Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
Химический состав, %; Zr Nb Sn Fe Cr Ni
S (Fe+Cr+Ni) S (Fe+Cr) O2 N2
Механические свойства при
2O0C; предел прочности ав, кгс мм2 (МН/м2)* предел текучести о02, кгс/мм2 (МН/м2) относительное удлинение 8, %
при 300 0C: предел прочности ав,
кгс/мм* (МН/м2) предел текучестиа02, кгс'мм2 (МН/м2) относительное удлинение 3, %
* I кгс/мм'»9.8 МН/м1 ** При 350 °С (623 К).
98,6-97,8
1,2-1,7
0,05-0,15 0,07-0,20 0,03—0,08 0,18—0,38
0,09—0,15 <0,006
48 (470) 31 (304) 28—40
22(218)** 11(109)**
-N.30
98,4-97,8
1,2—1,7 0,18—0,24 0,07-0,13
0,28-0,37 0,10—0,15 <0,006
48 (470) 31 (304) 28—40
22 (218)** 11 (109)**
-N,30
-99,0 1,0
28-31 (274—304)
21—26 (206—255)
37-50
15-19 (147—186)
12—16 (117-157)
47—54
-97,5 2,5
40—48 (392-470)
36—44 (353-430) 17—26
22—34 (236—333)
20-30 (196-294)
19-31
В СССР разработан, освоен и успешно применяется для об лочек твэлов в реакторах ВВЭР и РБМК цирконий-ниобиевы сплав H-I (Zr— 1% Nb), а для чехлов сборок твэлов и технолог ческих каналов — Н-2,5 (Zr—2,5% Nb).
Важнейшими предпосылками для надежной эксплуатации в ре' акторах оболочек твэлов, труб и конструкционных элементов а тивной зоны, выполненных из циркониевых сплавов, являются и длительная коррозионная стойкость и сохранение пластически свойств. Наиболее опасный процесс, ведущий к охрупчиванию появлению в циркониевых трубах трещин, — их гидрирование водо родом, выделяющимся из воды как при окислительных процессах (коррозии), так и при ее радиолизе. О влиянии наводороживания' на механические свойства циркониевых сплавов говорят следущие данные:
Содержание H2, о/,............ О 0,04 0,08 0,1
Относительное удлинение 8, %...... 37 32 20 18
Предел прочности ов, кг, мм2 (MH ы2) . . .30(294) 34(333) 43(420) 50(490)
При длительном облучении циркониевых сплавов повышаются их прочностные свойства, но ухудшается пластичность (табл. 9.4).
Механические свойства оболочек из циркониевых сплавов при облучении флюенсом нейтронов О18 нейтр./см2 меняются мало," при дальнейшем увеличении флюенса идет плавное изменение и при —1021 нейтр./см2 в 2 раза увеличиваются показатели прочности, но в то же время в 2 раза уменьшается общее и в 5—6 ра? равномерное относительное удлинение.
Коррозионная стойкость циркониевых сплавов в воде и водяном паре существенно повышается при удалении поверхностных дефектов, возникающих при прокатке и механической обработке, путем травления на глубину 25—50 мкм труб для оболочек твэлов и деталей сборок в растворе из смеси азотной и плавиковой кислот.
Таблица 9.4. Влияние облучения на механические свойства оболочек твэлов 9,1/0,65 мм из сплава H-I (испытания кольцевых образцов)
Объект испытаний
Темпера -тура испытаний. °С
0B'
кгс/мм' (МН/м2)
"0.2-
кгс/мма ^МН/мМ
г,
общее
%
равномерное
Исходные образцы (от-
20
28 (274)
24 (236)
44
27
жиг при 580 0C)
350
15(147)
12(117)
46
25
20
28 (274)
24 (236)
43
27
Образцы после выдерж-
350
16,5(162)
14(137)
46
20
ки в воде при 260—
280 °С в течение
13 000 ч без облуче-
ния
Образцы, находившиеся
350
38 (370)
36 (353)
27
4
в воде при 280 °С, об-
лученные флюенсом
4,6•1O20 нейтр./см2
Этот процесс травления широко применяется в технологии производства изделий из циркониевых сплавов. Равномерная оксидная пленка ZrO2 придает поверхности циркониевых сплавов темный, почти черный цвет и является защитой против взаимодействия с кислородом и водородом до тех пор, пока на ней нет дефектов. Сдерживают коррозию также пленки, образующиеся на сплавах циркония, легированных железом и медью, а легирование ниобием понижает активность процесса поглощения водорода.
При температуре выше 350—360 °С циркониевые сплавы быстро корродируют. При этой температуре в условиях облучения увеличивается гидратирование циркония. Исследования коррозии сплава H-I в воде при 350 °С и 168 ат (16,8 МПа) показали, что увеличение массы образцов за первые 4000 ч составило 2 мг/см2, через 13 000 ч (1,5 года) —3 мг/см2, через 22 000 ч —4 мг/см2. Испытаниями установлено и эксплуатацией подтверждено, что циркониевые сплавы могут успешно работать в реакторах при температурах стенки оболочки твэла, не превышающих 350 °С.
Ведутся исследования по созданию многокомпонентных циркониевых сплавов, допускающих надежную работу при температурах 450—500 °С, что позволило бы осуществить в водоохлаждаемых реакторах ядерный перегрев пара и тем самым повысить термодинамический КПД АЭС*.
Опыт эксплуатации АЭС и данные петлевых испытаний твэлов при облучении показывают, что оболочки из сплава H-I позволяют достигать высоких значений глубины выгорания. Максимальное значение экспериментально полученной удельной энерговыработки на отдельных петлевых сборках составляет 70 000 МВт-сут/т (для твэлов реактора ВВЭР) и 50 000 МВт-сут/т (для твэлов реактора РБМК).
