Влияние высокодозного нейтронного облучения на изменение физических свойств реакторного графита

Актуальность темы

.

В настоящее время в России эксплуатируется 11 энергоблоков с реакторами РБМК на трех АЭС — Ленинградской, Курской и Смоленской, вклад которых в общую выработку электроэнергии всеми АЭС России составляет около 50%. Введенные в эксплуатацию в разное время (с 1973 по 1990 г.), они имеют 30-летний назначенный срок службы, и к настоящему моменту часть реакторов уже полностью выработала назначенный ресурс. Графитовая кладка (ГК), выполняющая роль замедлителя и отражателя нейтронов, является незаменяемым и ограниченно ремонтопригодным узлом реактора, и поэтому она определяет ресурс работы энергоблока в целом.

Исследования отдельных кернов, выбуренных из графитовых блоков (ГБ) кладок реакторов после эксплуатации в течение 30 лет показали, что состояние кладки удовлетворительное и позволяет продолжать эксплуатацию реактора, в связи с чем возник вопрос об обосновании нового увеличенного ресурса кладки.

Существует два взаимосвязанных подхода к определению и прогнозированию технического состояния и остаточного ресурса графитовой кладки.

Первый — основанный на информации, получаемой непосредственно на эксплуатируемом реакторе. Сюда относятся данные по величине телескопического соединения трактов, искривлению графитовой ячейки, целостности ГБ, диаметре внутреннего отверстия ГБ, исследованию кернов, выбуренных из ГБ кладки.

Второй подход — использование расчётных методов, основанных на Базе данных по радиационной стойкости реакторного графита и Кодах расчёта напряжённо-деформированного состояния (НДС) элементов ГК, целью которых является описание радиационно-индуцированных процессов в ГК и определение тех же свойств графита, измеряемых непосредственно на кладке (1 подход).

И те, и другие методы имеют свои сильные и слабые стороны.

Обладая высокой степенью достоверности на момент измерений, первый подход не способен обеспечить длительный прогноз работоспособности кладки и требует проведения периодических материаловедческих исследований графитовых блоков на остановленном реакторе. В свою очередь, расчётные методы с использованием полной, обоснованной базы данных способны обеспечить длительный прогноз и взаимосвязанный анализ условий эксплуатации с последующей их оптимизацией, но обязательно нуждаются в проверке методами I категории.

Тридцатилетний ресурс кладки был определен с использованием расчетных кодов на основе базы данных по изменению свойств реакторного графита ГР-280 при облучении, содержащейся в «Нормах расчета на прочность типовых узлов и деталей уран-графитовых реакторов» (НГР) [1]. Следует отметить, что эта база относится к флюенсам нейтронов не более 2,2−1026 м" 2 (здесь и далее приведен флюенс нейтронов с энергией больше 0,18 МэВ) и температурам в интервалах 350−450 и 500−600 °С, что существенно ниже требуемых значений по флюенсу и температуре, а данные для предельных температур и флюенсов получены методом экстраполяции. Однако, ввиду того, что закономерности изменения свойств графита при таких параметрах облучения не изучены, а изменение свойств имеет немонотонный характер, детальная экстраполяция не является достаточно надежной в таком важном и сложном вопросе, как определение ресурса кладки, и заложенные экстраполированные кривые требуют своего экспериментального подтверждения.

Именно поэтому несколько лет назад концерн «Росэнергоатом» в рамках общей целевой программы Минатома РФ поставил задачу по обоснованию предельно достижимого срока службы графитовых кладок реакторов типа / РБМК [2].

Основным этапом работ по этой проблеме является создание обновленной базы данных по радиационной стойкости графита ГР-280, адаптированной к параметрам облучения а.з. реактора РБМК, чем и обусловлена высокая актуальность темы.

Для создания базы данных необходимо проведение исследований образцов графита, облученных при условиях, перекрывающих интервалы флюенсов и температур, в пределах которых происходит обоснование ресурса, то есть до предельных флюенсов около 3−1026 м" 2 в интервале температур 450−650 °С.

Кроме того, при создании базы данных необходимо использовать обоснованный набор методик. При расчете ресурса графитовых кладок используются два основных критерия: размерные изменения и трещиностойкость ГБ, которые в свою очередь определяются НДС графита. Многочисленные работы показывают, что для расчета НДС блоков графита необходимо обладать зависимостями от флюенса и температуры таких свойств, как размеры, коэффициент теплопроводности, тепловой коэффициент линейного расширения (ТКЛР), модуль упругости, предел прочности, деформация радиационной ползучести. Такой же набор свойств использовался при создании базы данных, содержащейся в НГР [1].

Целью работы является экспериментальное выявление влияния высокодозного нейтронного облучения на изменение размеров и основных теплофизических и физико-механических свойств образцов реакторного графита марки ГР-280 при температуре облучения 450−640 °С до.

