3 2 по результатам облучения материалов на периферии реактора, в работе сделан прогноз распухания материалов ВКУ на ресурс эксплуатации реактора БН-600, продленного от 30 до 45 лет

Таблица 3 2 - Параметры радиациошюго распухания материалов ВКУ

МАРКА СТАЛИ Температура облучения, °С dR/dD, %/сна т0,°с Do, сна ß, ю-4 К'2

12X18HI ОТ (толстостенные чехлы) 380-560 0,35±0,07 475±25 23±5 -(42±14)

09X18Н9 (материаловедчсские образцы) 380-550 0,10±0,02 460±20 15±8 -(1,5+0,4)

Х18Н9Т (чехол TBC БР-5) [НИИАР] 430-460 0,16±0,06 Нет данных 6±3 Нет данных

Х18Н9 (гильза СУЗБОР-бО) [НИИАР] 370-500 0,25±0,05 445+25 15±10 -(6±4)

3.1.3. Гильзы СУЗ К настоящему времени проведены измерения множества гильз СУЗ штатной конструкции из стали ЭП-150, а также экспериментальных и штатных гильз из стали 08Х16Н11МЗ, 05Х12Н2М, 03Х21Н32МЭБ, 07X15H35M3, ЭП-450

Сталь ЭП-150 (дисперсионно-твердеющая ау-стенитного класса) применяли в качестве материала гильз СУЗ первой загрузки На поверхность гильз, представляющих собой шестигранные болванки с размерами «под ключ» 96 мм и просверленными внутри отверстиями, было нанесено термодиффузионное хромо-нитридное покрытие При эксплуатации гильзы достигли повреждающие дозы — (35-50) сна Изменение размеров гильз составило ~(2-3)% (распухание 7+1%) Гильзы разрушилась или имели трещины В результате анализа причин разрушения было установлено, что температурное состояние гильз СУЗ существенно зависит от характеристик стержней СУЗ, условий их размещения и режима перемещения в гильзах, конструкции узлов, центрирующих стержни В результате материаловед-ческих исследований было обнаружено, что нанесение хромо-нитридного покрытия способствует росту зерна в основном металле Изменение конструкции гильз и исключение операции нанесения покрытия не улучшило их радиационную стойкость

Для повышения ресурса гильз СУЗ были разработаны новые конструкции с использованием более радиационно-стойких материалов двустенные гильзы СУЗ (наружная труба - шестигранник, внутренняя - цилиндрическая) Двустенная конструкция позволила снизить перепад температуры па стенки гильзы и исключить силовое воздействие окружающих TBC на внутреннюю трубу, в которой перемещается стержень СУЗ Были испытаны одностенные опытные гильзы из стали 08Х16Н11МЗ и ЭП-450 и двустенные гильзы, у которых внутренние трубы изготовлены из стали ОЗХ21Ю2МЗБ, ЭП-450, 07X15H35M3, 05Х12Н2М, наружные - из стали 08Х16Н11МЗ Однако сталь 08Х16Н11МЗ в состоянии после термомеханической обработки обладает низкой устойчивостью против распухания Обмер внутренней трубы одной гильзы из стали 03X21H32M3B показал значительное увеличение размеров при дозе 57 сна существенная эллиптичность (4,5%), распухание составило 12-15% Сталь характеризуется повышенной склонностью к охрупчиванию Сталь 07X15H35M3 более устойчива к распуханию (AV/V0= 3,6% при дозе 57 сна) и охручиванию и не уступает по радиационной стойкости стали 08Х16Н11МЗТ х д при повреждающей дозе до 70 сна

Поскольку ферритно-мартенситные стали 05Х12Н2М и ЭП-450 характеризуются высоким уровнем физико-механических свойств и низким распуханием при высоких дозах, они обеспечивают работоспособность гильз СУЗ в течение периода времени, необходимого для достижения выгорания топлива 11% таи выше Как и в случае с чехловыми трубами TBC наиболее обоснована к применению сталь ЭП-450

314. Стержни СУЗ. В качестве материала чехловых труб и шарнирных соединений стержней СУЗ первой загрузки использовалась сталь Х18Н10Т, на шарнирные соединения наносили хромонит-ридное покрытие При повреждающей дозе 33 сна диаметр дистанционирующих деталей увеличивался на величину до 1,2% При повреждающей дозе 40 сна увеличение составляло 4,1% и в некоторых случаях вызывало заклинивание стержней в гильзах

Рисунок 3 5 - Параметры распухания стали 18Сг-10№-Т1, облученной при скорости набора повреждающей дозы 2*107 сна/с в реакторе БН-600 (1аДб) и 7*10'7 сна/с в БОР-бО (2а,26)

В усовершенствованной конструкции стержней для уменьшения радиационного разогрева шарнирных соединений и улучшения условий контакта с гильзой уменьшили массу шарниров, увеличили диаметр проходного сечения для теплоносителя, уменьшили площадь соприкосновения буртиков со стенками гильзы. Била исключена операция нанесения высокотемпературного покрытия. В целом эти изменения лишь незначительно повлияли на работоспособность стержней: они обеспечивали достижения повреждающих доз не более 40-50 сна.

Для увеличения ресурса стержней и гильз СУЗ, обеспечивающих выгорание топлива в АкЗ (10-1 1) % т.а. и выше, вместе с конструктивными изменениями осуществлен переход на использование наиболее радиацнонностойких материалов стали ЭП-450 для шарниров, концевых деталей, чехловых труб стержней и гильз; стали ЧС-68 х.д. для ободочек лэлов,

5,7.5. Оболочки твэлов. Рисунки 3,6, 3.9 отражают все этапы модернизации активной зоны реактора БН-600, сопровождавшиеся повышением стойкости к радиационному распуханию материалов оболочек, в качестве которых применялись стали ЭИ-847 ауст,, ЭИ-847 х.д и ЧС-68 х.д. Общими для всех материалов являются:

значительный разброе параметров распухания относительно средних значений в пределах одной TBC и от сборки к сборке, который наравне с неопределенностью температуры облучения

.

Рисунок 3.6 - Радиационное распухание оболочек ^

твэлов активных зон 01 (светлые значки - сталь ?

ЭИ-847 ауст.), 01М (тёмные значки ЭИ-847 х.д.) в зави- 2

сим ости от повреждающей дозы в интервале темпера- =

тур облучения 460-500°С 5

и V 1

Рисунок 3.7 - Внешний вид мучка тволов с оболочками из стали ЭИ-847 ауст.

Высота жтшной зоны, огн. ей Рисунок 3.8 - Распухание оболочек твэлов, изготовленных из сталей ЭИ-847 ауст. (а), ЭИ-847 х.д. (б). ЭП-!72 х.д. (в) и ЧС-68 х.д. (г-TBC АкЗ 0Ш.Д-ТВС АкЗ 01М1 в зависимости от выесты активной зоны (температурь! облучения и повреждающей дозы)

Повреждающая лена, сна

о

-Q

- экспериментальные и штатные TBC i -штатные TBC AK30JMI (2)

экспериментальные TBC с МОХ тош

- усредненное изменение

О - Экспериментальные 1 • - TBC НФ 0287 О -ТВСБН-18

50 60 70 80 Повреждающая доза, сна

60 70

Повреждающая доза, сна

Рисунок 3 9 - Радиационное распухание материалов оболочек твэлов, изготовленных из сталей ЧС-68 х д (а) и ЭП-172 х д (б) в зависимости от повреждающей дозы при температурах облучения 460-500 °С (а) и 440-470 °С (б) (темные значки - оболочки твэлов с МОХ-топливом, светлые - оболочки твэлов со штатным топливом, обозначения — зав №№ ЭТВС)

твэлов в сборке обусловлен неоднородностью структуры материала, отклонениями химического состава в рамках требований технических условий,

как показали результаты определения распухания методами профилометрии и плотностио-метрии при реально возникающем давлении внутри твэлов в интервале выгорания до - 11% т а формоизменение вызвано радиационным распуханием, радиационная ползучесть не проявляется

Параметры распухания оболочечных сталей, определенные с помощью соотношений (1) и (2) по экспериментальным дозпо-температурным зависимостям (рисунок 3 8) приведены в таблице 3 3

В первой загрузке БН-600 применяли твэлы с оболочками из стали ЭИ-847 в аусгенизированном состоянии По критерию напряженно-деформированного состояния предельная деформация (5-6%) оболочки из этой стали достигается уже при повреждающих дозах 40-50 сна, инкубационная доза составляет всего 10-20 сна

Таблица 3 3 - Параметры радиационного распухания материалов оболочек твэлов

МАРКА СТАЛИ dR/dD, %/сна (при Т0,) То/С D0, сна ß, 10"4 К2

ЭИ-847 ауст 0,40+0,02 480+10 20+5 -(0,7±0,1)

ЭИ-847 хд 0,20±0,01 445±15 30±5 -(3,5+1,1)

ЭП-172 хд" 0,27±0,03 450±3 37+3 (4,5+0,5)

ЧС-68 х д * ЧС-68 хд** 0,30±0,05 0,5+0,1 470±10 485+15 47±5 45+5 -(1,5+0,3) -(2,5±0,4)

Примечание *- облучение в активных зонах 01 и 01М экспериментальных твэлов, **- облучение в зонах 01М и 01М1 штатных твэлов

Наблюдалась сильная зависимость распухания от содержания кремния в пределах требований ТУ (0,3-0,6) % масс, которая ярко проявилась в различном удлинении твэлов (рисунок 3 7)

Применение 20%-ной холодной деформации значительно повышает стойкость стали ЭИ-847 к радиационному распуханию Наряду с уменьшением распухания холодная деформация смещает его максимум в область более низкой температуры облучения и сужает полуширину пика распухания (ри-

сунки 3 8 а,б) Инкубационная доза распухания повышается примерно вдвое Предельная деформация оболочек может быть достигнута при дозе, превышающей 70 сна Однако в результате мате-риаловедческих исследований на некоторых оболочках твэлов, облученных до 70 сна, обнаружены зоны повышенного коррозионного взаимодействия оболочки с продуктами деления Наряду с общим ухудшением механических свойств отдельные участки оболочек приобрели нулевую пластичность уже при повреждающей дозе 40 сна. С учетом этого работоспособность оболочек твэлов из стали ЭИ-847 х д ограничивается дозами 55-60 сна

Реакторные испытания и послереахторные исследования экспериментальных TBC с оболочками из стали ЧС-68 х д иЭП-172хд показали их перспективность при повреждающих дозах 45-55 сна формоизменение оболочек оказалось значительно меньше по сравнению с наблюдаемым для оболочек из стали ЭИ-847 х д На выбор стали ЧС-68 х д в качестве материала для изготовления оболочек штатных твэлов активной зоны второй модернизации повлияли следующие особенности поведения оболочек из сталей ЧС-68 х д и ЭП-172 х д (рисунки 3 8, 3 9)

- При близких повреждающих дозах разброс данных по распуханию оболочек из стали ЭП-172 х д значительно больше по сравнению со сталью ЧС-68 х д опытных плавок Анализ содержания вводимых для снижения распухания таких легирующих элементов, как титан в стали ЧС-68 х д (до 0,5% масс ) и ниобий, бор в стали ЭП-172 х д (0,35-0,9 и до 0,008% масс , соответственно), показал, что по сертификатным данным на колебания содержания титана в оболочках из стали ЧС-68 х д значительно меньше колебаний содержания бора и ниобия в оболочках из стали ЭП-172 х д Вероятно, это обстоятельство наряду с прочими и определяет меньший разброс данных по радиационному формоизменению оболочек из стали ЧС-68 х д

Сталь ЭП-172 х д характеризуется значительно меньшей полушириной пика распухания по сравнению со сталью ЧС-68 х д , что обуславливает более локальное распределение напряжений в оболочке

Около 30-ти экспериментальных и штатных TBC с чехлами из стали ЭП-450 и оболочками твэлов из стали ЧС-68 х д разделаны и исследованы в «горячей» камере БН-600 В результате исследования формоизменения оболочек твэлов установлено, что для стали ЧС-68 х д критерий напряженно-деформированного состояния (распухание 15-18 %) не лимитирует достижение повреждающей дозы ~100 сна

Наиболее оптимальное сочетание параметров распухания материала оболочек (таблица 3 3) реализовано для стали ЧС-68 х д , использовавшейся на стадии ее экспериментального освоения в 1980-х г г К сожалению за последующий период 1990-х г г стойкость стали ЧС-68 х д к распуханию снизилась Несмотря на незначительное уменьшение инкубационного периода, скорость распухания в максимуме выросла более, чем в два раза (рисунки 3 6, 3 10) Произошло это при переходе от опытного производства на промышленное и связано с технологическими особенностя-

400

450 500 550 600 Температура, °С

400 450 500 550 Температура, °С

Рисунок 3 10 - Скорость (а) и инкубационная доза (б) распухания стали ЧС-68 х д в зависимости от температуры облучения (темные значки - TBC АкЗ 01М1, светлые - TBC АкЗ 01М)

4,е-6

О

0,005

0,010 0,015 0,020 Содсожанне (Ьос&ооа % вес

0,01 0,02 0,03 0,04 0,05 0,06 0,07 Отношение содержания фосфора к титану (Р/Т0 отн ед

Рисунок 3 11 - Скорость распухания стали ЧС-68 хд в зависимости от содержания бора (а), фосфора (б), титана (в) и отношения содержания фосфора к содержанию титана (г)

Й 6

0 и

1 4

Е

о

о

40 80 120

Повреждающая доза, сна

500 550 600 650 700 Температура облучения, ГС

" 4 : в ' ' • 1 ' ' ■ ' ' ' ' .

5=0 %—

Е=20 % ^¿к/

;. . . -г—; , [ , . , , ...... ,. :

40 80 120

Повреждающая доза, сна

500 550 600 650 700 Температура облучения, °С

750

Рисунок 3 12 - Радиационное распухание сталей ЭИ-847 (а, б), ЧС-68 (в, г) с различной степенью холодной деформации в зависимости от повреждающей дозы (а, в) при температурах облучения 600°С (в), 650°С (а) и от температуры облучения ионами Сг+3 с энергиями 1 МэВ (а, б), 3 МэВ (в, г) при повреждающей дозе 100 сна ГХФТИ1

Рисунок 3.13 - Внешний вид пучка твэлов с оболочками из стали 311-450 (периферийный ряд) и ЧС-68 х.д. {центральная часть)

ми выплавки металла и изготовления (рисунки 3.11, 3.12). По механическим свойствам ресурс оболочек из стали ЧС-68 х.д. установлен не менее 85 сна.

