Радиационно-стимулированные изменения прочностных и коррозионных свойств циркониевого сплава 3-го энергоблока ЧАЭС
Представлены результаты исследований физико-механических свойств циркониевого сплава технологических каналов и каналов системы управления защитой 3-го энергоблока ЧАЭС, отработавших в течение 850…3750 эффективных суток....
Saved in:
| Published in: | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Date: | 2000 |
| Main Authors: | , , , , |
| Format: | Article |
| Language: | Russian |
| Published: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2000
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/78175 |
| Tags: |
Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
|
| Journal Title: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Cite this: | Радиационно-стимулированные изменения прочностных и коррозионных свойств циркониевого сплава 3-го энергоблока ЧАЭС / И.Н. Вишневский, Э.У. Гриник, Л.И. Чирко, О.В. Дрогаев, Ю.С. Гульчук // Вопросы атомной науки и техники. — 2000. — № 4. — С. 60-62. — Бібліогр.: 5 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-78175 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
Вишневский, И.Н. Гриник, Э.У. Чирко, Л.И. Дрогаев, О.В. Гульчук, Ю.С. 2015-03-12T14:57:32Z 2015-03-12T14:57:32Z 2000 Радиационно-стимулированные изменения прочностных и коррозионных свойств циркониевого сплава 3-го энергоблока ЧАЭС / И.Н. Вишневский, Э.У. Гриник, Л.И. Чирко, О.В. Дрогаев, Ю.С. Гульчук // Вопросы атомной науки и техники. — 2000. — № 4. — С. 60-62. — Бібліогр.: 5 назв. — рос. 1562-6016 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/78175 669.018.25:539.12.04 Представлены результаты исследований физико-механических свойств циркониевого сплава технологических каналов и каналов системы управления защитой 3-го энергоблока ЧАЭС, отработавших в течение 850…3750 эффективных суток. ru Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Материалы, ядерное топливо и реакторы на тепловых нейтронах Радиационно-стимулированные изменения прочностных и коррозионных свойств циркониевого сплава 3-го энергоблока ЧАЭС Article published earlier |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| title |
Радиационно-стимулированные изменения прочностных и коррозионных свойств циркониевого сплава 3-го энергоблока ЧАЭС |
| spellingShingle |
Радиационно-стимулированные изменения прочностных и коррозионных свойств циркониевого сплава 3-го энергоблока ЧАЭС Вишневский, И.Н. Гриник, Э.У. Чирко, Л.И. Дрогаев, О.В. Гульчук, Ю.С. Материалы, ядерное топливо и реакторы на тепловых нейтронах |
| title_short |
Радиационно-стимулированные изменения прочностных и коррозионных свойств циркониевого сплава 3-го энергоблока ЧАЭС |
| title_full |
Радиационно-стимулированные изменения прочностных и коррозионных свойств циркониевого сплава 3-го энергоблока ЧАЭС |
| title_fullStr |
Радиационно-стимулированные изменения прочностных и коррозионных свойств циркониевого сплава 3-го энергоблока ЧАЭС |
| title_full_unstemmed |
Радиационно-стимулированные изменения прочностных и коррозионных свойств циркониевого сплава 3-го энергоблока ЧАЭС |
| title_sort |
радиационно-стимулированные изменения прочностных и коррозионных свойств циркониевого сплава 3-го энергоблока чаэс |
| author |
Вишневский, И.Н. Гриник, Э.У. Чирко, Л.И. Дрогаев, О.В. Гульчук, Ю.С. |
| author_facet |
Вишневский, И.Н. Гриник, Э.У. Чирко, Л.И. Дрогаев, О.В. Гульчук, Ю.С. |
| topic |
Материалы, ядерное топливо и реакторы на тепловых нейтронах |
| topic_facet |
Материалы, ядерное топливо и реакторы на тепловых нейтронах |
| publishDate |
2000 |
| language |
Russian |
| container_title |
Вопросы атомной науки и техники |
| publisher |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| format |
Article |
| description |
Представлены результаты исследований физико-механических свойств циркониевого сплава технологических каналов и каналов системы управления защитой 3-го энергоблока ЧАЭС, отработавших в течение 850…3750 эффективных суток.
