Влияние радиационных, механических, коррозионных и температурно-временных параметров на микроструктуру и механические свойства оболочек твэлов ввэр-1000 из сплавов э110 и э635.

ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ 3
ВВЕДЕНИЕ 4
Глава 1. ИЗМЕНЕНИЕ МИКРОСТРУКТУРЫ И МЕХАНИЧЕСКИХ СВОЙСТВ ЦИРКОНИЕВЫХ СПЛАВОВ ПРИ РАДИАЦИОННОМ, КОРРОЗИОННОМ И ТЕМПЕРАТУРНОМ ВОЗДЕЙСТВИИ (Аналитический обзор литературных данных) 17
1.1.1 Радиационные дефекты в сплавах циркония 18
1.1.2 Радиационное упрочнение и снижение пластичности 24
1.2 Коррозия сплавов циркония в оболочках твэлов при облучении в реакторах ВВЭР-1000 27
1.2.1 Окисление и наводороживание 27
1.2.2 Морфология гидридов 32
1.3 Влияние температурного воздействия на микроструктуру и механические свойства оболочек твэлов из сплава циркония 35
1.3.1 Отжиг радиационных дефектов и перераспределение легирующих элементов между выделениями вторых фаз и твёрдым раствором 35
1.3.2 Изменение морфологии гидридов в результате температурного воздействия при наличии механических напряжений 37
1.3.3 Возврат механических свойств в результате температурного воздействия 40
1.4 Выводы по главе 1 43
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ 46

Весь текст будет доступен после покупки

Актуальность
При эксплуатации твэлов в реакторе ВВЭР-1000 изменяются микроструктура, размерные характеристики, коррозионные и механические свойства оболочек за счёт процессов, происходящих в циркониевых сплавах, под воздействием радиации, механических напряжений и коррозии от реакторной среды [ , ]. Хранение отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) является необходимым этапом ядерного топливного цикла АЭС [ ] и сопровождается изменением свойств оболочечного материала. Алгоритм хранения, как правило, включает в себя мокрое хранение в приреакторных бассейнах, промежуточное мокрое хранение в отдельно стоящих хранилищах и затем длительное сухое хранение.
После выгрузки из реактора выдержка (хранение) ОЯТ не менее 3-5 лет в водной среде при температуре примерно 50 ?С в приреакторных бассейнах обеспечивает снижение остаточного тепловыделения (до 2–10 кВт на ОТВС) и распад наиболее активных короткоживущих радионуклидов [ ]. Время, необходимое для этого, зависит от выгорания и типа ядерного топлива. Первоначально предполагалось, что после окончания требуемого срока выдержки, отработавшее ядерное топливо будет транспортироваться на завод для радиохимической переработки. Отсутствие, по экономическим причинам, переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000 привело к необходимости увеличения сроков хранения ОЯТ.

Весь текст будет доступен после покупки

Глава 1. Изменение микроструктуры и механических свойств циркониевых сплавов при радиационном, коррозионном и температурном воздействии
(Аналитический обзор литературных данных)

В атомной промышленности для оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) используются циркониевые сплавы [ ] с различными легирующими добавками, обладающие высокими механическими и прочностными характеристиками, высокой коррозионной стойкостью при эксплуатации в воде высоких параметров в условиях интенсивного нейтронного облучения, под действием которого происходит изменение микроструктуры, обусловленное процессами, происходящими при воздействии на них температуры и механических напряжений. Понимание этих процессов является основополагающим при обосновании безопасности и надёжности при транспортировке и последующем длительном хранении отработавших тепловыделяющих сборок. Изучение влияния температурно-временных параметров испытаний на микроструктуру, механические свойства и размерную стабильность оболочек твэлов из циркониевого сплава Э110, является актуальным на сегодняшний день. Состояние компонентов ТВС из сплава Э635 (направляющих каналов, центральных труб и уголков каркаса) …

1.1 Изменение микроструктуры и механических свойств сплавов циркония под действием облучения

В процессе эксплуатации ядерных энергетических установок элементы конструкции реактора испытывают воздействие, способное привести к изменению физико-механических свойств материала, его геометрии, микроструктуры. Конструкционные материалы испытывают структурные превращения, оказывающие влияние в первую очередь на механические свойства и коррозионную стойкость. Из всех видов облучения (нейтроны, ?- и ?-частицы, ?-излучение) наиболее сильное влияние оказывает нейтронное облучение быстрыми (Е>0,1 МэВ) нейтронами.
Среди основных процессов, протекающих в материалах под действием облучения, можно выделить: радиационное упрочнение, низко- и высокотемпературное охрупчивание, ползучесть, рост, распухание и коррозия [ ]. Поэтому одно из основных требований, предъявляемых к облученным материалам, – их высокая радиационная стойкость.
Физической основой протекания вышеперечисленных процессов является атомное смещение – покидание атомом своего равновесного положения (узла решетки). Результатом такого смещения является образование точечных радиационных дефектов, а также их комплексов – кластеров точечных дефектов, дислокационных петель, зародышей пор.
Структурные изменения приводят к изменению механических свойств. В результате при температуре ниже температуры рекристаллизации – низкотемпературного облучения – металл упрочняется, но теряет вязкость и пластичность. Действие низкотемпературного облучения на свойства материала напоминает наклеп – холодную пластическую деформацию. Однако, механизмы взаимодействия радиационного повреждения и наклепа на структуру материала принципиально различны. Радиационное повреждение связано преимущественно с образование точечных дефектов, взаимодействие которых с ростом дозы облучения приводит к образованию дислокационых петель, тогда как деформационное упрочнение – в основном с появлением линейных дефектов.

Весь текст будет доступен после покупки

Обухов А.В., Кобылянский Г.П. Влияние реакторного облучения на элементный состав, размеры и кристаллическую структуру выделений вторых фаз в сплавах циркония Э110 и Э635. Цветные металлы, 2022, № 10, с. 6 – 12. DOI: 10.17580/tsm.2022.10.01
Гурович Б.А., Фролов А.С., Кулешова Е.А., Мальцев Д.А., Сафонов Д.В., Кочкин В.Н., Алексеева Е.В., Степанов Н.В. Деградация материалов оболочек твэлов на основе циркония в условиях эксплуатации реакторов типа ВВЭР. Вопросы материаловедения, 2018, № 3 (95), с. 191 – 205. DOI: 10.22349/1994-6716-2018-95-3-191-205
Габараев Б.А., Ганев И.Х. и др. Обращение с облученным топливом РБМК-1000 и ВВЭР-1000 при развитии ядерной энергетики. // Атомная энергия. Т.90. Вып.2. М. 2001.
International Atomic Energy Agency, Durability of Spent Fuels and Facility components in WetStorage, IAEA-TECDOC-1012, Vienna (1998).
Survey of Wet and Dry Spent Fuel Storage, IAEA-TECDOC-1100 (Vienna, Austria: International Atomic Energy Agency, July 1999). 2000 figure estimated based on data provided by the IAEA.
Калинкин Владимир Ильич. Обоснование метода сухого хранения отработавшего ядерного топлива АЭС с реакторами РБМК-1000 и ВВЭР-1000. Специальность 05.14.03 – Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации. Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук. СПб, 2007.

Весь текст будет доступен после покупки