Для обоснования возможности применения стали ЭП-450 в качестве материала оболочек твэлов испытана первая опытная партия TBC, оболочки периферийного ряда пучка которых изготовлены из этой стали, оболочки центральных - из штатной стали ЧС-68 х.д. Такая комплектация пучка выбрана для уменьшения температур нераспу-хающих оболочек периферийных твэлов ниже уровня, характерного для распухающих оболочек центральных твэлов. Пять ЭТВС при наработке 558 эф. сут, достигли выгорания 8,8-9,4 % т,а. и повреждающих доз 61-77 сна. В результате исследований твэлов двух ЭТВС установлено практическое отсутствие формоизменения оболочек из стали ЭП-450 (рисунок 3.13).

3.1.6. Вытеснители TBC. Значительное искривление звеньев вытеснителей из стали 12Х18Н10Т, применявшихся для сглаживания температурного режима периферийных твэлов, наблюдалось практически на всех TBC, разделанных в «горячей» камере БП-600 (рисунок 3.14). Их формоизменение было обусловлено недостаточной радиационной стойкостью FiроВОЛОКИ, из которой они изготавлива- MflKHIAffl лись, взаимодействием пучка твэлов с чехловой трубой, различной скоростью распухания прутьев в звеньях вытеснителей в зависимости от их положения по высоте АкЗ, В отдельных случа- 1 |Л ях (особенно при применении в составе TBC нераспухающего чехла из стали ЭП-450) наблюдалось внедрение вытеснителей в

межтвзльное пространство, что повышаю вероятность ухудше- I- 1 ДЯи11|1я | г ния температурного режима эксплуатации твэлов. Переход на ИИИ вытеснители из сталей 12Х18Н10Т и ЭП-172 в нагаргованном уfjMI ^ состоянии не улучшил положение дел. Для исключения влияния искривленных вытеснителей рассматривались пути применения слабараспухающих сталей, профилирование с внутренней стороны граней чехла или отказ от применения вытеснителей. В

обоснование выбора того или иного направления в "горячей" камере БН-600 исследовано несколько сборок без вытеснителей в одна TBC с чехлом, имеющим внутреннее оребрение. В результате

от вытеснителей отказались, активная зона 01М1 отработала без вытеснителей и в настоящее время штатные TBC изготавливаются без вытеснителей (рисунок 3.156).

Рисунок 3,Н - Внешний вид пучка твэлов с оболочками из стали ЭИ-847 аует, и вытеснителями из стали 12Х18Н10Т

а б

Рисунок 3.15 - Внешний вил одиночного теэла (а) п пучка твэлов (б)

3.1.7. Дистанционирующие проволока и лента. Важное значение для работоспособности твэлов имеет состояние материала проволоки, применяющейся для дистанцио-нировапия центральных твэлов, и ленты - для перефирий-ных твэлов. В начальные периоды эксплуатации твэлов наблюдались случаи провисания проволоки (ленты) с нарушением периода их навивки (рисунок 3.15а, на котором приведен внешний вид твэла с оболочкой из стали

ЭИ-847 ауст. и проволокой из стали 12XI8H10T). Для обеспечения контакта проволоки (ленты) без значительного их взаимодействия с оболочкой твэлов с участием автора внедрены рекомендации по изготовлению проволоки (ленты) из материалов со свойствами близкими к материалу оболочки. Для штатных твэлов применяются проволока и лента из стали ЧС-68 х.д (рисунок 3.156).

3.2. Работоспособность твэлов и TBC со штатным и смешанным у ран-плутониевым оксидным топливом

В разделе 3.2 работы на примере результатов послереакторных исследований работоспособности экспериментальных ШС с МОХ-топливом и штатных TBC представлен необходимый объём экспериментального обоснования их работоспособности, позволивший с непосредственным участием автора осущеетв ить третью модернизировать активную зону реактора БН-600.

Испытания TBC с МОХ - топливом типа, изготовленным как tío таблеточной технологии, так и по технологии виброуплотнения топливного столба, начались в 1987 г. Испытано 40 экспериментальных тепловыделяющих сборок с таблеточным и 12 ЭТВС с в и броу плотнённым МОХ - топливом. ЭТВС с МОХ-топливом достигли при эксплуатации в реакторе уровень наиболее напряженных штатных TBC с диоксидом урана. Для таблеточного топлива - максимальные значения выгорания 11.8 % т.а., повреждающей дозы 79 сна; для ви броу плотнённого - 10,5 % т.а. и 77 сна, соответственно. Первые партии ЭТВС с вибро- и таблеточным МОХ топливом имели размер чехла 94,5x2,5 мм, высоту АкЗ 950 мм и диаметр оболочек 6,6x0,4 мм. Семь ЭТВС с таблеточным МОХ - топливом имели типоразмеры, характерные для зоны 01М1. Реакторные испытания таблеточного МОХ-топливо закончены. Продолжаются испытания пятнадцати ЭТВС с виброуплотнённым МОХ-топливом.

3.2.1. Чехлы TBC. Параметры формоизменения чехлов из сталей ЭП-450 и 08X16HI1M3T х.д. при максимальных повреждающих дозах не превышают пределов, полученных ранее для этих

сталей на штатных TBC. Однако, чехол из стали 08XJ6HI1МЗТ х.д. одной ЭТВС с вибротопливом, набравшей максимальную повреждающую дозу 77 сна, выработал ресурс вследствие деградации механических свойств и хрупко разрушился при разделке в «горячей» камере (рисунок 3,16), В дальнейшем чехлы ЭТВС с таблеточным и виброуплотнённом МОХ-топливом изготавливались из стали ЭП-450.

В обоснование работоспособности чехлов TBC активной зоны 0IM2 использованы следующие результаты.

- данные по формоизменению 180 экспериментальных и штатных TBC (рисунок 3.1)., из которых следует возможность использования стали ЭП-450 на более высокие повреждающие дозы;

исследованиями механических свойств чехлов TBC в СФ НИКИЭТ/ИРМ и в ФЭИ, облученных в реакторе БН-600 ДО повреждающих доз 90-108 сна, установлено, что в этом интервале запас работоспособности чехлов сохраняется (рисунок 3.17),

На основании результатов коррозионных исследований в начальный период эксплуатации TBC с чехлами из стали ЭП-450 рассматривались два аспекта потенциальной опасности повышенной склонности облученных чехлов к коррозии в воде: нарушение целостности сборок и образование значительного количества продуктов коррозии в бассейне выдержки. Опыт хранения в бассейне выдержки отработавших TBC показал, что после трёх-пятилетнего нахождения TBC в водной среде даже с низкими значениями водородного показателя рН=5-7 проблем с работоспособностью чехлов из стали ЭП-450 не было. Второй аспект остается актуальным и в настоящее время.

3.2.2. Оболочки твэлов. Изменение диаметра оболочек твэлов из сталей ЭП-172 х.д. и ЧС-68 х.д., которые использовались для плакирования таблеточного МОХ-топлива, как показано выше, не достигает предельных значений 5-6 %, установленных по критериям допустимого формоизменения, и не превышает пределов увеличения диаметра твэлов штатных TBC активной юны БН-600 второй модернизаций 01М1.

Рисунок 3.16 - Внешний вид чехловой трубы из стали 08Х16Н11МЗТх.д.

13[)0

К' 00

60 65 70 Повр*Жаиоша* дич, от

40 4}

Рисунок

Я! 55 М 6? П^в^жддьищдя доза. СЕза

60 70 80 90 10« 110 120 Повреждакжия лезь енв

3.17 - Механические свойства образцов чехловы\ труб, из готовленных из сталей 08Х16Н11МЗТ х.д. (а,6) [ЦНИИКМ] и ЭП-450 (в,г) [СФНИКИЭТ, ФЭИ]

Механические свойства сталей ЭП-172 х.д. и ЧС-68 х.д. не ограничивают работоспособность тюлов с МОХ-тоIIливом при достигнутых Максимальных значениях повреждающей дозы 79 сна и выгорании топлива 11,8 % т.а. Как и данные по распуханию, механические свойства имеют значительный разброс (рисунки 3,18, 3.20-3.22). Как выявлено матерналоведческимд исследоьа» ниями в СФНЙКИ ЭТ/0РМ и ФЭИ. общей законом ер« остью является также деградация прочности и пластичности в области максимального распухания. Появление «нулевой» пластичности наблю-

Рисукок 3.18 - Механические евойствд оболочек твэлов, изготовленных из сталей ЭП-172 х.д (а.б) и ЧС-68 х.д. (в.г.), в зависимости от повреждающей дозы в области максимальною распухания

иоо

¡«0 к «С 1

сш о

о

2$

10 40 60 80

Ниарг-жаашим дом, сна

20 40 60 КО

шд* ншм дога, щ

113 40 Г|[«

Г1йа]нащкк1|щ шни. од

20 40 60 «о

Нойрсадщаии „чтэ ц СИа

Рисунок 3 20 - Механические свойства оболочек (сталь ЧС-68 х д ) твэлов ЭТВС, отработавших до максимальных повреждающих доз 55 сна (а), 71 сна (б), 88 сна (в) в зависимости от температуры облучения и повреждающей дозы [ФЭИ]

VUÜ [—г •

I "fb,

5 600 I \

5 t 4

3 5110 t.

200 ¡r

100 -

N ___

%

ü

-г"

Высота з1гтивноП юны, отн ej

5 20

о < О 00 о: о <0 о 1 ОН

Высота твэла, отн ед Рисунок 3 21 - Механические свойства (б, в) [СФНИКИЭТ] оболочек твэтов штатной TBC АкЗ 01М1 с рекордным ресурсом, в зависимости от температуры облучения и повреждающей дозы (а)

о: 04 об os ю Высота активной зоны, отн ед Рисунок 3 22 - Механические свойства оболоче! твэчов штатной TBC АкЗ OIM1, отработавши проектный ресурс зоны 01М2 [СФНИКИЭТ] (свет лые значки-Тисп=20°С, темные - Тисп=650°С

далось уже при повреждающих дозах -40 сна и температурах облучения 450-550°С, тем не менее оболочки сохраняют работоспособность в реакторе и до доз ~90 сна, когда предел прочности падает практически до нуля При максимальной повреждающей дозе 77 сна, достигнутой на твэлах с вибротопливом и оболочками из стали ЭП-172 хд, усредненная по пучку деформация твэлов, превышала полученные ранее значения для этой стали на оболочках опытно-промышленного изготовления В процессе извлечения пучка твэлов из чехловой трубы оболочка одного из них разрушилась в области максимального распухания (рисунок 3 19) Эти оболочки изготовлены при освоении первых плавок из стали ЭП-172 х д Ресурс таких оболочек оказался близок к предельному состоянию Поэтому в начале 1990-х годов, как и для штатных твэлов, принято решение использовать для изготовления оболочек твэлов с МОХ-топливом сталь ЧС-68 х д

Механические свойства оболочек из стали ЧС-68 х д, определяемые методом кратковременных испытаний кольцевых образцов при одноосном растяжении (консервативный экспресс-анализ), после эксплуатации до выгорания ~11% та показывают типичное поведение для аустенитных оболочек (рисунки 3 20-3 22) На рисунке 3 21 приведены механические свойства оболочек твэлов в зависимости от распухания по данным ФЭИ для трех ЭТВС, сохранивших работоспособность в активной зоне 01 вплоть до максимальной повреждающей дозы 88 сна и при всех операциях обращения с ними после выгрузки из реактора и отправке на материаловедческие исследования

На рисунке 3 21 представлены механические свойства оболочек твэлов одной из штатных ТВС, отработавшей в активной зоне 01М1 рекордный ресурс до максимальной повреждающей дозы 93 сна Твэлы сохраняли герметичность на всех этапах вплоть до разделки сборки в «горячей» камере БН-600, во время которой произошла разгерметизация 27-ми твэлов Характеристики прочности и пластичпости оболочек твэлов штатной ТВС, отработавшей без разгерметизации в АкЗ 01М1 повышенный ресурс 558 эф сут до максимальной повреждающей дозы 81 сна и сохранивших герметичность при всех операциях обращения с ними после выгрузки из реактора вплоть до

1200

юоо

а В

о В В" о в. В

5

с.

С

600

400

200 -

<1 5 10 Распухание, %

О - Т = 20°С

вен

О -Ти,.я=ТоС1=450-500»С:

| . . . . | . .

<1 5 10 Распухание, %

15

Рисунок 3 23 - Механические свойства обочочек твэлов из стали ЧС-68 х д в зависимости от изменения объема при температурах максимального распухания

отправки на материаловедческие исследования, приведены на рисунке 3 22 [СФНИКИЭТ] Взаимосвязь распухания и механических свойств представлена на рисунке 3 23

Из анализа следует, что при повреждающих дозах -90 сна оболочки твэлов имеют механические свойства, уровень которых близок к пределу их работоспособности Низкие значения проч-

ности оболочек исследованных твэлов, полученные методом растяжения кольцевых образцов в радиальном направлении, характерны для этой консервативной методики Механические испытания другим методом, например, внутреннего давления реализуют схему нагружения значительно более приближенную к реальным условиям эксплуатации оболочек, чем одноосное растяжение колец Как показано в СФНИКИЭТ, механические свойства оболочек, полученные методом внутреннего давления показывают более высокие значения величины прочности даже на участках максимальной деградации прочности конструкционного материала, при этом наблюдается и сужение области нулевой пластичности Ресурс оболочек из стали ЧС-68 х д современного производства ограничен повреждающей дозой ~90 сна Данные, полученные на оболочках твэлов TBC, отработавших в зоне 01MI повышенный ресурс 558 эф сут, позволили обосновать для зоны 01М2 с максимальной повреждающей дозой 82 сна запас работоспособности Однако, необходимо принимать во внимание взаимосвязь радиационного распухания и механических свойств, влияние па скорость распухания исходного необлученного состояния Выше показано насколько увеличилась скорость распухания стали ЧС-68 х д при утере авторского надзора над материалом оболочек Как следствие этого повысилась скорость деградации механических свойств в процессе облучения Но даже при этих условиях ресурс оболочечпой стали ЧС-68 х д в настоящее время составляет по повреждающей дозе не менее 82-85 сна Повышение служебных свойств промышленной стали ЧС-68 х д (возврат на уровень качества оболочек экспериментальных партий и удержание этого уровня) является в настоящее время главной задачей, позволяющей гарантированно повысить выгорание до ~11 % т а

В результате исследования коррозионного взаимодействия оболочек, изготовленных из сталей ЭП-172хд и ЧС-68 х д, с оксидным топливом и его продуктами деления установлено, что при повреждающих дозах и выгорании топлива, характерных для твэлов активной зоны 01М2, величина коррозионного повреждения оболочки составит не более 10-20 % от толщины оболочки (рисунок 3 24), что не является ограничивающим фактором для достижения выгорания топлива ~11% т а Особенностью коррозионного состояния оболочек твэлов реактора БН-600 с диоксидом урана при достижении выгорания 9% таи выше заключается в превалирующем воздействии на

80

60

х к

ю >>

40

20

■ 1 1 1 1 ' ■ ' > 1 ■ ' ' ...... ■ Ii 1 1 1 1 1 1 III!