|
| issn |
1562-6016 |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/78175 |
| citation_txt |
Радиационно-стимулированные изменения прочностных и коррозионных свойств циркониевого сплава 3-го энергоблока ЧАЭС / И.Н. Вишневский, Э.У. Гриник, Л.И. Чирко, О.В. Дрогаев, Ю.С. Гульчук // Вопросы атомной науки и техники. — 2000. — № 4. — С. 60-62. — Бібліогр.: 5 назв. — рос. |
| work_keys_str_mv |
AT višnevskiiin radiacionnostimulirovannyeizmeneniâpročnostnyhikorrozionnyhsvoistvcirkonievogosplava3goénergoblokačaés AT grinikéu radiacionnostimulirovannyeizmeneniâpročnostnyhikorrozionnyhsvoistvcirkonievogosplava3goénergoblokačaés AT čirkoli radiacionnostimulirovannyeizmeneniâpročnostnyhikorrozionnyhsvoistvcirkonievogosplava3goénergoblokačaés AT drogaevov radiacionnostimulirovannyeizmeneniâpročnostnyhikorrozionnyhsvoistvcirkonievogosplava3goénergoblokačaés AT gulʹčukûs radiacionnostimulirovannyeizmeneniâpročnostnyhikorrozionnyhsvoistvcirkonievogosplava3goénergoblokačaés |
| first_indexed |
2025-11-25T23:32:40Z |
| last_indexed |
2025-11-25T23:32:40Z |
| _version_ |
1850583039427477504 |
| fulltext |
УДК 669.018.25:539.12.04
РАДИАЦИОННО-СТИМУЛИРОВАННЫЕ ИЗМЕНЕНИЯ ПРОЧНОСТ-
НЫХ И КОРРОЗИОННЫХ СВОЙСТВ ЦИРКОНИЕВОГО СПЛАВА
3-го ЭНЕРГОБЛОКА ЧАЭС
И.Н.Вишневский, Э.У.Гриник, Л.И.Чирко, О.В.Дрогаев, Ю.С.Гульчук
Научный центр «Институт ядерных исследований» НАН Украины, г. Киев
Представлены результаты исследований физико-механических свойств циркониевого сплава технологи-
ческих каналов и каналов системы управления защитой 3-го энергоблока ЧАЭС, отработавших в течение
850…3750 эффективных суток.
В настоящее время на Украине эксплуатируется
один энергоблок с реактором типа РБМК – Черно-
быльская АЭС, блок №3. Он вступил в строй в ноя-
бре 1981 г. Безопасная работа реакторов типа РБМК
в значительной степени связана с состоянием метал-
ла технологических каналов (ТК). Это сложная свар-
ная конструкция. Она состоит из трубы с наружным
диаметром 88 мм, толщиной стенки 4 мм и длиной 8
м, изготовленной из сплава Zr+2,5%Nb. К концам
циркониевой трубы приварены переходные соедине-
ния с трубопроводами из стали марки 08Х18Н10Т
для подачи теплоносителя и отвода пароводяной
смеси. В исходном состоянии внутренняя и наруж-
ная поверхности ТК покрыты тонким (~ 2 мкм) сло-
ем нестехиометрической окиси циркония. Условия
эксплуатации: давление и температура теплоносите-
ля на входе 8,2 МПа и 270 0С, на выходе 7,0 МПа и
284 0С соответственно..
Исследование состояния циркониевого сплава
ТК и каналов системы управления защитой (КСУЗ)
проводилось в институте ядерных исследований
НАН Украины (Киев) трижды: в 1987 г., 1995 г. и
2000 г. Вырезка каналов осуществлялась согласно
регламенту контроля: максимальная энерговыра-
ботка, замеченные изменения формы или геометри-
ческих размеров. Исследования физико-механиче-
ских свойств циркониевого сплава привели к следу-
ющим результатам.
Для циркониевых труб 3-го энергоблока ЧАЭС
развитие коррозионных процессов следует общим
закономерностям коррозии наружной и внутренней
поверхностей циркониевой части ТК других энер-
гоблоков с реакторами типа РБМК [1].
Наружная поверхность циркониевых труб после
эксплуатации вплоть до 3750 эффективных суток (~
6,6⋅1021 нейтр./см2) имеет чередующиеся кольцевые
полосы темного (~25 мм) и светлого (~ 15 мм) цвета
в местах расположения графитовых втулок с зазо-
ром и втулок плотного контакта. Следов коррозии
на наружной поверхности не обнаружено даже для
труб, простоявших в 3-м блоке в течение 16 лет,
толщина защитного слоя находится в пределах ис-
ходных величин ~2 мкм.
