11921 (Реакторный графит: разработка, производство и свойства), страница 3

Рис. 5. Зависимость от температуры облучения критического флюенса нейтронов (life-time) образцов реакторных графитов.

венным весом еще не происходит. Наличие окисления, так же как и понижение исходной прочности уменьшает допустимое время работы.

Проведенные исследования обеспечили безопасную работу реакторного графита ГР-220 в кладках промышленных реакторов и обосновали возможность продления срока их работы. Эксплуатация ПУГР в течение 40 лет, когда их ресурс был превышен более чем в два раза, подтвердила сделанные выводы. Результаты испытаний образцов графитов ГР-280 и ГРП-2 для реакторов РБМ-К при дальнейшей эксплуатации подтвердили гарантии, выданные при разработке графитов для этого реактора, и позволили обосновать продление срока их работы еще на 15 лет. Применение графита ГР-1 обеспечит работу блоков кладки перспективного реактора МКЭР-1500 с 50-летним ресурсом, способного заменить реакторы РБМ-К после окончания их эксплуатации [23].

У разработанных на основе альтернативных коксов графитов экспериментально и путем расчета [24] подтверждена радиационная размерная стабильность. Формоизменение вместе облученных при 350—450 °С в реакторе БОР-60 образцов реакторного втулочного графита — альтернативных и стандартного — сопоставлено на рис. 6. Поскольку у графитов ГР-КП-П и ГР близки ТКЛР и степени совершенства кристаллической структуры, они имели и близкие скорости усадки. При этом вторичное распухание у первого начнется позднее по дозе. Выполненная в соответствии с [24] расчетная оценка для ГР-КП-П (пунктир на рис. 6) близка к имеющимся экспериментальным данным.

У графита ГР-КС-П усадка и скорость усадки перпендикулярных образцов близка к показателям стандартного графита. В то же время, низкий ТКЛР параллельных образцов обусловил более высокую усадку и ее скорость в этом направлении. За счет этого появляется и большая анизотропия формоизменения. С ними совпадают и дозовые зависимости графита ЭГП-6 на основе этого кокса для втулок реакторов БиАЭС.

Рис. 6. Зависимость от флюенса нейтронов относительного изменения длины образцов втулочного реакторного графита на основе различных коксов.

Температура 350—450 °С: 1 — нефтяной КНПС (ГР-76); 2, 2' — пековый (ГР-КП-П); 3, 4 — сланцевый (ГР-КС-П и ЭГП-6). Сплошные кривые — эксперимент, пунктир (2 '} — расчет. Вырезка образцов — параллельно (||) и перпендикулярно (_1_) относительно направления прессования

Рассчитанное в соответствии с [24] формоизменение при 500—600 °С образцов графита ГРП-2-КП близко к таковому для дважды уплотненного и с пеком-наполнителем графита ATR-2E.

Свойства графитов в результате облучения быстро по дозе изменяются и затем стабилизируются (рис. 16). Уровень роста экспоненциально снижается при увеличении температуры облучения [25]. При дозах, превышающих критический флюенс нейтронов, вследствие начавшейся радиационной деградации структуры развивается новое (вторичное) изменение свойств: плотность, прочностные характеристики, теплопроводность падают; пористость, электросопротивление растут; идет накопление и развитие трещин (рис. 16). Деградация может начаться и при меньших дозах и температурах, вследствие окисления и(или) радиолитической коррозии.

На рис. 7 в качестве иллюстрации приведены дозовые зависимости относительного изменения предела прочности при сжатии образцов ГР, облученных в исследовательских реакторах, и этого же графита, высверленного из кладок различных реакторов. Видно, что прирост прочности графита из работавших блоков кладки реакторов БиАЭС (ЭГП-6) и РБМ-К (ГР), где критический флюенс не был достигнут и вторичное изменение свойств еще не началось, совпадает с таковым у облученных без окисления образцов графита марки ГР [25].

Небольшое окисление графита в реакторе АВ-2 вызвало медленное изменение прочностных свойств выше 5 • 1021 см~2. Его уровень остался

Рис. 7. Зависимость от флюенса нейтронов относительного изменения предела прочности при сжатии облученных образцов (Т) и кернов, отобранных из различных реакторов.

2 - БиАЭС; 3 - ЛАЭС-1; 4 - АВ-2; 5 - АМ-1. Температура облучения 500—600 °С (1—4) и 350—450 °С (5)

Рис. 8. Зависимость отношения пределов прочности при сжатии и изгибе графита ГР от флюенса нейтронов.

Температура (°С): х — 60—90; о — 140—160; Д — 200; - 200-300; • - 500; »- 500-700

положительным — графит не разупрочнился. Окисление в реакторе AM-1 графита уже в начале эксплуатации при еще меньших дозах (раньше по времени) привело к заметному снижению («сбросу») прочности — ее значения стали ниже исходных, а относительные изменения — отрицательными.