- в

о - ТобГ=400°С - Т„ол~-450°С

" о

о -Тобл~=500°С -W=550°C в -

в / TBC №9 17 1374 89 о/ О О

-То6л~=600°С •

о о

Тобл=550°С о__ о__ __о___.

_ ----ZZ^''"" То6л^50£ ^^ о в _

- о о о о

в е я о в

- То6л=400°С о

- •—в 1 1 1 1 1 1 I Г . 1 е 1 1 . 1 1 1 1 о , . , 1 ...... 1 1 1 1

4,0 5,0 6,0 7,0 8,0 9,0

Выгорание топлива, % т а

10,0

11,0

Рисунок 3 24 - Глубина коррозионного повреждения внутренней поверхности оболочек тюлов из стали ЧС-68 х д в зависимости от выгорания топлива и температуры облучения

I материал коррозионного растрескивания и фронтальной коррозии при достаточно слабо выраженной межкристалпитной коррозии.

3.2.3. Топливо. По данным первичных исследований работоспособность таблеточных уран-плутониевых топливных сердечников не отличается от поведения под облучением штатного топлива из диоксида урана. Полученные пространственные распределения активности продуктов деления топлива и активации материала ободочек аналогичны соответствующим распределениям активности р/а нуклидов твдлов штатных TBC. Влияния геттера и испаряемой вставки, введенных в некоторые твэльг, на распределения р/а нуклидов по высоте активной части не выявлено. На твэлах с вибротопливом обнаружена более значительная (по сравнению с таблеточными сердечниками) неравномерность к аксиальном распределении слабомигрирующих нуклидов циркония-95

кя 0.96 J.WJ 1.04 Ш 1,13 1.16 0.70 0 ко 0.90 I.01J 1.10 ДО 1.30 I.4Q L.SO l.fiO y.rotttvwr ^pUlliUcj,,,«™ ПОИМНУ TBC SA КояЙЧ^К, (щршцМИг.ЩС™ ПО pU*« «.W-U.

Рисунок 3.25 - Распределения отклонений от средних относительных значений активности р/а нуклидов Ru-106 и Мп-54 в активной части тваэлов одной из TBC с таблеточным (а, б) и одной из TBC с виброуплотненным МОХ-гоплявом (в,г)

и рутения-i 06 по высоте активной зоны (рисунок 3.25). Это обусловлена как исходиой неравко-I мерностью распределения эффективной плотности, так и особенностями перестройки топливных сердечников под облучением.

В целом, структурные исследования состояния МОХ-топлива свидетельствуют о близком характере его поведения в условиях роста выгорания в сравнении с топливной композицией штатного со-i става. Микроструктура топлива по яанньм СФ НИКИЭТ/ИРМ практически не отличается от типичной структуры диоксида урана, характерной для ЗМО реактора и формирующейся на ранней стадии облучения (рисунок 3,26). Топливный сердечник при линейной нагрузке более 25 кВт/м имеет трехзонное строение: периферийная область с мелким зерном размером 15-30 мкм, область равноосных зерен более крупного размера, зона столбчатых зерен вокруг центральной полости (в самой верхней части АкЗ зона столбчатых зерен в сердечниках отсутствует). Топливные втулки подвержены растрескиванию, типичному для высокотемпературных условий облучения. Над тангенциальными трещинами преобладают радиальные, наблюдаемые в более низкотемпературной I области. Радиальный зазор между оболочками и сердечниками сохраняется в пределах 0,05-0,30 мм на всех исследованных твэлах. Диаметр центральной полости сердечников меняется в процессе

а) - 415 5)-Iii . в) +135 г) +275 а)+12 i

и.1-265 з) - f З J и)+Ш к)+235 л) +425

Рисунок 3.26 - Вид сечений (с координатами ±, мм от центра АкЗ) топливных втулок твэлов TBC с «аксиальным Выгоранием 10,1% т.а.(а-д) и 9,6 % т.а. (е-л), отработавших 560 эф. суток.

Рисунок 3.27- Относительное содержание внутритвэльнаго газа (а) и относительный выхол ксенона-133 (б) из топлива в зависимости от выгорания штатного (светлые значки) и МОХ-топлива (темные значки)

эксплуатации относи:ельно исходного значения. Его изменение обусловлено осевым масс о переносом, имеющим незначительную аксиальную неравномерность.

Параметры газовыделения из топ липа, определяемые в «горячей» камере БН-600 методами спектрометрии и прокола, приведены в зависимости от выгорания на рисунке 3.27, Аппроксимация зависимости количества газов под оболочкой на выгорание -11 % т.а. даёт в среднем значение, не превышающее измеренного на тпэдах одной из штатных герметичных сбо-

рок, отработавшей ресурс АкЗ 01М2, Зависимость выделения из топлива ксенона-133 от выгорания топлива выражена слабо. Послереакторные исследования ЭТВС с МОХ - топливом позволяют сделать заключение об их работоспособности до штатных повреждающих доз 75 сна и выгораний 10 %т,а. активной зоны реактора БН-600 второй модернизации. С целью дальнейшего повышения ресурса TBC с МОХ - топливом до ~I i % т.а. закончены реакторные испытания 8-мн ЭТВС с таблеточным топливом, которые имеют штатные типоразмеры и материалы чехла, оболочек гюлов.

Характер структуры штатного топлива и параметры выделения из него газообразных осколков деления после эксплуатации в течение 559 эф. суток являются типичными, сопоставимыми с ранее полученными данными и не являются ограничивающими факторами достижения выгорания топлива-11 % т.а.

3.2.4, Разгерметизация теэлов, Начиная с эксплуатации активной зоны 01 первого типа загрузки реактор почти каждую микрокампанию (МК) работал с негерметичными по газу твэлами (рисунок 3.28), Период эксплуатации 26-43 МК (после проведения второй модернизации АкЗ и перехода на оболочки из стали ЧС-68 х.д.) характеризуется несравнимо меньшим количеством

35

30 -

S 25

20

U

га t-

о я

Ii

У <11 s-к г; О

ы

U - общее количество ■ - по активной зоне

10

S -

1

»1

щ И ш д muiLl

а ад

i_ 1

2 4 1981

10

1983

12 14 16 18 20 22 24 26 2В 30 32 34 36 38 40 42 44 46 4® 50 52 1985 1987 1989 1991 1993 1995 1997 19992002 2004 2006 Время разгерметизации, ы игрокам панни/годы Рисунок 3.28 - Количество TBC с разгерметизировавшимися твэлами в зависимости от времени эксплуатации реактора БН-600

случаев разгерметизации твэлов. Оценки по данным систем КТО и результатам исследований в ((горячей» камере БН-600 показали, что разгерметизация в активной зоне сопровождалась нарушением целостности оболочек одиночных твэлов. С учетом длительности периода эксплуатации (17 МК/13 лет) и количества негерметичных твэлов в TBC (как правило, единицы) доля негерметичных твэлов составляет пренебрежимо малую величину по сравнению с эксплуатационщики пределами, установленными для твэлов БН-600, и не является ограничивающим фактором достижения выгорания топлива -11% т.а. Это обстоятельство вошло в обоснование перевода реактора БН-600 на АкЗ третьей модернизации 01М2.

Особое место в период эксплуатации (35-39) МК занимали четыре случая разгерметизации единичных твэлов TBC, которые на момент разгерметизации имели низкие параметры выгорания

~ 3% таи повреждающих доз 20-30 сна. Принимая это во внимание, на основании результатов послереакторных исследований служебных свойств штатной оболочечной стали ЧС-68 хд причины разгерметизации твэлов следовало искать в технологических особенностях изготовления твэлов на всех стадиях, начиная с выплавки металла и до приемки твэлов в сборку

С целью выяснения причин преждевременного разрушения оболочек твэлов во ВНИИНМ, на Белоярской АЭС, в СФ НИКИЭТ/ИРМ, на ОАО МСЗ и ОАО ПНТЗ, начиная с 1997 г, были предприняты исследования параллельно по двум направлениям послереакторные исследования твэлов и анализ качества оболочек твэлов, изготавливаемых на ПНТЗ и МСЗ Основным результатом работ следует считать ужесточение требований по контролю, приемке готовых оболочечных труб и некоторое улучшение качества оболочек возрождение в последнее пятилетие интереса к вопросам качества оболочечных труб всех заинтересованных предприятий дает надежду вернуть служебные свойства оболочек из стали ЧС-68 х д на уровень лучших результатов, полученных на экспериментальных твэлах Реальным подтверждением проводимых работ по повышению качества может служить практически полное отсутствие негерметичных штатных твэлов в АкЗ БН-600, изготовленных в 1998-2001 г г после начала выполнения мероприятий по ужесточению контроля приемки готовых труб

В период, предшествующий третьей модернизации, и в переходный период к АкЗ 01М2 наблюдалось всего шесть случаев разгерметизации единичных твэлов

2 - в штатных TBC изготовления 2002 и 2004 г г по одному с газовой неплотностью и до контакта топлива с теплоносителем,

4 - в ЭТВС с МОХ-топливом (1 - при отмывке сборки от остатков натриевого теплоносителя с вибротопливом, 3 - разгерметизация с выходом только газа в АкЗ, две из которых с вибротопливом)

Таким образом, на основании совокупности представленных данных экспериментально-расчетного обоснования работоспособности твэлов и TBC сталь ЧС-68 хд рекомендована для применения в качестве материала оболочек твэлов на выгорание — 11 % т а При этом необходимо помнить, что поддержание соответствующего уровня качества оболочек необходимо реализовы-вать на путях решения проблемы дальнейшего повышения качества оболочечных труб из этой стали и усовершенствования ее служебных свойств Предостережением является пятый случай преждевременной разгерметизации штатной TBC, произошедший в 50-ю микрокампанию до контакта топлива с теплоносителем при выгорании топлива —2,0 % т а и дозе ~ 15 сна

В четвертой главе представлены результаты анализа влияния различных факторов, влияющих на работоспособность TBC, изделий СУЗ, что позволило выявить наиболее критические такие, как радиационное распухание, ползучесть, деградация механических свойств во взаимосвязи с основным исходным состоянием конструкционных материалов Рассмотрены основные служебные свойства штатных и перспективных материалов Намечены направления повышения выгорания топлива быстрого реактора БН-600

4 1 Факторы, влияющие на работоспособность реакторных сборок БН-600.

В методологических аспектах обоснования работоспособности сборок реакторов на быстрых нейтронах в общем случае принято рассматривать весь комплекс физико-механических и технологических свойств конструкционных материалов, призванных обеспечивать свою главную цель -сохранение работоспособности реакторных сборок при заданных параметрах эксплуатации В работе предпринята попытка обобщения факторов, определяющих во взаимосвязи работоспособность реакторных сборок БН-600, и выделить из них наиболее важные, устранение которых способствовало бы решению проблемы повышения выгорания топлива реактора БН-600 Рассматривались следующие факторы

1 Конструкции, проектные характеристики сборок и их элементов, качество и технологические особенности их изготовления

2 Установленные проектные условия эксплуатации реакторных сборок и соблюдение условий обращения с ними на всех этапах от поставки на энергоблок до отправки на утилизацию (энергонапряженность, температуры облучения, нейтронный поток, повреждающие дозы, назна-

ченный ресурс эксплуатации и послереакторного хранения, критерии достижения предельного состояния)

3 Радиационное формоизменение сборок и их элементов (изменение геометрических размеров под облучением), влияющее на геометрическую стабильность внутриреакторной компоновки (как следствие, - на ядерно-физические и теплогидравлические характеристики реактора), обуславливающее отсутствие или наличие механического взаимодействия сборок и их элементов

4 Напряжения в оболочках элементов и чехлах сборок, возникающие при механическом взаимодействии элементов между собой и с чехлом в условиях их совместного деформирования, происходящего вследствие объемного изменения материалов при характерных для каждого реактора градиентах температуры облучения и нейтронного поля

5 Механическое воздействие на элементы сборок со стороны теплоносителя, вибрационные процессы, гидравлические ударные нагрузки

6 Коррозионные процессы на поверхностях сборок и их элементов вследствие взаимодействия с теплоносителем при эксплуатации в реакторе и послереакторном хранении

7 Деградация механических свойств конструкционных материалов под облучением

8 Механическое воздействие топливных, поглощающих композиций и их газообразных продуктов деления па оболочки тепловыделяющих, поглощающих, нарабатывающих элементов

9 Физико-химическое взаимодействие материалов оболочек с топливом и продуктами его деления, приводящее к коррозионному растрескиванию и разрушению оболочек твэлов

10 Структурно-фазовое состояние материалов в исходном состоянии и под облучением

Применительно к реактору БН-600 на основании опыта его эксплуатации можно пренебречь

только такими факторами, как механическое и коррозионное воздействие теплоносителя на элементы сборок, изготовленные из традиционных аустенитных и феррито-мартенситных сталей Остальные факторы оказывают влияние на работоспособность сборок и элементов в разной степени в зависимости от их конструкции, свойств используемых конструкционных материалов и условий эксплуатации Влияние таких факторов, как радиационное формоизменение реакторных сборок и их элементов, механические свойства конструкционных материалов рассмотрены выше С точки зрения повышения ресурсных характеристик сборок наиболее критичным элементом в настоящее время является оболочка твэла Анализ влияния остальных факторов показал следующее

4.1.1. Условия эксплуатации Разброс данных по служебным свойствам оболочечпых и чехло-вых материалов в общем случае определяется и условиями эксплуатации (неравномерностью нейтронного потока и температуры облучения, скоростью набора повреждающей дозы, энергонапряженностью) Анализ этих факторов показал, что разброс невозможно объяснить только различием в условиях эксплуатации сборок и отдельных элементов в составе сборок Анализу влияния эксплуатационных факторов на работоспособность сборок реактора БН-600 за время его эксплуатации уделяется постоянное внимание Наиболее подробно рассматривались данные в периоды модернизаций активной зоны и разгерметизации твэлов При этом особое внимание уделялось влиянию удельных линейных нагрузок, температур оболочек твэлов, неравномерности энерговыделения по сечению TBC, скачкообразному увеличению мощности твэлов после перегрузок из-за перестановок с поворотами TBC в реакторе ("набросов" мощности), условиям протекания и количествам переходных режимов (подъемы и снижения мощности, отключения одной петли, срабатывания аварийной защиты), расположению TBC в реакторе