Как известно, время появления первых корро-
зионных очагов на внутренней поверхности цирко-
ниевой трубы зависит от чистоты сплава и его
структуры. Если в материале наблюдается большая
плотность второфазных включений, особенно в при-
поверхностных слоях, то зарождение нодульной
коррозии происходит в районе активной зоны при
флюенсе быстрых (Е>1МэВ) нейтронов ~ 7⋅
1020нейтр./см2 (~ 400 эф.сут. эксплуатации) [1]. Все
исследованные ТК и КСУЗ 3-го блока имеют тексту-
рированную мелкозернистую структуру (рис.1) с не-
большим количеством достаточно равномерно рас-
пределенных второфазных выделений, преимуще-
ственно карбидов циркония размерами 1…5 мкм. В
среднем расстояния между ними составляет 60…100
мкм.
Рис.1. Типичная структура циркониевого сплава
ТК З-го блока ЧАЭС. Шлиф выполнен в осевом
направлении. Увеличение х1200
Необходимо отметить, что материал каналов
СУЗ имеет несколько большую плотность распреде-
ления второфазных частиц, но из-за более мягких
условий эксплуатации (максимальная температура
75 0С и давление 0,3…0,5 МПа) менее подвержен
коррозии. Такая структура сплава ТК (см. рис.1) яв-
ляется очень стойкой по отношению к коррозии,
поэтому даже при флюенсе ~ 1,5⋅1021 нейтр./см2
(~850 эф.сут.) признаков нодульной коррозии на
внутренней поверхности труб не обнаружено – под
равномерным слоем отложений красно-коричневого
цвета толщиной ~ 1 мкм выявляется неповрежден-
ная защитная окисная пленка толщиной ~ 2 мкм.
После облучения до флюенсов свыше ~(5…6,6)⋅
1021нейтр./см2 (2900…3750 эфф.сут.) наблюдается
разная картина коррозионного повреждения вну-
тренней поверхности в зависимости от "возраста"
коррозионных нодулей (особенно в местах располо-
жения дистанционирующих решеток) (рис.2).
Общим для всех каналов является преимуще-
ственная коррозия циркониевого сплава в местах
60
выделения вблизи внутренней поверхности других
фаз.
Рис. 2. Коррозионное повреждение внутренней по-
верхности циркониевой трубы ТК после облучения
> 5 ∙1021 нейтр./см2 ; а - в близи переходника; б - ак-
тивная зона; в - район дистанциирующих решеток.
Увеличение х18
Нодули, достигая толщины ~ 100 мкм, разруша-
ются послойно вдоль образующей трубы. Между
слоем окиси циркония и основным металлом наблю-
дается гидридная прослойка толщиной ~ 1…4 мкм,
очень слабо связанная с матрицей сплава. Отдель-
ные мелкие гидридные включения (3…15 мкм) ори-
ентированы хаотично и встречаются как вблизи вну-
тренней поверхности канала, так и в его толще.
Основная часть гидридов высаживается вокруг вто-
рофазных частиц (ZrC) в полях напряжений, кото-
рые образуются из-за значительной разницы коэфи-
циента радиационного распухания второфазных ча-
стиц и матрицы циркониевого сплава (рис.3). Вслед-
ствие небольшой плотности распределения других
фаз поля напряжений не перекрываются, и возмож-
ность хрупкого растрескивания стенки труб даже
после длительных времен эксплуатации отсутствует.
Рис. 3. Гидриды в полях напряжений вокруг второ-
фазных частиц после облучения 6.6∙1021 нейтр./см2
Увеличение х800
Содержание водорода в циркониевом сплаве из-
мерялось с помощью водородного анализатора RH-
402. Для всех исследованных каналов 3-го энер-
гоблока ЧАЭС значения концентрации водорода не
превышает 33 ppm, что гораздо ниже допустимого
значения (рис.4,а). Зависимость от плотности потока
очень слабая, хотя для отдельных каналов все же за-
метная (см. рис.4 б). Таким образом, полученные
данные о количестве водорода в циркониевом спла-
ве и морфология выделения гидридов свидетель-
ствуют об отсутствии признаков водородного
охрупчивания [2]. Кратковременные механические
свойства центральных частей ТК 3-го энергоблока
ЧАЭС (рис.5) в основном согласуются со значения-
ми для циркониевого сплава после облучения до ~5
⋅1021нейтр/см2 [3], но предел текучести превышает
данные [3]. Упрочнение циркониевого сплава ТК
после облучения флюенсом более 5⋅1021нейтр./см2
по сравнению с исходными значениями предела
прочности [4] составляет 53% при температуре ис-
пытаний 200С, а коэффициент деформационного
упрочнения составляет 0,945.