26 9 максимального флюенса нейтронов 3,3−10 м~" и создание базы данных по радиационной стойкости графита для уточнения ресурса графитовых кладок реакторов РБМК.

Для достижения поставленной цели решались следующие задачи: 1. Получение и анализ экспериментальных данных по изменению размеров образцов графита, их основных теплофизических (коэффициента теплопроводности и ТКЛР) и физико-механических свойств (динамического и статического модуля упругости, предела прочности и предельной деформации при растяжении) при облучении в интервале флюенса нейтронов (0,5−3,3)-10 м" «и диапазоне температур 450−640 °С.

2. Получение и анализ экспериментальных данных по радиационной ползучести графита при сжимающем напряжении в интервале флюенса.

26 2 нейтронов (0,4−1,8)-10 м" при температуре 530 °C.

3. Создание базы данных по радиационной стойкости реакторного графита ГР-280, которая будет использоваться для уточнения ресурса графитовых кладок реакторов типа РБМК.

Научная новизна.

1. Выявлены новые экспериментальные закономерности изменения размеров, коэффициента теплопроводности, ТКЛР, динамического модуля упругости, механических свойств при растяжении (модуля упругости, предела прочности и предельной деформации) образцов реакторного графита ГР-280, облученных в интервале флюенса нейтронов (0,5−3,3)-1026 м" 2 и диапазоне температур 450−640 °С.

2. Показано, что сжимающая нагрузка с напряжением около 15 МПа в процессе облучения вызывает увеличение прироста ТКЛР нагруженных образцов до 50% по сравнению с ТКЛР образцов-свидетелей. Данный эффект был учтен при определении значений скорости радиационной ползучести.

3. Получены новые экспериментальные данные по радиационной ползучести графита при сжатии с напряжением около 15 МПа в интервале.

26 2 флюенса нейтронов (0,4−1,8)-10 м" при температуре 530 °C, и рассчитаны значения скорости деформации установившейся ползучести с учетом влияния нагрузки на ТКЛР, которые составили (1,6±0,2)-10″ 29 и.

90 1 л.

2,5+0,3)-10″ *" МПа" -м в параллельном и перпендикулярном направлениях соответственно.

4. Получены новые экспериментальные данные по влиянию «масштабного фактора»: образцы с меньшими исходными размерами демонстрировали более высокую скорость радиационного формоизменения. Показано, что при флюенсах выше критического рост образцов происходит с постоянной скоростью.

Практическая значимость работы.

1. По результатам предварительных расчетов на основе расчетных кодов, разработанных в Инженерном центре прочности и материаловедения элементов ядерной техники (ИЦП МАЭ) с использованием данных по радиационной стойкости графита ГР-280, полученных в настоящей работе, показана возможность продления срока службы графитовых кладок свыше назначенных 30-ти лет минимум на 7 лет (акт об использовании результатов работы прилагается).

2. Созданная база данных по радиационной стойкости графита ГР-280 войдет в состав новой версии «Норм расчета на прочность типовых узлов и деталей из графита уран-графитовых канальных реакторов», на основании которых будет уточнен ресурс графитовых кладок реакторов типа РБМК.

Достоверность результатов.

Достоверность полученных результатов обоснована применением аттестованных облучательных устройств и материаловедческих исследовательских установок, воспроизводимостью экспериментальных данных на большом количестве исследованных образцов, согласованностью результатов с опубликованными литературными данными.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Изменение линейных размеров при облучении зависит от направления вырезки образцов: значения флюенса Ф0, соответствующего максимальной усадке, и критического флюенса Фкр образцов перпендикулярной вырезки меньше соответствующих значений образцов параллельной вырезки на 4060%. Увеличение температуры облучения от 450 °C до 640 °C приводит к уменьшению значений Ф0 и Фкр в среднем на 30% и увеличению скорости роста образцов на третьей стадии Укр на 100%. На радиационное формоизменение влияют исходные размеры образцов («масштабный фактор»): значения Фо и Фкр для образцов диаметром 6 мм на 10−15% меньше соответствующих значений для образцов диаметром 8 мм.

2. Зависимость коэффициента теплопроводности А, от флюенса носит трехстадийный характер: резкое падение А, на 60−70% при флюенсе около 0,1−1026м~2, последующее замедление темпа падения коэффициента теплопроводности, и ускорение темпов падения А, при флюенсе около Фкр. Относительное изменение коэффициента теплопроводности при облучении не зависит от направления вырезки образцов.

3. Изменение ТКЛР с флюенсом нейтронов происходит в 3 стадии: рост ТКЛР, не превышающий 20%, до флюенса (0,5−0,7)-1026 м" 2, последующее снижение, и повторный рост при флюенсах выше Фкр. Сжимающая нагрузка с напряжением около 15 МГТа в процессе облучения приводит к увеличению значения ТКЛР нагруженных образцов до 50% относительно ТКЛР образцов-свидетелей.