В результате анализа основных эксплуатационных параметров TBC ЗМО, ЗСО, ЗБО, БЗВ с негерметичными твэлами активных зон Ol, 01М установлено, что в стационарных, переходных и аварийных режимах они не превышали максимально допустимых проектных величин Параметры негерметичных твэлов не являлись экстремальными в диапазоне изменения соответствующих параметров остальных TBC Формирование более равномерного поля энерговыделения в период с 9 по 12 МК привело к уменьшению максимальных величин основных эксплуатационных параметров TBC по сравнению с начальным периодом эксплуатации реактора в 1-8 МК Выявленная корреляция между количеством переходных режимов и количеством TBC с негерметичными твэлами с целью уменьшения напряжений в оболочках твэлов позволила провести изменение режима пуска блока с более медленным подъемом мощности реактора и уменьшением количества нестацио-

нарных режимов Эхо уменьшило, но не устранило полностью разгерметизацию твэлов Основные причины разгерметизации и меры по ее устранению при всех модернизациях активной зоны указаны выше в разделах 1, 3

Из эксплуатационных факторов выделены следующие, влияющие на разгерметизацию твэлов

- тенденция к преимущественному расположению TBC с пегерметичными твэлами в двух областях реактора для TBC ЗБО - это кольцо на границе с ЗМО, для TBC ЗМО - область между стержнями КС-1,7,18 и АЗ-2,

- расположение TBC в период 9-12 МК в секторе 5-й и б-й петель в районах АкЗ, противоположных месту расположения стержня АЗ-П, влияние которого могло бьгть обусловлено различной скоростью снижения мощности в различных районах реактора, перекос полей энерговыделения и температур, возникающих при сбросе стержня АЗ-П),

снижение расхода через TBC во внутриреакторном хранилище из-за наличия примесей в натриевом теплоносителе (механизмы образования и переноса которых до настоящего времени однозначно не установлены), которые могли быть причиной частичной блокировки отложениями кольцевого зазора между хвостовиками TBC и гнездами напорного коллектора

412. Механическое воздействие топлива и газообразных продуктов деления на оболочку. Для штатных и экспериментальных TBC с таблеточным топливом (UO2 и UO2+P11O2) влияния механического воздействия топлива на оболочку твэла не выявлено за исключением контакта топлива с оболочкой, изготовленной из нераспухающей стали ЭП-450 Действие этого фактора обнаружено при исследованиях твэлов экспериментальных TBC с виброуплотненным топливом из диоксида урана (ВУУТ) Полученные данные свидетельствуют о том, что единичная разгерметизация твэлов ВУУТ (по одному в двух ЭТВС) произошла в начальный период эксплуатации вследствие превышения кратковременных характеристик прочности оболочек, вызванного локальными объемным изменениями топливной композиции в радиальном направлении Локальное объемное изменение топливных сердечников произошло, по-видимому, вследствие недостатков конструкции и технологии изготовления вибросердечников, которыми допускалась значительная исходная неоднородность распределения в топливной смеси геттера (металлического урана, подверженного радиацио-оному росту) и эффективной плотности сердечника

Влияние механического воздействия газообразных продуктов деления (ГПД) на разгерметизацию твэлов БН-600 до самых высоких выгораний топлива (11,3% т а ) не выявлено Исключением можно считать характер разгерметизации единичного твэла в районе нижнего сварного шва, обнаруженного при исследованиях одной ОТВС Не исключено, что такие единичные случаи происходили и в ранние периоды эксплуатации реактора БН-600, по не выявлялись на фоне массовой разгерметизации твэлов Только в АкЗ 01М1 при практически полном отсутствии разгерметизации твэлов удалось выявить единичный дефект, причина возникновения которого, наиболее вероятно, заключается в раскрытии скрытого технологического дефекта сварного шва под действием постепенно возраставшего давления внутритвэльного газа

41.3. Химическое взаимодействие продуктов деления топлива с оболочкоЩ ХВТО). Взаимодействие топлива с оболочкой твэлов быстрых реакторов зависит, главным образом, от физико-химических свойств топлива и материала оболочки, теплофизических параметров эксплуатации твэлов, глубины выгорания топлива В меньшей степени ХВТО зависит от повреждающей дозы, которая может проявляться через изменение структуры материала оболочки, в особенности, по границам зерен при межкристаллитной коррозии Коррозия по границам зерен может приводить к образованию микротрещин и их последующему развитию на всю толщину оболочки под действием давления топлива и ГПД В результате коррозии снижается прочность и пластичность материалов, превышение характеристик которых при эксплуатации твэлов в реакторе или при внереактор-ном обращении с ними приводит к разгерметизации твэлов

На рисунке 4 1 представлены обобщенные данные по коррозионному повреждению оболочек твэлов реактора БН-600 Практически на всех исследованных твэлах наблюдалось коррозионное взаимодействие топлива с оболочкой Характер коррозионного взаимодействия и его глубина не одинаковы от твэла к твэлу, по периметру и высоте твэлов Во многих случаях (особенно на обо-

ЭФ6----------------V—

0.4 O.ft Б.В

Высота АкЗ, QTH, ед.

оа о* о_б о.е

Высота АкЗ, отн, ед.

Рисунок 4.2 - Коррозионное повреждение оболочек твэлов из стали ЧС-68 х.д. при повреждающих дозах 70-93 сна в зависимости от высоты АкЗ (1- коррозионное растрескивание, 2 - фронтальная коррозия, 3 - межкристаллитная)

Рисунок 4.1 Коррозионное повреждение внутренней поверхности оболочек твэлов в зависимости от высоты активной зоны (а - сталь ЭИ-847 «уст. при дозах ¡0-44 сна, б - ЭП-172 х.д. при 40-84 сна, в - ЧС-68 х.д. при 50-93 сна)

лочках твэлов TBC, содержавших негерметичные твэлы) наблюдались микротрещины о проникновением их на максимальную глубину до 3S0 мкм (для стали ЭИ-847 ауст,). Глубина повреждения оболочек зависит от материала, из которого они изготовлены: максимальная глубина наблюдается для оболочек из стали ЭИ-847 ауст., минимальная - для стали ЧС-68 х.д. Выявляется и зависимость глубины коррозии от температуры внутренней поверхности оболочки и выгорания топлива (рисунки 3.25, 4.1,4.2),

На основании полученных данных была отмечена неудовлетворительная совместимость стали ЭИ-847 с оксидным урановым топливом в твэлах реактора БН-600, которая являлась одним из основных факторов, ограничивающих их работоспособность. После перехода иа сталь ЧС-68 х.д. и снижения эяерго напряженности твэлов модернизированных активных зон 01М и 01М1 эта проблема д;1я реактора БН-600 при достигнузых выгораниях топлива была не столь острой, какой она бьща в начальный период эксплуатации. Тем не менее, при дальнейшем повышении выгорания топлива совместимость оболочек твэлов с топливом и его продуктами деления необходимо изучать и учитывать при проектировании. Результаты анализа коррозионных процессов, протекавших н оболочках твэлов из штатной стали ЧС-68 х.д., отработавших до максимального выгорания 11,2% т.а. и повреждающей дозы до 93 сна, представлены на рисунке 4.2. Данные, полученные на трех твэлах, указывают на значительный разброс свойств оболочки, определяющих стойкость к коррозионному растрескиванию, фронтальной и межкристллитной коррозии. Однако, как показано выше, этот фактор не является ограничивающим при выгорании топлива - 11% т.а. на твэлах с оболочками из стали ЧС-68 х.д.

4.1.4. Структурно-фазовое состояние. Микроструктура необлученных образцов сталей ЭИ-847, ЭП-172, ЧС-68 в аустенизированнам состоянии типична для аустенитных нержавеющих сталей и характеризуется наличием зерен аустенита размером 30-50 мкм с внутризерен-

ными выделениями карбонитридов ниобия (МЪ(С,М)) в стали ЭИ-847, карбидов и карбонитридов титана (Т1С и Т1(С,К)) в стали ЧС-68, карбонитридов ниобия МЬ(С,М,В) и боридов М3В2 в стали ЭП-172 Размер частиц карбонитридов ниобия в стали ЭИ-847 колеблется от 0,1 мкм до 0,5 мкм при концентрации частиц -1018 м', а средний размер частиц Т1С и Т](С,М) в стали ЧС-68 составляет ~ 0,15 мкм при концентрации -5 1018 м "3 Легирование стали 0Х16Н15МЗБ бором в количествах (6-8) 103 масс % привело к образованно в стали ЭП-172 к дополнительно имеющимся в стали ЭИ-847 частицам 1МЪ(С,М) выделений борида М3В2, частичной замене бором атомов азота и углерода в частицах №>(С,К) и М23Сб Холодная деформация со степенью ~20% сталей приводит к созданию высокой плотности дислокаций с ячеистой дислокационной структурой и наличием микродвойников деформации Плотность дислокаций >1015 м"2, размер ячеек -0,1-0,2 мкм

В необлученном состоянии после длительного термического старения (выдержка -1000 часов в интервале температур 500-700°С) внутри зерен выделяются вторичные карбиды и карбонит-риды М(С,1\!), при температуре 700°С по границам зерен и на двойниках, которые до этого были свободны от выделений, образуются карбиды Ме2зСб При более длительном старении происходят дальнейшие изменения структуры материалов, связанные главным образом с выделением из твердого раствора карбидов, избыточных фаз и с их ростом, коагуляцией карбидов Ме гзСб на границах и внутри зерен Фазы Лавеса типа МоРе2 образуются при температурах 600-750°С, в основном, вблизи карбонитридных включений, а- и х-фазы - при Т^р = 700-750°С Характерной особенностью карбидов МС (ЫЪС, Т1С) является их высокая размерная стабильность В стали ЧС-68 х д размер карбидов Т1С не превышает 10 нм при концентрации 3 1021м"3 после 1000 часов выдержки при ТстаР= 700°С В отличии от более крупных карбидов №>С в сталях ЭИ-847 и ЭП-172 карбиды Т1С выделяются не только в теле зерна, но и по границам зерен При этом размер выделений Т1С по границам зерен в несколько раз превышает размер выделений в матрице на дислокациях При длительном старении твердый раствор в бористых сталях ЧС-68 х д и ЭП -172 х д более стабилен по сравнению со сталью ЭИ-847 х д объемпая доля сг- и х - фаз в этих сталях значительно меньше, которые имеют и более высокую термическую стабильность дислокационной структуры Признаки рекристаллизации в сталях ЧС-68 х д и ЭП-172 х д не обнаружены при выдержке 10000 часов при температуре 750°С В стали ЭИ-847 х д рекристаллизация начинается при этой температуре после выдержки 5000 часов Более высокая фазовая стабильность сталей ЭП-172 хд и ЧС-68 хд вызвана, в основном, замедлением выделения и коагуляции приграничных карбидов МгзСб, внутризеренных частиц фазы Лавеса Ре2(Мо,КтЬ), трансформации карбидов М2зСб в а- и -/фазы Заметных различий в химическом составе частиц фазы Лавеса после старения в интервале температур 600-750°С в сталях ЧС-68 х д и ЭИ-847 х д не обнаружено На образцах стали ЧС-68 х д после старения в течение 1000 часов при температуре 650°С на диаграммах нейтронной дифракции наблюдалось появление сверхструктурных рефлексов, соответствующих у-фазе №зТ1 со структурой типа СизАи и параметрами решетки, близкими к параметрам ГЦК-матрицы

Облучение быстрыми нейтронами приводит к образованию в рассматриваемых сталях дислокационных петель, сетки линейных дислокаций, вакансионных пор и различных фазовых выделений, области существования которых и их параметры микроструктуры зависят от типа легирования, температуры и дозы облучения Исходная дислокационная структура материалов оболочек в х д - состоянии после облучения трансформируется в структуру с относительно однородно распределенными по объему дислокационными петлями и сегментами Общая плотность дислокаций снижается с ростом температуры облучения и при максимальной температуре вклад дислокационных петель Франка становится незначительным Характерной особенностью дислокационной структуры облученных оболочек из сталей ЧС-68 х д и ЭП-172 х д является наличие дислокационных петель с дефектами упаковки в широком диапазоне температур облучения (370-580)°С и повреждающих доз (60-90) сна В стали ЭИ-847 х д дефектные петли не наблюдались После облучения в сталях ЧС-68 х д и ЭП-172 х д признаков рекристаллизации не обнаружено в отличие от стали ЭИ-847 х д , для которой начало рекристаллизации отмечено при Т0бл =470°С Как один из важнейших факторов, обуславливающих эти различия, является мякролегирование бором сталей ЧС-68 и ЭП-172

Вакансионные поры наблюдались при температурах облучения 370-590°С Во всех случаях их размер увеличивается, а концентрация падает с ростом температуры облучения Пространственное распределение пор крайне неоднородно При исследовании оболочек твэлов реактора БН-600 из стали ЭИ-847 ауст установлено, что в нижних, более холодных, сечениях АкЗ поры располагались более равномерно по телу зерна, в центральных сечениях при температурах облучения ~500°С в отдельных случаях поры образуют цепочки значительной длины, декорируя имевшиеся в исходной структуре двойниковые границы, в верхних, наиболее горячих, сечениях объемная доля пор незначительна и поры по телу зерна располагаются достаточно неоднородно В целом представительный массив данных по параметрам микроструктуры стали ЭИ-847 ауст демонстрирует значительный их разброс относительно средних значений Для стали ЭИ-847 хд также характерно крайне неоднородное распределение пор по материалу поры полностью отсутствовали в областях, подвергнутых двойникованию, заметная неоднородность в распределении по зернам усиливается с ростом температуры Для сталей ЧС-68 х д и ЭП-172 х д, также как и для стали ЭИ-847 х д , характерно пространственно неоднородное распределение пор с их полным отсутствием в областях, подвергнутых двойникованию