Рис.4. Содержание водорода в циркониевом сплаве
труб ТК; а - усредненное по всем исследованным
трубам с флюенсом > 5 ∙1021 нейтр./см2 ; б - рас-
пределение водорода в трубе, центр которой облу-
чен до флюенса -6.6 ∙1021 нейтр./см2
Необходимо отметить, что в районе переходных
соединений, находящихся вне активной зоны,
упрочнение составляет 16%, а отношение пределов
текучести и прочности совпадает с исходным 0,85
[4].
Рис.5. Прочностные характеристики сплава ТК З-
го энергоблока ЧАЭС после облучения ~6
x1021нейтр/см2
а - предел текучести; б - предел прочности, в - об-
щее удлинение; г - сужение; σ, ν, Тисп = 20 и 300°С
для ТК; λ, Xисп = 20 и 100°С для КСУЗ соответ-
ственно.
Оценка сопротивления ползучести материала
труб ТК является одним из критических параметров
работоспособности системы канал-кладка, посколь-
ку диаметральная деформация трубы ТК ограничена
конструктивно-технологическим зазором. Скорость
деформации в диаметральном (рассчитанная относи-
тельно диаметров труб в активной зоне (АЗ) и вбли-
зи переходных соединений) и осевом направлении
(рассчитанная по удлинению ТК относительно дли-
ны тепловыделяющей сборки 6 м) составляет 1,02⋅
10-5%ч-1 и 2,4⋅10-6 %ч-1 соответственно. Полученные
данные радиационной ползучести совпадают со зна-
чениями, приведенными для отожженного сплава
Zr+2,5%Nb в работе [3]. В циркониевом сплаве труб
с повышенной плотностью второфазных частиц на-
61
блюдается более высокая ползучесть:
4⋅ 10-6 %ч-1. Такие трубы характеризуются заметно
меньшими толщинами стенок канала вплоть до ниж-
него допустимого значения при максимальных флю-
енсах.
Критическое раскрытие трещин (КРТ) для
участков труб ТК из АЗ составляет 0,103…0,285 мм
в осевом направлении и 0,024…0,069 мм в радиаль-
ном направлении. Полученные данные для осевого
направления неплохо соответствуют зависимости
КРТ от флюенса нейтронов, приведенной в [3], для
радиального направления соответствие несколько
хуже. Большой разброс полученных значений свя-
зан, по-видимому, с тем, что исследования проводи-
лись на образцах без предварительно выращенной
трещины по методике моделирования трещины тон-
ким надрезом [5].
Остаточные напряжения в центральной части
труб ТК после эксплуатации свыше 3500 эф.сут. не
превышает 75 МПа. Это говорит о том, что в цирко-
ниевом сплаве ТК протекают релаксационные про-
цессы, которые реализуются по механизму радиаци-
онной ползучести. Эти процессы снижают уровень
напряжений в несколько раз, а то и на порядок (до
эксплуатации остаточные напряжения составляют
250…350 МПа). В трубах КСУЗ наблюдаются отно-
сительно высокие растягивающие напряжения (~220
МПа), обусловленные, по-видимому, отсутствием в
циркониевом сплаве заметных релаксационных про-
цессов, что связано с условиями их эксплуатации.
Таким образом, результаты исследований мате-
риалов ТК и КСУЗ 3–го энергоблока ЧАЭС показа-
ли, что материал каналов после облучения в течение
2900…3750 эф.ч (флюенс (5…6,6)⋅ 1021нейтр./см2)
находится в состоянии, характерном для облучения
такими высокими флюенсами.
ЛИТЕРАТУРА
1. В.С.Карасев и др. Нодульная коррозия цирконие-
вых труб канальных реакторов.//Атомная энер-
гия, 1992, т.72, вып.2, с.124-130.
2. Е.Ю.Ривкин, Б.С.Родченков, В.М.Филатов.
Прочность сплавов циркония. М.: Атомиздат,
1974.
3. А.М.Васнин, Е.Ю.Ривкин, Б.С.Родчен-ков, Л.П.-
Синельников. Прочность труб технологических
каналов.// Труды Международной конференции
по радиационному материаловедению, Алушта,
22-25 sмая 1990 г. Т.8, с.28-34.
4. Нормы расчета на прочность оборудования и
трубопроводов атомных энергетических устано-
вок. ПНАЭГ-7-2002-86. М.: "Энергоатомиздат",
1989 .
5. Испытания на трещиностойкость образцов, изго-
товленных из технологических каналов и кана-
лов системы управления и защиты реакторов
РБМК: Отчет НИКИЭТ. Методика 23.4416. М.,
1990.
62
радиационно-стимулированные изменения прочностных и коррозионных свойств циркониевого сплава
3-го энергоблока ЧАЭС
литературА
|