Отношение пределов прочности при сжатии, изгибе и растяжении для данного класса КУМ постоянно, а их относительный рост при облучении не зависит от исходных значений. Это отношение остается тем же, что и у необлученного графита, пока радиационная деградация графита не началась. В этой связи в работе [26] предложен критерий качества графита (Y), представляющий отношение пределов прочности при сжатии и изгибе, увеличивающийся при деградации материала из-за технологического брака или (что важно) при вторичном распухании (рис. 8).

Заключение

Разработанный в нашей стране кокс нефтяной пиролизный специальный (КНПС) и созданные на его основе реакторные графиты, обеспечили эксплуатацию водо-графитовых реакторов различного назначения в течение проектного срока и его продление. По радиационной стойкости эти графиты превосходили зарубежные аналоги.

Показана возможность замены в реакторных графитах снятого с производства кокса КНПС недефицитными и дешевыми прокаленными сланцевым и пековым коксами, что обеспечило бесперебойные поставки сменных элементов (втулок и КТК) для действующих реакторов.

Разработан графит (ГР-1) на основе непрокаленного кокса (нудель-процесс) с повышенной радиационной стойкостью для проектируемых реакторов ГТ-МГР и МКЭР-1500, получены полумасштабные заготовки и обоснована радиационными испытаниями образцов работоспособность графита.

Предложены критерии работоспособности графита по критерию качества (Y), определяемого на выбуриваемых кернах; блоков — по измеренному на облучаемых образцах значению критического флюенса нейтронов объемного формоизменения; всей кладки — по стреле прогиба периферийных ячеек.

Список литературы

1. Соседов В.П. История развития углеродной промышленности. М.: Аспект пресс, 1999, 264 с.

2. Жежерун И.Ф. Строительство и пуск первого в Советском Союзе атомного реактора. М.: Атомиздат, 1978, 144 с.

3. Виргильев Ю.С. Реакторный графит, его разработка, производство, работоспособность. В Сб. матер. Юбилейной Межд. конф. НИКИЭТ, Москва, 2002. Издание НИКИ-ЭТ, 2002, с. 162.

4. Виргильев Ю.С. Химия тверд, топлива, 2000, № 2, с. 67— 69.

5. Виргильев Ю.С. В: Конструкционные материалы на основе углерода. Вып. XI. М.: Металлургия, 1977, с. 40—44.

6. Morgan W.C. Proc. of a spec. meet. (Bath, UK, 24—27 sept. 1995), IAEA-TECDOC-901, IAEA, 1996, p. 69-77.

7. Виргильев Ю.С., Леушин О.Е. В: Тр. НГТУ, Нижний Новгород, 2003, т. 38, с. 308-312.

8. Турин В.А., Зеленский В.Ф., Евсеев В.М. и др. В сб.: Атом-но-водородная энергетика и технология. Вып. 5. М.: Энергоатомиздат, 1983, 240 с.

9. Барабанов В.Н., Виргильев Ю.С. Радиационная прочность конструкционного графита. М.: Атомиздат, 1976, 80 с.

10. Виргильев Ю.С., Костерина Л.К., Калягина И.П. и др., Химия тверд, топлива, 1978, № 1, с. 108—113.

11. Виргильев Ю.С., Гребенник В.Н., Калягина И.П. Материаловедение, 1999, № 1, с. 45—53.

12. Черников А.С., Михайличенко Л.Н., Лебедев И.Г. и др. Атомная энергия, 1992, т. 72, вып. 4, с. 360—366.

13. Селезнев А.Н. Углеродистое сырье для электродной промышленности. М.: Профиздат, 2000, 256 с.

14. Селезнев А.Н., Шеррюбле Вал.Г. Химия тверд, топлива, 1997, № 6, с. 71-78.

15. Селезнев А.Н., Шеррюбле Вик.Г., Шеррюбле Вал.Г. Цветные металлы, 1998, № 10-11, с. 75-80.

16. Шеррюбле Вал.Г., Селезнев А.Н. Цветная металлургия, 1999, № 8-9, с. 45-47.

17. Свиридов А.А., Селезнев А.Н., Подкопаев С.А. и др. Патент РФ на изобретение № 2256610.

18. Свиридов А.А., Селезнев А.Н., Подкопаев С.А. и др. Патент РФ № 2258032.

19. Селезнев А.Н., Шеррюбле Вик.Г. Цветная металлургия, 2001, № 8-9, с. 27-29.

20 Виргильев Ю.С., Лебедев КГ. Неорган, мат., 2002, т. 38, № 10, с. 1192-1198.

21. Виргильев Ю.С. Химия тверд, топлива, 2003, № 4, с. 52.

22. Виргильев Ю.С., Лебедев И.Г. Материаловедение, 1999, № 1, с. 45-53.

23. Виргильев Ю.С. Ресурс графита в кладках реакторов. Неорган, мат., 1994, т. 30, № 10, с. 1—7.

24. Виргильев Ю.С. Там же, 2001, т. 37, № 8, с. 925—930.

25. Виргильев Ю.С. Реакторный графит и его свойства. М.: ЦНИИэкономинформ цветмет, 1990, 52 с.

26. Виргильев Ю.С. Физика и химия обработки материалов, 1992, № 4, с. 10-17.

Для подготовки данной работы были использованы материалы с сайта http://www.chem.msu.su/