Облучение привело и к изменению природы и состава фаз по сравнению с термическим старением В стали ЭИ-847 в аустенизированном состоянии при повреждающих дозах до 34 сна выделения Nb(C,N) наблюдались во всем исследованном интервале температур от 370 до 610°С, в котором их размер так же, как и размер пор увеличивался от 5 до 13 нм, концентрация, соответственно, падала примерно на порядок, в верхних, наиболее горячих, сечениях выделепия образовывались на существовавших ранее двойниковых границах, максимальная объемная доля наблюдалась в центре АкЗ Кроме выделений карбонитридов ниобия в структуре стали, начиная с центра АкЗ и выше (при Т0бл >500°С), наблюдались выделения, ассоциированные с порами, объемная доля которых незначительна Форма этих выделений близка к равноосной Анализ микродифракционных картин от этих выделений позволил предположить, что эти выделения представляют собой либо сложные карбиды типа Ме2зСб, либо G-фазу Выделения фазы Лавеса наблюдались при температурах облучения выше 500°С Немногочисленные исследования структуры материала облученных оболочек из стали ЭИ-847 х д не выявили каких-либо дополнительных по сравнению с ау-стенизированным состоянием выделений вторичных фаз Установлено только, что при нейтронном облучении происходит изменение состава фазы Лавеса по сравнению с термическим старением уменьшение содержания молибдена, рост содержания никеля и кремния

Установлено, что тип, размер и состав вторичных фаз в облученных оболочках твэлов из сталей ЭИ-847 х д и ЧС-68 х д принципиально не различаются за исключением образования у'-фазы Выделения у -фазы в структуре стали ЧС-68 х д наблюдались па образцах оболочек твэлов при температурах облучения 425 и 490°С и повреждающих дозах около 60 сна Размер выделений в этой области с ростом температуры облучения увеличивался от 9 до 17 нм, а концентрация падала от 2 1021 до 2 10 м Максимальный объем у -фазы при этом составлял 0,17% При более высоких повреждающих дозах (>87 сна) в том же температурном интервале выделений у -фазы обнаружено не было Выделения G-фазы, в большинстве случаев связанные с порами, при исследовании образцов оболочек твэлов из нижних сечений АкЗ твэлов TBC, отработавшей до максимальной повреждающей дозы 60 сна, обнаружены при температурах 370-425°С При температуре облучения 490°С выделений G-фазы не обнаружено Размер выделении изменялся в пределах 8,5-10,5 нм, концентрация —1,5 1021 м"3, максимальный объем выделений не превышал 0,2% С увеличением повреждающей дозы до 87 сна размеры и объемная доля выделении G-фазы увеличивались Мелкодисперсные карбиды MC при повреждающих дозах 40-60 спа наблюдались во всем исследованном интервале температур облучения 360-570 °С, за исключением сечения с температурой 425°С и дозой 57 сна Размер выделений независимо от температуры облучения изменялся в пределах 4,5-8,5 нм, концентрация выделений - от 1,5 1021 до 2,3 1022 м'3 Распределение выделений по телу зерна, так же, как и пор крайне неравномерно Аналогично на образцах оболочек твэлов из стали ЧС-68 х д другой TBC, достигшей максимальной повреждающей дозы 70 сна, в температурной области максимума распухания (ТОб1=400-420°С) частицы карбидов не выявлены, при этом обнаружены частицы G-фазы На образцах оболочек твэлов TBC с максимальной повреждающей

дозой 87 сна выделения МС присутствовали только в верхних сечениях при температуре ~550°С и дозе 50 сна, в сечениях при более низких температурах выделений типа МС не обнаружено Таким образом, в области максимального распухания при температурах 370-530°С происходит растворение карбидов МС и доминирующей фазой при этих температурах и дозах облучения является ра-диационно-индуцированная G-фаза Частицы этой фазы меняют форму от пластинчатой в нижних, более холодных, сечениях оболочек твэлов до глобулярной при Тобл=530°С С ростом температуры облучения в интервале 370-530°С размер частиц увеличивался от 15 до 80 нм, концентрация соответственно падала от 3 1021 до 7 Ю20 м"3 Кроме частиц МС и G-фазы, являющихся основными в температурной области распухания, при Т„бл > 500°С обнаружены частицы фазы Лавеса и зерно-граничных выделений сложных карбидов типа МгзСб Выделения фазы Лавеса образуются главным образом на крупных технологических выделениях и с ростом температуры и повреждающей дозы их объем увеличивается так же, как и увеличивается размер и количество выделений М2зСб

В работе проведен анализ структурно-фазового состояния наиболее радиационностойкой отечественной аустенитной стали ЧС-68 х д в сравнении со сталью PNC316CW, которая является одним из вариантов улучшения стандартной стали 316 (ее аналог - сталь ЧС-68), путем оптимизации состава по добавкам бора, титана, ниобия, кремния, фосфора (Fe 16Сг - 14Ni - 2,5Мо - 0,05С -0,7Si - 0,25Р - 0,004В - 0,lTi - 0,1 Nb) Сталь PNC316CW по сравнению со сталью ЧС-68 х д является более радиационно-стойкой После реакторных испытании в быстрых реакторах JOYO и FFTF до максимальных повреждающих доз 185 сна ее распухание составило менее 10%, предел ползучести до разрыва увеличен в исходном состоянии более чем в три раза по сравнению со сталью 316T1CW, что обеспечивает гарантированную работоспособность оболочек твэлов японского реактора-прототипа MONJU Фазовое состояние рассматриваемых материалов отличается отсутствием G-фазы, более узким температурным интервалом выделения фазы Лавеса и наличием фосфидов типа FeîP в стали PNC316CW Таким образом, комплексное легирование стали 316CW было направлено на стабилизацию твердого раствора с высокой исходной плотностью дислокаций, созданной стандартной холодной деформацией, сдерживанию обеднения матрицы по никелю из-за сегрегации по границам зерен и выделению фаз, богатых никелем По-видимому, обеднение твердого раствора по никелю способствует распуханию, а добавки фосфора играют важную роль в сдерживании распухания не только эффективным поддержанием высокой исходной плотпости дислокаций (которая по величине выше в сплавах с фосфором), но и сдерживанием образования выделений карбидов МбС, богатых, никелем Кроме того, игольчатые фосфиды типа Fe¿P являются ловушками для вакансий и мелких пор, препятствуя образования крупных пор При этом титан вводился в твердый раствор с целью стабилизации фосфидов и дислокаций при облучении Полученные данные вновь показывают, что одним из принципиальных путей снижения распухания является повышение стабильности твердого раствора, формирование оптимальной структуры и фазового состава в исходном и в облученном состоянии

415 Технология изготовления и контроля качества. Представленные результаты показывают, что общим для параметров распухания, микроструктуры, механических свойств оболочек твэлов является значительный разброс данных, увеличивающийся с ростом повреждающей дозы Разброс свойств материалов наблюдается уже в исходном (пеоблученном) состоянии, который наиболее ярко проявляется при механических испытаниях и измерениях характеристик упругости материалов (модуль сдвига, коэффициент Пуассона) Основной причиной неоднородности свойств является ликвационная неоднородность, формирующаяся при кристаллизации слитка и представляющая в литом металле дендритную ликвацию С целью выяснения влияния исходного состояния оболочек твэлов на распухание ВННИНМ,' СФНИКИЭТ, БАЭС совместно исследовали характеристики упругости на участках оболочек из стали ЭИ-847 ауст, находившихся при облучению вне активной зоны и не содержащих топливную композицию (компенсирующий объем) Установлено, что модуль Юнга образцов компенсатора не коррелирует с величиной распухания оболочек, из которых эти образцы вырезаны, тогда как модуль сдвига и коэффициент Пуассона (со средней величиной, характерной для стали ЭИ-847 ауст ) тесно связаны с распуханием

Химический состав Косвенным свидетельством в пользу предположения о влиянии химической неоднородности на радиационное распухание оболочечных материалов могут служить и результата! анализа содержания титана в стали ЧС-68 х д и ниобия, бора в стали ЭП-172х д, проведенного по сертификатным данным для различных плавок и партий оболочечных труб Анализ показа!, что колебания содержания титана значительно меньше колебаний содержания бора и ниобм, вводимых с целью снижения распухания Это обстоятельство, наряду с прочими, и определяет меньший разброс представленных выше данных по распуханию оболочек из стали ЧС-68 х д по сравнению с ЭП-172 х д Влияние содержания кремния на распухание стали ЭИ-847 ауст, химического состава на скорость распухания стали ЧС-68 х д показано в предыдущем разделе Отмеченные особенности отчетливо показывают роль химического состава в формировании служебных свойств

Требования технических условий, предъявляемые к химическому составу материалов элементов реакторных сборок, определяют границы содержания элементов в материале трубной заготовки Химический состав определяется в верхнем, среднем и нижнем сечениях слитка Эти данные отражаются в сертификатах на все получаемые из него трубные заготовки Исключением является контроль за содержанием углерода, определяемого на каждой заготовке при производстве оболочечных труб В требованиях технических условий по содержанию элементов в конструкционных материалах реакторных сборок БН-600, как правило, интервал их содержания указан для углерода, основных легирующих элементов и таких элементов, как ниобий, бор, титан, кремний, вводимых в металл с целью подавления радиационного распухания Для остальных элементов, в том числе и примесных, указан лишь верхний предел содержания По ряду элементов пределы содержания необоснованно широки

Современное понимание влияния химического состава на служебные свойства конструкционных материалов быстрых реакторов основываются на достаточно высоком уровне теоретических представлений в области радиационного материаловедения Однако, в большинстве случаев они не могут быть реализованы на стадии промышленного изготовления отечественных материалов с высоким уровнем служебных свойств Если сравнить требования отечественных технических условий к составу металла трубных заготовок для труб, используемых в атомной энергетики с зарубежными стандартами на аналогичную продукцию, то большой разницы в содержании элементов не обнаружится Для зарубежных сталей характерна хорошая повторяемость состава по плавкам, небольшие колебания состава, что свидетельствует о высоком уровне технологий на стадии металлургического цикла В сочетании с жестокими требованиями к качеству шихтового материала имеется возможность добиваться получения материала строго определенного заданного состава слитков и трубных заготовок Проблемы достижения уровня отечественных металлургических промышленных технологий, позволяющего обеспечить получение однородного слитка строго заданного состава, в настоящее время не решены Как правило, химический состав материала имеет значительные колебания не только по плавкам для одной марки стали, но и в пределах одного слитка Ликвационная неоднородность слитка, наследуется трубной заготовкой, в трубном переделе не устраняется и наблюдается на готовых трубах Неоднородность химического состава в частично может быть устранена отжигом на переделе на предготовом размере, но при этом увеличивается размер зерна, происходит собирательная рекристаллизация, образуются двойники отжига Для этого требуется достаточно жёсткий контроль параметров отжига для обеспечения приемлемого размера зерна

Исследования сталей типа Х16Н15МЗТ (Ст, <1 % масс ) показали неоднородность распределения основных и легирующих элементов с периодом осцилляции состава -10 нм и коэффициентами ликвации (Стах/Сщш) в интервалах (1,03-1,08) для Ре, Сг, (1,2-1,3) для Мо, Мп, (1,3-1,8) для Т1, (1,5-2,8) для

Величина зерна. В литературе отсутствуют убедительные данные, свидетельствующие о четкой взаимосвязи служебных свойств, в частности распухания, с размером зерна В некоторых исследованиях отмечается наличие в облученных аустенитных сталях приграничных зон, обедненных или свободных от вакансионных пор Ширина этих областей в зависимости от повреждающей дозы и температуры облучения составляет 50 -100 нм Образование таких зон объясняется стоками и ан-

нигиляцией вакансий и дислоцированных атомов на границах зерен и некогерентных границах двойников Предполагается, что измельчение зерна до размера, равного двойной ширине обедненной зоны (до ~0,1 мкм), может привести к значительному ослаблению вакансионной пористости В промышленных материалах средний размер зерна в лучшем случае составляет 10-30 мкм Требованиями ТУ для отечественных оболочечных материалов определены допустимые размеры зерна (7-10 балл) Более крупное зерно при ультразвуковом контроле готовых труб фиксируется как дефект оболочки, которая по этому признаку может отбраковываться

Неметаллические включения Одним из показателей качества труб является загрязненность металла неметаллическими включениями Данные по неметаллическим включениям представляются в виде, не позволяющем судить об их влиянии на служебные свойства металла Как и данные по зернистости, они не отражают в полной мере ни их пространственное распределение, ни дисперсность В сертификатных данных приводится только значения балла, которым оценивается загрязненность металла Если рассматривать выделения как барьеры дислокаций, стоки точечных радиационных дефектов и если учитывать их влияние на свойства границ зерен и специальных границ, то их роль в формировании служебных свойств не менее важная, чем влияние состава или холодной деформации

Холодная деформация. Согласно современным представлениям, положительное влияние холодной деформации на снижение распухания выражено, в основном, в продлении инкубационного периода распухания Наличие дислокационной сетки в исходной структуре холоднодеформиро-ванных материалов приводит к увеличению инкубационного периода зарождения пор, которые начинают проявляться при отжиге дислокаций Оптимизация степени холодной деформации является компромиссной задачей и необходимо учитывать влияние холодной деформации па снижение температуры рекристаллизации и характеристик длительной прочности и пластичности материала Практически важным является выяснить уровень повреждающих доз, до которого сохраняется положительное влияние увеличения степени предварительной холодной деформации Выше показано, что при одной и той же инкубационной дозе распухания стали ЧС-68 х д скорость распухания значительно зависит от влияния химического состава, возможно, и от степени предварительной холодной деформации

Роль эффективных стоков для радиационных дефектов выполняют не только дислокации, но и границы зерен, и поверхности раздела выделений вторых фаз определенного типа Поэтому при выборе путей повышения радиационной стойкости материалов необходимо, по-видимому, стремиться не только к длительному сохранению дислокциошюй структуры и стабильности твердого раствора, но и эффективно использовать формирование структурно - фазового состояния в процессе изготовления элементов реакторных сборок и уметь предсказывать его эволюцию в процессе эксплуатации Проблема не является новой Для отечественных конструкционных материалов она поставлена в 70-х годах Зарубежными разработчиками радиационностойких материалов программа снижения неприемлемого распухания оболочечной аустепитной стали М316 сформулирована в начале 80-х годов и успешно решена к настоящему времени совместными усилиями европейских и японских специалистов созданием комплекснолегированных аустенитных сталей для оболочек твэлов быстрых реакторов, работоспособных при повреждающих дозах до 140 сна.

4.2. Мероприятия по улучшению качества оболочечных труб из стали ЧС-68 х.д.

Как показано выше, в части радиационной стойкости наиболее оптимальное сочетание параметров распухания материала оболочек реализовано для стали ЧС-68 х д, использовавшейся на стадии ее экспериментального освоения К концу 90-х годов при переходе от опытного производства на промышленное стойкость стали ЧС-68 х д к распуханию снизилась Как следует из многолетней практики исследования формоизменения оболочек из стали ЧС-68 х д , произошло это постепенно, начиная с начала 90-х годов Деградация служебных свойств привела в отдельных случаях к преждевременному разрушению оболочек при низких значениях выгорания топлива и повреждающей дозы Сложившаяся ситуация потребовала в конце 90-х годов принятия срочных мер по повышению качества оболочек твэлов

Первым этапом работ, проводимых совместно ВНИИНМ, ОАО МСЗ, СФ НИКИЭТ, ОАО ПНТЗ. Б АЭС, явился анализ качества оболочек твэлов, поставляемых ОАО ПНТЗ на ОАО МСЗ для изготовления твэлов.