4. Зависимости динамического модуля упругости Е и предела прочности стр от флюенса имеют две стадии: рост значений Е и стр до 120 — 160% и 120 — 200% соответственно в зависимости от направления вырезки образцов и температуры облучения до флюенса (1,5−2,0)-10 м" и снижение значений Е и стр при дальнейшем увеличении флюенса.

5. Зависимости исправленной с учетом влияния нагрузки на ТКЛР деформации ползучести при сжатии от флюенса являются линейными, значения скорости деформации ползучести на установившейся стадии составляют (1,6+0,2)-10″ 29 и (2,5+0,3)-10″ 29 МПа'-м2 для образцов параллельной и перпендикулярной вырезки соответственно.

Личный вклад.

Автором проводились подготовка реакторных экспериментов, разработка и усовершенствование методик послереакторных исследований графита. Основная, определяющая часть экспериментальных данных получена автором самостоятельно. Структура базы данных разработана с.н.с. ФИАН к.ф.-м.н. В. А. Нечитайло, про грамм а-клиент для работы с базой данных разработана автором самостоятельно. Постановка задач и обсуждение результатов проводились совместно с научным руководителем.

Апробация работы.

Основные результаты работы докладывались и обсуждались на международной конференции «Nuclear Materials 2010» (г. Карлсруэ, Германия, 2010 г.), всероссийских конференциях: на VIII, IX Российской конференции по реакторному материаловедению (г. Димитровград, 2007, 2009 г.), на отраслевом семинаре «Физическое моделирование изменения свойств реакторных материалов в номинальных и аварийных условиях» (г. Димитровград, 2004, 2008, 2009 г.).

Публикации.

По материалам диссертации в различных изданиях опубликовано 6 печатных работ, в том числе одна в издании из Перечня ВАК.

Объем и структура диссертации.

Диссертация состоит из введения, шести глав, заключения, списка литературы. Диссертация изложена на 126 страницах, содержит 42 рисунка, 9 таблиц, список литературы из 82 наименований.

Основные результаты диссертации опубликованы в следующих работах:

1. Субботин A.B., Покровский A.C., Харьков Д. В. Исследование радиационной ползучести реакторного графита // Атомная энергия. -2008. — т. 105. — Вып.2. — С. 83−87.

2. Субботин A.B., Покровский A.C., Бутылин A.C., Харьков Д. В. Изменение теплофизических свойств графита марки ГР-280 при реакторном облучении // Сборник трудов ГНЦ РФ НИИАР. — 2005. -Вып.З.-С. 98−103.

3. Покровский A.C., Субботин A.B., Харьков Д. В. Изменения размеров реакторного графита при высоком флюенсе нейтронов // Сборник трудов ГНЦ НИИАР. — 2010. — Вып.З. — С. 43−47.

4. Покровский A.C., Субботин A.B., Харьков Д. В., Улитин A.B. Исследование радиационной стойкости графита марки ГР-280, облученного до высоких флюенсов // IX Российская конференция по реакторному материаловедению, Димитровград, 14−18 сентября 2009 г.: Тез. докл. — Димитровград: НИИАР. — 2009. — С. 149−150.

5. Харьков Д. В. Изменение теплопроводности и электросопротивления графита марки ГР-280 при реакторном облучении // Сб. реф. и статей: Новые технологиидля энергетики, промышленности и строительства / ГНЦ РФ НИИАР. — 2003. — Вып.6. — С. 137−145.

6. Харьков Д. В. Размерные изменения графита марки ГР-280 при облучении в реакторе БОР-бО. // Сб. реф. и статей: Новые технологии для энергетики, промышленности и строительства / ГНЦ РФ НИИАР. -2005. -Вып.7. — 4.1. -С.189−196.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

.

Разработка базы данных по радиационной стойкости графита.

Ввиду большого объема полученных экспериментальных данных в ходе работы возникла необходимость создания базы данных с целью упрощения процесса их обработки и анализа. Она была построена по технологии клиент-сервер на основе свободно распространяемого в исходных кодах SQL-сервера Firebird (программы-обработчика запросов, написанных на Structured Query Language — структурированном языке запросов, на создание структур и выборку данных).

Архитектура базы данных ориентирована на структуру эксперимента и позволяет отразить изменение свойств образца получаемых в результате измерений на различных этапах эксперимента. Все данные вносятся в следующие таблицы:

1) свойства образца, не меняющиеся в течение эксперимента (маркировка, направление вырезки, наличие нагрузки при облучении и др.);

2) паспорт этапа облучения (мощность реактора, продолжительность кампании и т. д.);