На основании проведенного статистического анализа сертификатных данных по содержанию ! легирующих Элементов металла трубных заготовок из стали ЧС-68 было установлено, что содержание бора п 55 % от объема выплавленного металла составило 0,001 % масс, и соответствует нижнему пределу содержания бора, играющего важную роль в повелении материала под облучением. В ходе работы были внесены изменения в ТУ и нижний предел содержания бора в стали ЧС-68 был повышен с 0,001 до 0,002 % масс, при сохранении верхнего предела 0,005 % масс.

Оценка качества труб осуществлялась на основе предложенного автором анализа распределений контролируемых параметров по партиям готовых труб и выявление наиболее из них критичных, которые могли бы способствовать преждевременному разрушению оболочек. Использовались сохранившиеся на ПНТЗ сертификатные данные по 28-ми партиям оболочечных труб, применявшимся при комплектации твэяои двух из четырех TBC с преждевременным разрушением оболочек, и по 58 партиям труб изготовления 1994-95 г.г В качестве одного из критериев качества готовых труб рассматривали долю забракованных труб по Партиям как на промежуточных переделах, так и при сдаче готовых труб. Ко всем параметрам применялся единый стандартный метод контроля качества изделий. В качестве основного (интегрального) показателя качества рассматривали долю годных труб из числа предъявленных к приемке ОТК и Г АН Доля годных труб, которые могли быть использованы при комплектация рассматриваемых TBC, в зависимости от партии изделий изменялась в пределах от 33% до 92% при среднем значении 74% и коэффициенте вариации 17%. По трубам изготовления 1994-95 г.г. - от 53% до 94% при среднем 76% и вариации 14%. Дополнительный анализ качества труб 53 партий 1998-99 г.г. изготовления показал долю годных - в среднем 79% (от 15% до 93%) при вариации 15%.

С целью дополнительной оценки качества труб производства ОАО ПНТЗ специалистами МСЗ был выполнен ультразвуковой (УЗ) контроль нескольких ранее поставленных партий труб, сданных в соответствии с требованиями действующих ТУ и прошедших УЗ-контроль на ПНТЗ. Из 936 готовых оболочек 17% было забраковано.

Из забракованных труб выбрано 9 штук, определено месторасположение дефектов и на 6-ти i трубах проведена металлография. 3 трубы с размеченными дефектами предоставлены в распоряжение ПНТЗ для исследований. По результатам металлографии дефекты представляют собой, в основном, закаты, отслоения, микротрещины (рисунок 4.3), расположенные на наружной поверхности, в основном, продольной ориентации. Распределение дефектов по длине трубы носит случайный характер.

Ик к ... свЧСНИЯ

I ' I»

VK - -

0} увеличение 198х

Шг: ■■■■■ ж:-'

ЖЖЧ 4 Щ

iKull.fc

9} vBC'lrWSlIi 195.4

rj увеличение 19Вх

■Ш.■ 3 v-'y?

. as.täi --Sa

jl)yflt;|H4iH1Ltf 19S.4

Рисунок 4.3- Внешней вид (а) и профиль дефекта (6,в,гд) на наружной поверхности оболочки

В результате анализа данных по контролю герметичности готовых твэлов на ОАО МСЗ за период с 1983 г по настоящее время отмечено, что максимальная отбраковка готовых твэлов приходилась на периоды 1983-85 г г и 1992-95 г г Прежде всего, внимание обратили на операцию контроля герметичности готового твэла, при которой допускался нагрев оболочки твэла до 650 "С в течение 6 часов С позиций сохранения исходного холоднодеформированного состояния была определена допустимая температура нагрева оболочек 500+50оС при максимальном времени выдержки не более 5 часов

На основании результатов, полученных на первом этапе выполнения работ в 2001 г была разработана программа проведения работ по исследованию качества оболочек из стали ЧС-68 х д с целью его повышения На ОАО МСЗ было принято решение о 100%-м входном контроле оболочек поставки ПНТЗ

На втором этапе исследований провели статистический анализ качества оболочечных труб 41 партии поставки ПНТЗ 2001 г, по результатам которого доля годных повысилась - в среднем 82% (от 47% до 97%) при вариации 14% На МСЗ провели входной УЗ-контроль 6968 готовых труб, забраковано всего 6,8% По сравнению с трубами поставки 1998-99 г г повторная отбраковка уменьшилась более чем в 2 раза Это во многом обусловлено тем, что поставка труб в 2001 г осуществлялась с учетом ужесточенных требований к УЗ-контролю, согласованных ПНТЗ и МСЗ

Анализ технологических особенностей изготовления оболочек твэлов и результаты послереак-торных исследований позволили ВНИИНМ, ПНТЗ, МСЗ в начале 2000-х г г наметить дальнейшие технологические направления совершенствования оболочек твэлов из стали ЧС-68 х д , такие как

- обеспечение содержания бора 0,002-0,005 % вес с целью закрепления границ зерен,

- использование сверления, обточки и расточки исходной трубной заготовки 0 65 мм для получения гильзы 0 57 х 8,5 мм взамен операции горячей деформации трубной заготовки,

- сопоставление маршрутов холодной деформации труб на готовый размер с применением прокатки на станах ХПТР и короткооправочного волочения,

- внедрение более высокотемпературного диффузионного отжига на трубах промежуточных размеров с целью повышения однородности структуры при приемлемом размере зерна

Для более глубокого понимания и полного использования эффективности технологических способов повышения радиационной стойкости стали ЧС-68 х д организована практика проведения экспериментов по облучению в реакторе БН-600, так называемых, «реперных» TBC, в составе которых используются паспортизованные оболочки Облучена первая партия из семи «реперных» TBC Закончены первичные послереакторные исследования первых двух из них, материаловедче-ские исследования трех твэлов первой проводятся в ИРМ, четыре твэла другой выбраны для передачи на исследования в ИРМ

На рисунке 4 4 среди прочих приведены данные по распуханию оболочек, определённые из значений эффективного диаметра для партий труб изготовления МСЗ из металла пяти плавок, для одной партии труб изготовления ПНТЗ из металла одной плавки, использованных для комплектации твэлов «первой реперной» TBC зав № 1817456502, и шести партий труб изготовления МСЗ из металла одной плавки, использованных для комплектации твэлов «второй реперной» TBC зав Ks 1817487203 На этом же рисунке в совокупности представлены данные, полученные для всех экспериментальных и штатных TBC, исследованных в горячей камере БН-600, оболочки твэлов которых изготовлены из стали ЧС-68 х д Распухание оболочек ПНТЗ превышает уровень, который определяется дозной зависимостью 2, построенной по всей совокупности данных Точки, соответствующие распуханию оболочек твэлов, изготовленных на МСЗ, с учетом разброса данных практически укладываются на зависимость 1, которая соответствует распуханию стали ЧС-68 х д на стадии ее внедрения

Главным результатом этого этапа работ следует считать то, что впервые для стали ЧС-68 х д , облученной в качестве оболочек твэлов в составе одной TBC зоны малого обогащения с незначительной неравномерностью условий облучения по сборке, показано влияние исходного структурного состояния материала и особенностей изготовления оболочек на различных технологических линиях на одно из важнейших служебных свойств оболочек - радиационное распухание

Поареждайщал

Рисунок 4.4 - Радиационное распухание стали ЧС-68 х.д. в зависимости от повреждающей дозы при температурах максимального распухания (Т«^ = 470-500"С)

Анализ результатов послереакторпых исследований образцов и оболочек твэлов из аустенит-ных сталей, облученных в реакторе БН-600, позволил выявить связь распухания нержавеющих сталей с микроструктурными факторами (твсрдорастворный, карбонитридный. интерметаллид-ный, холодная деформация). Установлена возможность эффективного подавления распухания стали ЧС-68 х.д. и, как следствие, - деградации механических свойств.

Работы в этом направлении ориентированы на повышение радиационной стойкости оболочки из стали ЧС-68 х.д. путем модернизации её состава за счёт повышения концентрации титана и кремния, обуславливающих образование при нейтронном облучении у -фазы. При этом необходимо максимально обеспечить повторяемость состава по плавкам. Необходима и оптимизация степени х.Д- готовых труб из стали ЧС-68 штатного и модифицированного состава. Для этого Белояр-ской АЭС совместно с ВНИИНМ, МСЗ в развитие методологии облучения «реперных» TBC выпущено «Решение об организации работ по применению реперных TBC для обеспечения после-эксплуатационного контроля качества конструкционных материалов штатных TBC реактора БН-600», утверждённое руководством концернов «Росэнергоатом» и «ТВЭЛ». По этому решению изготавливаются шесть реперных TBC, оболочки твэлов которых должны иметь

- регламентированное содержание кремния ~ 0,6 % масс., углерода ~ 0,07% масс, и титана ~ 0,28 % масс, с целью одновременного использования интерметаллидного и карбонитридного факторов сдерживания распухания;

- содержания титана и кремния на верхнем пределе требований ТУ и пониженное содержание углерода (Si - 0,6 % масс., Ti - 0,5 % масс, и С ~ 0,05 % масс.) с целью максимального использования интерметалл идного фактора;

-повышение степени холодной деформации первоначально до верхнего предела требований ТУ и далее до оптимальной величины после корректировки ТУ.

Это позволит повысить надёжность оболочек и их ресурс до максимальной повреждающей дозы ~ 90 сна, обеспечивающего выгорание - 12 % т.а., как ближайшей цели повышения эффективности использования топлива в реакторе ЬН-600.

В заключении сформулированы основные результаты диссертационной работы

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

1 На опытно-промышленном энергоблоке создана и успешно функционирует экспериментальная база для проведения первичных послереакторных исследований состояния отработавших элементов конструкций реактора БН-600 и экспериментальных устройств с целью определения дальнейших направлений исследований в области развития реакторов па быстрых нейтронах для широкомасштабной энергетики

2 В бассейне выдержки и в горячей камере проведены первичные массовые исследования ~103 облученных реакторных сборок, которые позволили, по сравнению с традиционными исследованиями выборочного характера, получить оперативную, более надежную информацию о состоянии конструкций, их элементов для расчетно-экспериментальных обоснований безопасной и надежной работы элементов активных зон трех модернизаций при повышении эксплуатационных показателей реактора БН-600

3 Изучены масштабы и причины разгерметизации твэлов в TBC активпой зоны, боковой зоны воспроизводства, во внутриреакторном хранилище, происходившей на разных стадиях эксплуатации реактора БН-600 Полученные результаты первичных исследований в сочетании с данными материаловедческих исследований позволили понять причины разгерметизации и принять решения по их устранению

4 Изучены и обобщены факторы, влияющие на работоспособность элементов конструкций реактора БН-600, получены обобщенные аналитические зависимости основных служебных свойств конструкционных материалов для прогнозирования их поведения в условиях, определяемых уста-новливаемым ресурсом элементов конструкций и при его превышении По этим данным в совокупности с результатами последующих материаловедческих исследований совместно с головными материаловедческими и проектными организациями установлены пределы работоспособности конструкций, материалов и разработаны рекомендации по их совершенствованию

5 Совокупность полученных данных первичных и материаловедческих исследований позволила поэтапно увеличить ресурс активной зоны БН-600 от максимального значения выгорания топлива 7,2 до ~11 % т а В 1987 г проведена первая модернизация активной зоны с увеличением выгорания топлива до 8,3 % та (повреждающая доза 54 сна) В 1993 г закончена вторая модернизация на проектное выгорание топлива 10% т а (повреждающая доза 75 сна) С мая 2004 г по октябрь 2006 г осуществлен перевод реактора на зону третьей модернизации с выгоранием топлива ~11% т а (повреждающая доза 82 сна)

6 Ближайшими целями являются достижение ресурса TBC с наработкой 580-590 эффективных суток и максимальным выгоранием ~12 % т а за счет улучшения служебных свойств штатного материала оболочек твэлов, разработка гибридной активной зоны БН-600 с частью TBC со смешанном уран-плутониевым топливом и с частичной заменой TBC, нарабатывающих плутоний, на сборки стальной защиты и/или сборки для наработки изотопов Разработана программа повышения выгорания топлива до -14% таи выше до -17% т а. Эффективность внедрения результатов работ по этим программам во многом зависит от проведения дальнейших послереакторных исследований

Представленная работа выполнена благодаря творческому участию и всесторонней поддержке ведущих специалистов и сотрудников ВНИИНМ, ФЭИ, ОКБМ, Белоярской АЭС, НИИАР, ИРМ, ИФМ УрО РАН, НИИМ, ПНТЗ, МСЗ в постановке целей и задач работы, в непосредственном участии в выполнении работ по теме диссертации, обсуждении и критическом анализе результатов и выводов из них Всем участникам этой работы автор выражает глубокую признательность и благодарность

Основные положения диссертации опубликованы в работах*

1 А С Жилкин, О С Коростин, В В Чуев и др Определение параметров твэлов реактора БН-600 неразрушающими методами - Препринт ФЭИ-2212, Обнинск, 1991 г, 34 с

2 СЕ Асташов, Е А Козманов, В В Чуев и др Формоизменение элементов активной зоны БН-600 - Атомная энергия, 1993 г, т 75, вып 3, с 167-175

3 Е А Козманов, А Н Огородов, В В Чуев Методическое обеспечение первичных послере-акторных исследований элементов активной зоны реактора БН-600 - Исследование конструкционных материалов элементов активной зоны быстрых натриевых реакторов [Сб науч трудов] Екатеринбург УрО РАН, 1994, с 3-47

4 СЕ Асташов, Е А Козманов, В В Чуев и др Основные результаты первичных послереак-торных исследований TBC реактора БН-600 - Там нее, с 48-84

5 В В Чуев, В Н Ланских, А Н Огородов и др Работоспособность TBC быстрых реакторов -Там же, с 85-140

6 А И Карпенко, Е С Лисицин, В В Чуев и др Вопросы наработки радионуклида Со-60 в реакторе БН-600 - Безопасность эксплуатации Бслоярской АЭС [Сб науч трудов] Екатеринбург УрО РАН, 1994, с 201-205

7 С Ф Дубинин, В Д Пархоменко, В В Чуев и др Определение содержания водорода во вкладышах замедляющих элементов ЭОУ для наработки изотопа Со-60 - Там же, с 206-213

8 В В Чуев, А Н Огородов, А Г Шейнкман и др Служебные свойства конструкционных материалов тепловыделяющих сборок реактора БН-600 при высоких повреждающих дозах - Физика металлов и металловедение, 1996 г , т 81, вып 3, с 133-141

9 С Ф Дубинин, В Д Пархоменко, В В Чуев и др Радиационная стойкость гидрида циркония - Там же, 1996 г , т 81, выл 6, с 134-138

10 С Ф Дубинин, В Д Пархоменко, В В Чуев и др Радиационно-индуцированное дегидрирование кристаллической системы ZrHi 85 -Там же, 2002 г , т 94, №1, с 99-104

11 АН Огородов, С Е Асташов, В В Чуев и др Анализ формоизменения оболочек твэлов реактора БН-600, изготовленных из аустенитных холодподеформированпых сталей ЭП-172 и ЧС-68 - [Сб докладов Третьей межотраслевой конференции по реакторному материаловедению], т 2, Димитровград, 1994 г , с 68-80

12 АН Огородов, С Е Асташов, В В Чуев и др Формоизменение оболочек твэлов из стали ЧС-68 в холодподеформировапном состоянии при повреждающих дозах 60-93 сна -Там же, 4-я конференция, т 3, Димитровград, 1996 г , с 84-98

13 ЮЛ Блинов, В В Головин, В В Чуев и др Реакторные испытания опытных облучатель-ных сборок дтя производства радионуклида кобальт-60 в реакторе БН-600 - 35-летие работы Бе-лоярской АЭС [Сб докладов Шестой научно-технической конференции], Заречный, 1999г, часть III дсп, с 108-110

14 В В Чуев, А Н Огородов Радиационное распухание аустепитных сталей, облученных в реакторе БН-600 при разчичных скоростях набора повреждающей дозы -Там же, часть Ндсп, с 18-27

15 Ю П Буданов, С А Бычков, В В Чуев и др Комплекс материаловедческих и технологических работ по оптимизации структурного состояния материала оболочечных труб из стали ЧС68 в холоднодеформированном состоянии - [Сборник докладов Седьмой научно-технической конференции, посвященной 40-летию Белоярской АЭС], Заречный, 2004 г, т 1 дсп, с 156-165

16 Мальцев В В , Ошканов Н Н , Чуев В В и др Реакторные испытания и послереакторные исследования в обоснование работоспособности TBC при повышении выгорания топлива реактора БН-600 - Там же, с 166-192

17 АН Огородов, II Н Ошканов, В В, Чуев Научно-техническое обеспечение высоких эксплуатационных показателей безопасной и надежной работы промышленного реактора на быстрых нейтронах БН-600 - Труды Свердловского научно-исследовательского института химического

машиностроения [Сб докладов Международной научно-технической конференции, Екатеринбург сентябрь 2002 г ], Екатеринбург, 2003 г , с 24-29

18 AB Козлов, Е А Кинев, В В Чуевидр Исследования состояния твэлов TBC, отработавших в реакторе БН-600 в течение 4-х микрокампаний - Вопросы атомной науки и техники, Серия Материаловедение и новые материалы, вып 2(63), 2004 г, с 163-172

19 Л В Козлов, Е А Кинев, В В Чуевидр Послереакторные исследования оксидного топлива после эксплуатации в реакторе БН-600 -Тамже,с 173-181

20 А В Козлов, Е А Кинев, В В Чуев й др Исследования состояния твэлов TBC, отработавших в реакторе ЬН-бОО в течение четырех микрокампаний - Там же, вып 1(64), 2005 г, с 286-293

21 В В Чуев, В Ф Росляков, В В Мальцев Особенности поведения конструкционных материалов в спектре нейтронов быстрого реактора большой мощности - Ядерная энергетика Известия вузов, 2005 г,№1, с 113-126

22 MB Баканов, В В Чуев, О В Крюков и др Оптимизация структурного состояния материала оболочечных труб из стали ЧС68 в холоднодеформированном состоянии - Там же с 139-145

Формат 60x84 1/16 Тираж 100

Подписано в печать 1L07.07 Офсетная печать

Ризография НИЧ ГОУ ВПО УГТУ-УПИ 620002, г Екатеринбург, ул Мира 19

Бумага писчая Заказ № 384

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1 УСЛОВИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ АКТИВНЫХ ЗОН РЕАКТОРА БН-600 И

ОБЪЕКТЫ ИССЛЕДОВАНИЯ.

1.1 Общая характеристика реакторов на быстрых нейтронах.

1.1.1 Ядерно-физические особенности реакторов типа БН.

1.1.2 Конструктивные особенности быстрых реакторов.

1.1.3 Конструкционные материалы.

1.2 Эволюция активной зоны БН-600.

1.3 Объекты исследований и условия их облучения.

ГЛАВА 2 МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ПЕРВИЧНЫХ ПОСЛЕРЕАКТОРНЫХ

ИССЛЕДОВАНИЙ ЭЛЕМЕНТОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА

БН-600.

2.1 «Горячая» камера.

2.2. Визуальный контроль.

2.3 Профилометрия чехловых труб.

2.4 Профилометрия твэлов.

2.5 Гамма-спектрометрические исследования.

2.5.1 Установка для измерений.

2.5.2 Герметичность твэлов.

2.5.3 Распределения р/а нуклидов по зонам твэлов.

2.5.4 Среднее содержание р/а нуклидов в зонах твэлов.

2.5.5 Оценка коэффициентов неравномерности энерговыделения и флюенса.

2.5.6 Оценка газовыделения из топлива.

2.6 Измерения параметров внутритвэльного газа.

2.7 Вихретоковая дефектоскопия.

2.7.1 Установки для измерений.

2.7.2 Методические особенности.

2.8. Другие методы.

2.8.1 Нейтронное сканирование.

2.8.2 Измерения коэффициента линейного расширения.

2.8.3. Определение термического сопротивления зазора топливо-оболочка.

2.8.4. Измерение электрического сопротивления оболочек твэлов.

2.9. Методика расчётов условий эксплуатации реакторных сборок.

ГЛАВА 3 РАБОТОСПОСОБНОСТЬ ЭЛЕМЕНТОВ АКТИВНЫХ ЗОН РЕАКТОРА БН

600 ТРЁХ МОДЕРНИЗАЦИЙ.

3.1 Формоизменения чехловых труб TBC, изделий СУЗ, оболочек твэлов.

3.1.1 Чехлы TBC.

3.1.1.1 Феноменологическое описание формоизменения.

3.1.1.2 Материалы чехлов.

3.1.2 Материалы ВКУ.

3.1.3 Исполнительные органы СУЗ.

3.1.3.1 Гильзы СУЗ.

3.1.3.2 Компенсирующие стержни (КС).

3.1.3.3 Регулирующие стержни (PC).

3.1.3.4 Стержни аварийной защиты (A3).

3.1.4 Оболочки твэлов.

3.1.5 Вытеснители TBC.!.

3.1.6 Дистанционирующие проволока и лента.

3.2 Работоспособность твэлов и TBC со штатным урановым и смешанным уран-плутониевым оксидным топливом.

3.2.1 Чехлы TBC.

3.2.2 Оболочки твэлов.

3.2.3 Топливо.

3.2.4 Разгерметизация твэлов.

ГЛАВА 4 ФАКТОРЫ, ОПРЕДЕЛЯЮЩИЕ РАБОТОСПОСОБНОСТЬ

РЕАКТОРНЫХ СБОРОК БН-600.

4.1 Конструкции.

4.2 Условия эксплуатации.

4.3 Механическое воздействие топлива и его газообразных продуктов деления на оболочку твэла.

4.4 Физико-химическое взаимодействие продуктов деления топлива с оболочкой.

4.5 Механические свойства материалов.

4.6 Структурно-фазовое состояние.

4.6.1 Исходное состояние.

4.6.2 Облучённое состояние.

4.7 Металлургические и технологические факторы изготовления.

4.7.1 Химический состав.

4.7.1.2 Углерод.

4.7.1.3 Хром.

4.7.1.4 Никель.

4.7.1.5 Молибден.

4.7.1.6 Ванадий.:.

4.7.1.7 Марганец.

4.7.1.8 Ниобий.

4.7.1.9 Кремний.

4.7.1.10 Бор.

4.7.1.11 Титан.

4.7.1.12 Фосфор.

4.7.1.13 Редкоземельные элементы.

4.7.2 Ликвационная неоднородность.

4.7.3 Величина зерна.

4.7.4 Неметаллические включения.

4.7.5 Качество оболочечных труб.

4.8 Взаимосвязь факторов.

Актуальность проблемы. Разработка отечественных быстрых реакторов началась с постановки Проблемы реализации в них расширенного воспроизводства ядерного топлива -плутония [В.1]. В результате работ, проведенных по обширной программе исследований этой проблемы, в Физико-энергетическом институте (ФЭИ, г. Обнинск) были построены экспериментальные реакторы небольшой мощности БР-1, БР-2, БР-3. Исследования, выполненные на них с целью разработки физических и физико-технических основ быстрых реакторов, позволили в 1959 г. ввести в ФЭИ в эксплуатацию первый опытный реактор на быстрых нейтронах БР-5 с тепловой мощностью 5 МВт с натриевым теплоносителем. Натрий в качестве теплоносителя для следующих поколений быстрых реакторов был выбран на основании опыта использования целого ряда теплоносителей: натрий, натрий-калий, свинец-висмут, гелий, ртуть [В.2]. Практически одновременно в 1960 г. принято решение о создании экспериментального быстрого натриевого реактора БОР-бО с тепловой мощностью 60 МВт (НИИАР г. Мелекесс/Димитровград) и первого опытно-промышленного натриевого реактора на быстрых нейтронах БН-350 (1000 МВт - тепловой, 350 МВт - электрической мощности, г. Шевченко/Актау, Казахстан), совмещенного с опреснительной установкой воды. Их физические пуски состоялись в 1969 г. и в 1972 г., соответственно. Проект более мощного опытно-промышленного реактора БН-600 с натриевым теплоносителем в составе энергоблока №3 Белоярской АЭС утвержден 20.11.1967 г. Направление на создание реакторов большой единичной мощности (до 1 ГВт и более) было принято с целью повышения экономических показателей энергоблоков за счет снижения удельных капитальных затрат [В.З, В.4]. Энергоблок № 3 Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-600 введен в эксплуатацию в апреле 1980 года. Сооружение БН-600 явилось логическим результатом последовательной технической политики создания в будущем замкнутого топливного цикла и воспроизводства ядерного топлива.

С начала нового века в основу требований к перспективным ядерным технологиям закладываются принципы: исключения или предотвращения развития аварий на реакторных установках и на предприятиях топливного цикла с катастрофическими последствиями, малоотходной переработки ядерного топлива с захоронением радиоактивных отходов, нераспространения ядерных материалов, конкурентоспособности [В.5]. Считается, что их реализации в широкомасштабной ядерной энергетике в наибольшей степени соответствуют реакторы на быстрых нейтронах такие, как действующий промышленный БН-600, готовый к реализации проект БН-800 и проектируемый БРЕСТ-300. Эти реакторы наиболее приспособлены и для решения международной проблемы утилизации избыточного оружейного плутония.

Строящийся промышленный натриевый реактор БН-800 изначально предназначен для использования уран-плутониевого смешанного оксидного (МОХ) топлива. Применительно к топливному циклу проекта активной зоны БН-800 с МОХ - топливом выполнен большой объем опытно-конструкторских работ, создан ряд опытных производств по изготовлению твэлов и TBC на основе таблеточного и виброуплотненного топлива, проведены ресурсные испытания экспериментальных TBC в реакторе БН-600 и их послереакторные исследования. Ведется переработка отработавших TBC реактора БН-600, имеется задел работ по созданию промышленных технологических линий по производству таблеточного и виброуплотненного МОХ-топлива.

Разрабатываемый в НИКИЭТ технический проект реакторной установки с опытно-демонстрационным реактором БРЕСТ-300 электрической мощностью 300 МВт предполагает в качестве теплоносителя вместо натрия использовать свинец и вместо оксидного МОХ -топлива - мононитридное топливо. Сторонники этой концепции предлагают использовать нитридное топливо и в реакторе БН-800, пуск которого намечен в 2012 г. Противоречивые мнения о направлениях развития реакторов на быстрых нейтронах могут быть объединены на основе опыта практического использования разработок по проблеме для целей широкомасштабной энергетики. Примером может служить опыт, накопленный при эксплуатации реактора БН-600 в течение четверти века.

С момента ввода в эксплуатацию (физический пуск - 26.02.1980 г., энергетический -08.04.1980г.) по 18.12.1981 г. поэтапно достигалась номинальная мощность и с 1982 г. энергоблок устойчиво работает в режиме коммерческой выработки электрической и тепловой энергии. Одновременно решаются задачи по испытаниям, проверке прототипного оборудования и научно-технических направлений в области быстрых реакторов. За время эксплуатации БН-600 получен уникальный опыт по различным проблемам реакторов на быстрых нейтронах, который несомненно реализуется при сооружении энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах следующих поколений. Одной из важнейших составных частей энергоблока является активная зона реактора, определяющая безопасность и экономичность его работы. Проектные характеристики активной зоны первого типа загрузки по выгоранию не были достигнуты в первый период эксплуатации в основном из-за отсутствия достаточно радиационно стойких конструкционных материалов чехлов TBC, оболочек твэлов, изделий СУЗ. Проблема заключалась в том, что работоспособность материалов, обоснованная их служебными свойствами на основе исследований после облучения на ускорителях и в исследовательских реакторах, не подтверждалась при эксплуатации до проектных параметров в более жёстких нейтронных полях быстрого реактора большой мощности. Выход на проектные величины выгорания в активной зоне БН-600 растянулся на три этапа, пока не была достигнута устойчивая работа активной зоны с максимальным выгоранием топлива 10% т.а.

Опыт эксплуатации активной зоны реактора БН-600 трех типов подтвердил возможность проведения реакторных испытаний новых конструкционных материалов, конструкций TBC и видов ядерного топлива. Максимальное использование опыта, накопленного по эксплуатации U02- и МОХ- топлива и по решению проблемы повышения надежности эксплуатации элементов конструкций действующего реактора БН-600, является необходимым условием обоснования реакторов нового поколения. Это определяет актуальность данной работы, которая заключается в необходимости прогнозирования поведения служебных свойств конструкционных материалов в процессе облучения в быстром реакторе для предотвращения выхода из строя конструкций и элементов активной зоны.

Результаты реакторных испытаний, послереакторных исследований элементов конструкций и их материалов, обобщения опыта эксплуатации активных зон реактора БН-600 являются составной частью работ, проводимых в отрасли (ОКБМ, ВНИИНМ, ФЭИ, НИИАР, ИРМ) и на Белоярской АЭС в направлении развития реакторов на быстрых нейтронах. На основании этих работ в 80-х г.г. в СССР составлена и успешно выполнена I Комплексная программа по разработке радиационно стойких материалов для активных зон быстрых реакторов, рассчитанная на повышение выгорания топлива не менее 10% т.а. [В.6].

Цель работы. Основная цель работы заключается в экспериментальном обосновании внедрения в практику эксплуатации быстрого реактора большой мощности перспективных реакторных сборок на основе результатов послереакторных исследований, проводимых в отрасли и на Белоярской АЭС и направленных на: достижение высоких эксплуатационных показателей работы реактора; повышение эффективности использования топлива; обеспечение безопасности эксплуатации энергоблока; выявление и решение проблем обеспечения надежности элементов реакторных сборок, их конструкционных материалов на всех этапах обращения с ними от загрузки в реактор до отправки на переработку и утилизацию.

Исследования проводились в творческом сотрудничестве с материаловедческими центрами, которые детально исследовали служебные свойства, структуру конструкционных материалов как в исходном (необлученном), так и в облученном состояниях.

Новизна и практическая ценность работы.

1. На действующем энергоблоке с реактором на быстрых нейтронах большой мощности создан и успешно функционирует комплекс для проведения первичных послереакторных исследований состояния элементовт конструкций и экспериментальных устройств, отработавших в реакторе до разных степеней облучения.

2. С использованием неразрушающих и разрушающих методов проведены систематические первичные массовые исследования работоспособности штатных и экспериментальных конструкций непосредственно после окончания их эксплуатации в нормальных условиях и при отказах отдельных узлов оборудования.

3. Получены характеристики штатных и экспериментальных элементов активной зоны реактора БН-600 различной конструкции, для изготовления которых использованы различные промышленные и опытно-промышленные стали, урановое и уран-плутониевое топливо разного типа (таблеточное и виброуплотнённое). Эти данные в совокупности с результатами последующих материаловедческих исследований позволили проектным и эксплуатирующим организациям установить пределы работоспособности конструкций, материалов и повысить показатели работы реактора.

4. Систематически изучены закономерности формоизменения элементов реакторных сборок, изготовленных из нержавеющих сталей аустенитного и ферритно-мартенситного классов: 08Х16Н11МЗ м.т.о., 08Х16Н11МЗТ х.д., 08Х18Н10Т 07Х16Н15МЗБР (ЭП-172 х.д.), 10Х17Н13М2Т (ЭИ-448х.д.), 1Х13М2БФР (ЭП-450), 05Х12Н2М, 16Х12МВСФБР (ЭП-823), 05Х15Н35М2БТЮР (ЭП-150), ОЗХ21Ю2МЗБ, 07Х15Н35МЗ (ЧС-59-ВИ), 08Х16Н15МЗБ (ЭИ-847 ауст. и х.д.), 08Х16Н15М2Г2ТФР (ЧС-68 х.д.), 08Х18Н10Т. На основе полученных экспериментальных данных разработаны графические и аналитические зависимости для прогнозирования формоизменения элементов в зависимости от параметров облучения.

5. Изучены все типы имевшихся случаев разгерметизации твэлов в зависимости от ряда факторов, влияющих на их работоспособность. Полученные результаты в сочетании с данными материаловедческих исследований способствовали пониманию причин разгерметизаций и принятию решений по их устранению.

6. Определены наиболее важные факторы, влияющие на работоспособность реакторных сборок и ограничивающие повышение выгорания топлива активной зоны быстрого реактора.

Практическая значимость результатов диссертационной работы состоит в том, что полученные на их основе выводы и рекомендации в совокупности с результатами последующих материаловедческих исследований позволили установить пределы работоспособности конструкций, материалов и повысить показатели работы реактора. Совокупность полученных данных первичных и материаловедческих исследований позволила увеличить ресурс активной зоны реактора БН-600 в 1,5 раза от максимального выгорания топлива 7,2 до ~ 11 % т.а. и наметить пути дальнейшего его повышения. Среднегодовой экономический эффект от повышения выгорания топлива от 7,2 до ~11 % т.а. за 11 лет эксплуатации составил оценочно

-400 млн. руб. в ценах 2004 г. Результаты и рекомендации диссертационной работы могут быть использованы при разработке, освоении и эксплуатации перспективных энергоблоков с быстрыми натриевыми реакторами следующего поколения.

Основные положения, выносимые на защиту.

1. Комплексный методический подход к постановке задач и проведению первичных послереакторных исследований состояния отработавших элементов конструкций быстрого реактора и экспериментальных устройств, облучаемых с целью развития перспективных направлений.

2. Результаты первичных массовых исследований штатных и экспериментальных элементов активной зоны и боковой зоны воспроизводства БН-600 различной конструкции, изготовленных из различных промышленных и опытно-промышленных сталей, топлива разного типа.

3. Расчётно-экспериментальная методология прогнозирования радиационного формоизменения элементов реакторных сборок при поэтапном повышении их ресурсных характеристик.

4. Результаты расчетно-экспериментального исследования влияния скорости набора повреждающей дозы (скорости повреждений) на радиационное распухание нержавеющих аустенитных сталей 08Х16Н11МЗ м.т.о. и 08Х16Н11МЗТ х.д.

5. Графические и аналитические зависимости для прогнозирования радиационного распухания сталей 08Х18Н10Т, 09Х18Н9, 12Х18Н9Т - материалов внутрикорпусных устройств (ВКУ).

6. Графические и аналитические зависимости для прогнозирования радиационного распухания сталей, использованных для изготовления оболочек твэлов реактора БН-600.

7. Результаты исследований причин разгерметизации твэлов в TBC активной зоны и боковой зоны воспроизводства, а также во внутриреакторном хранилище, происходившей на разных стадиях эксплуатации реактора БН-600.

8. Результаты выявления наиболее важных факторов, ограничивающих повышение эксплуатационных показателей TBC быстрого реактора, и направление поэтапного повышения радиационной стойкости конструкционных материалов, базирующегося на последовательном улучшении их служебных свойств.

Апробация работы:

Основные положения работы докладывались и обсуждались на конференциях и совещаниях:

Советско-Французский семинар по методам и средствам неразрушающего и разрушающего контроля облученных TBC и твэлов энергетических быстрых реакторов

Димитровград, 1987 г.); Всесоюзный семинар по методике и технике реакторных и послереакторных экспериментов в радиационном материаловедении, (Димитровград, 1988 г.); 6-е заседание координационного научно-технического совета по методическому обеспечению реакторного материаловедения (Димитровград, 1990 г.); 3-е заседание постоянно действующего семинара по методике и технике реакторных и послереакторных экспериментов в радиационном материаловедении, (Димитровград, 1994 г.); совещание по повышению качества серийной металлопродукции для атомной энергетики (Заречный, 1987 г.); 4н-6-ые Белоярские научно-технические конференции (Заречный, 1989, 1994, 1999, 2004 г.г.,); совещание рабочей группы по анализу данных и экспертной оценке перспективности разрабатываемых и промышленных сталей для реакторов на быстрых нейтронах (Обнинск, 1990 г.); международный семинар СНГ-Япония по изучению влияния внутриреакторного облучения на конструкционные материалы быстрых реакторов (Обнинск, 1992 г.); международный семинар Россия - Франция, ФРГ, Великобритания по материалам чехлов и оболочек твэлов БН (Обнинск, 1992 г.); 3, 4, 6, 7-ые межотраслевые конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 1992, 1995, 2000, 2003 г.г.); конференция по разработке, производству и эксплуатации тепловыделяющих элементов и TBC энергетических реакторов (Электросталь, 1994 г.); семинар «Комплексу ИВВ-2М - 30 лет» (Заречный, 1996 г.); Международная научно-техническая конференция «Свердловскому ядерному научному центру - 35 лет» (Заречный, 2001 г); заседание Технического комитета МАГАТЭ по влиянию высокодозного облучения на поведение конструкционных и топливных материалов перспективных активных зон (Обнинск, 1997 г.);

9-е Всесоюзное совещание по физике радиационных повреждений, ионно-лучевым и радиационным технологическим процессам (Харьков, 1990 г.); 1-^6-ые Уральские Международные семинары по физике радиационных повреждений металлов и сплавов (Снежинск, 1995-2005 г.г.);

Межотраслевая научно-практическая конференция «Снежинск и наука» (Снежинск, 2000г.); Международная конференция «Атомная энергетика на пороге XXI века» (Электросталь, 2000 г.); Российская конференция «Материалы ядерной техники» (Агой, 2002 г.); Международная научно-техническая конференция «60 лет Свердловскому НИИ химического машиностроения» (Екатеринбург, 2002 г.); Международный конгресс «Энергетика - 3000» (Обнинск, 2002 г.); Международная научно-техническая конференция «Атомная энергетика и топливные циклы» (Москва-Димитровград, 2003 г.); 4-ая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Москва, 2004 г.), 32-й Японский Семинар МНТЦ «Реакторные облучательные технологии в России/СНГ» (Оараи, 2004 г.).

Публикации. По теме диссертации опубликовано 47 работ, выпущено около 50-ти научных отчетов. Список публикаций приведен в конце диссертационной работы.

Личный вклад автора. С 1986 г. автор является непосредственным участником работ по исследованию отработавших элементов активной зоны промышленного реактора на быстрых нейтронах. Получал, обрабатывал, анализировал и обобщал результаты исследований, выполненных в обоснование перспективных проектов элементов конструкций быстрых реакторов и разработок конструкционных материалов с целью повышения эксплуатационных показателей работы быстрого реактора БН-600. Для анализа использовал также результаты, полученные в исследовательских и эксплуатационных подразделениях Белоярской АЭС (НИО, ОЯБиН, РЦ-2), в ведущих материаловедческих центрах ФЭИ, ВНИИНМ, НИИАР, СФ НИКИЭТ/ИРМ, ЦНИИ КМ «Прометей^, сотрудникам которых автор глубоко благодарен за творческое сотрудничество.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, 4-х глав, основных результатов и выводов работы, 2-х приложений. Содержит 312 страниц машинописного текста, включая 170 рисунков, 33 таблицы, список литературы из 152 наименований, 30 страниц приложений из 17-ти таблиц.

В заключение главы 4 можно сформулировать следующие выводы.

Современный уровень теоретических представлений в области радиационной физики и реакторного материаловедения позволяет отчасти моделировать исходное состояние материала, которое может обеспечить достаточные служебные свойства. Практическим подтверждением этому могут служить зарубежные достижения по разработке радиационно-стойких конструкционных материалов быстрых реакторов.

При разработке отечественных перспективных материалов их лабораторные образцы, полученные из экспериментальных плавок малых объемов с жёстким регламентированным составом и технологией производства, под облучением показывают свойства существенно выше тех, что имеют образцы промышленного изготовления. Это связано, во-первых, с тем, что низкий уровень промышленных технологий не в состоянии обеспечить повторяемости состава выплавляемой стали, точной выдержки условий выплавки и кристаллизации слитка, температурных и деформационных условий производства труб. Во-вторых, усилия заводских специалистов, как правило, направлены на обеспечение требований существующих технических условий без осознанного учета других факторов, влияющих на свойства материала. Это, например, применение различных режимов термообработки для построения определенного размера зерна и обеспечения требуемого балла неметаллических включений. Но при этом игнорируется тот факт, что могут по-разному формироваться пространственное расположение и дисперсность вторичных фаз, состав и состояние границ зерен, дислокационная структура и т.д., которые не контролируются. Достаточно свободно могут изменяться и режимы деформации при трубном переделе. Таким образом, ситуация в области промышленных^ технологий производства труб для изделий активных зон быстрых реакторов такова, что в отдельных случаях решение задачи обеспечения некоторых контролируемых по ТУ признаков исходного состояния металла, мало отвечающих за его служебные свойства, может непредсказуемо повлиять на параметры состояния материала другого уровня, которые затем сказываются на его радиационной стойкости.

В результате массовых первичных исследований формоизменения оболочек твэлов и чехлов TBC, отработавших в реакторе БН-600, установлено, что имеет место большой разброс величин радиационного распухания всех применявшихся для их изготовления марок сталей. Этот разброс с учетом имеющихся для данных материалов температурных и дозных зависимостей распухания невозможно объяснить только различием в условиях эксплуатации сборок и отдельных элементов в их составе.

Даже краткий анализ существующих методов контроля качества материала труб в исходном состоянии позволяет заключить, что контролируемые исходные свойства не отражают служебных свойств металла, и предположить, что оболочки или чехловые трубы, идентичные по результатам требуемого контроля, могут иметь различные фактические служебные свойства. Это обусловлено, в первую очередь, теми параметрами исходного состояния, которые не нашли отражения в требованиях к контролю качества исходного состояния материала и зависят в огромной степени от технологических факторов производства труб.

Проблема достижения высоких служебных свойств конструкционных материалов в условиях эксплуатации активных зон быстрых реакторов решается, в основном, традиционным путем разработки новых марок сталей. Главное внимание по прежнему уделяется оптимизации состава ау-стенитных экономнолегированных никелем сталей. Приходится констатировать, что отечественные разработки в этом направлении значительно уступают зарубежным. Ситуация усугубляется тем, что уровень отечественных представлений о механизмах влияния технологических факторов изготовления на служебные свойства металла не может реализовать целенаправленное формирование того состояния материала каждого конкретного состава, которое в соответствии с современными знаниями способно обеспечивать его максимальную радиационную стойкость.

Для решения проблемы повышения выгорания топлива в TBC быстрых реакторов по-прежнему выделяются следующие основные направления: совершенствование конструкции TBC и конструкционных материалов, оптимизация условий их эксплуатации. Необходимо понимать, что в современных условиях развития отечественной атомной энергетики прогресс в повышении работоспособности TBC реакторов на быстрых нейтронах эффективно может быть достигнут только совершенствованием узкого круга перспективных радиационно-стойких материалов на стадии промышленного изготовления элементов изделий активных зон. Для этого должна быть разработана национальная программа по созданию радиационно-стойких конструкционных материалов, в которой на основе результатов фундаментальных и прикладных исследований необходимо выделить приоритеты по выбору материалов разрабатываемых активных зон, разработать критерии связи исходного состояния материалов с их служебными свойствами, разработать и внедрить передовые методы контроля научно-обоснованных параметров качества изделий. Альтернативным может быть только путь использования зарубежных конструкционных материалов.