Облученном электронами и нейтронами

Взаимодействие дефектов с примесными атомами является одним из основных механизмов в области радиационного повреждения металлов. Детальные исследования с помощью измерений электросопротивления показали, что примесные атомы могут наиболее эффективно захватывать мигрирующие междоузлия, приводя к ослаблению или полному подавлению стадии отжига. Эта проблема нашла свое подтверждение в экспериментах с облученным электронами молибдене. Моновакансии и межузельные атомы требуемой концентрации в образце ⁵⁷Со (Мо) были созданы облучением до флюенса 1,07*10¹⁹ см^-2 электронами энергией 3 МэВ при температуре 100К . При этой температуре междоузлия в молибдене подвижны, а вакансии - нет. Поэтому междоузлия могут избежать рекомбинации с вакансиями при условии, если они захватываются примесными атомами ⁵⁷Со. После облучения при положительной допплеровской скорости спектра появилась отчетливая «дефектная» линия и дополнительная выпуклость с левой стороны линии замещения (рис. 8b). Было установлена взаимосвяь интенсивностей обеих дефектных линий. Это указывает на принадлежность их квадрупольному дублету с довольно большим расщеплением.

В таблице 5.5 показаны сдвиги центров «дефектных» линий относительно линии замещения и значения квадрупольных расщеплений дублетов.

Таблица 5.5

Дефектная линия
σ, мм/с	0,48	0,45	0,45	0,47	0,47
Е,мм/с.	1,82	1,14	1,48	0,81	0,39

Мессбауэровский спектр можно разложить на 4 квадрупольных дублета с центральными сдвигами около + 0,46 мм/с относительно линии замещения (линии I-4). Достаточно удобное доказательство этих линий было получено из экспериментов по отжигу после облучения быстрыми нейтронами при 4,6 К. Отжиг при 124 К наиболее ярко проявляет конфигурацию I. После отжига при 214 К она исчезает и доминируют линии 3. Этот процесс связан с переориентацией дефектной конфигурации 1 в конфигурацию 3. Последующий отжиг при более высоких температурах сопровождается освобождением захваченных междоузлий. Дефектная линия 3 становится нестабильной. На стадии III (470 К) на спектре отчетливо проявляется дефектная линия 4 (рис. 9е). Одновременно возникает пятая компонента с достаточно малым квадрупольным расщеплением (линия 5, см. табл.). Отжиг выше стадии 3 приводит к появлению новых «дефектных» линий, а конфигурации 1-5 исчезают. Новые конфигурации характеризуются половиной сдвига центра по сравнению дефектными линиями 1-5. Полный отжиг облученных образцов завершается в стадии 5 вблизи 1300К.

Cкорость, мм/с

Рис.5.16. Мессбауэровские спектры ⁵⁷Со в Мо, поглотитель ⁵⁷Fe в Pd:

а) до облучения; b) после облучения электронами 3 МэВ при температуре 100К до доз1,078* 10¹⁹см^-2;

c) после вычета линии замещения.

Т.о., получены прямые доказательства захвата межузельных атомов в системе ⁵⁷Со (Мо) вокруг примесных атомов ⁵⁷Со. Найдено 5 вариантов «дефектной» линии с однозначным центром сдвига. Они имеют различные градиенты электрического поля. Все 5 комбинации существуют за счет захваченных одиночных, или двух, или трех междоузлий. Наблюдаемые выше стадии 3 конфигурации существуют зачет крупных кластеров дефектов, образованных на примесных ⁵⁷Со.

Рис. 5.17. Мессбауэровские спектры ⁵⁷Со в Мо, облученные электронами с Е=3 МэВ (Т= 4,2 К):

а) после облучения электронами 3МэВ при температуре 100К до доз 1,07*10¹⁹ см^-2,

b) после облучения быстрыми нейтронами при 4,6 К до доз 6,9*10¹⁸см^-2

с) после изохронного отжига при 214 К, d) 371 К, e) 460К и f) 768 К

В металлах в незначительном количестве всегда присутствуют примеси замещения. Они играют важную роль при формирований дефектной структуры кристаллов. От конфигурации и электронного строения радиационных дефектов зависят их физико-механические свойства. Исследования поликрисаллического молибдена чистотой 99,98 ат.%, облученного реакторными нейтронами, эмиссионным методом и на поглощение. В первом случае в качестве примесного атома использовался радиоактивный ⁵⁷Со, а во втором случае -стабильный изотоп ⁵⁷Fe. Для экспериментов на поглощения использовались образцы, обогащенные изотопом ⁵⁷Fe до 60%. Мессбауэровские спектры образцов с ⁵⁷Со представляли собой одиночную симметричную линию с изомерным сдвигом относительно стандартного поглотителя нейтропруссида натрия (рис.50а). Измерение абсорбционных спектров проводилось с помощью источника ⁵⁷Со в меди. В качестве детектора использовался резонансный счетчик конверсионных электронов на основе FeAl. Облучения образцов проводилось в интервале флюенсов 10²²- 10²³ нейтрон/м².

Скорость, мм/с

Рис.5.17. Эмиссионные мессбауэровские спектры Со-57 в молибдене до (а) и

после облучения при дозах: 10²²(b),5*10²²(c) и 10²³ нейтрон/м²(d).

Пунктиром показаны расчетные разложения спектра.

Эмиссионные спектры облученных образцов видоизменяются в соответствии с состоянием мессбауэровских ядер, находящиеся в узлах замещения. В положительной части спектра появляется дополнительная «дефектная» линия (рис.50 b,c,d). Основная линия уширяется. В спектрах образцов на поглощение, облученных до доз 5*10²² нейтр./м², наряду с несмещенной линией можно выделить как минимум дополнительно еще двух квадрупольных дублетов (Рис.51). Эти квадрупольные дублеты имеют различные изомерные сдвиги относительно несмещенной линии: ₁=0,13(3) мм/с. и ₂=0,46(3) мм/с. Величина квадрупольных расщеплений соответственно равно ΔЕ₁=0,75(3) мм/с. и ΔЕ₁=0,82 (3) мм/с. При флюенсе выше 5*10²² нейтр./м² в спектрах появляется третий квадрупольный дублет с параметрами: ₃=0,46 (3)мм/с., ΔЕ₃=0,82 (3) мм/с. С ростом дозы облучения суммарная интенсивность дополнительной линии возрастает, положения основной линии не изменяется. Спектры образцов на поглощения ⁵⁷Fe в молибдене после облучения также видоизменяются. В отрицательной части относительно несмещенной линии наряду с основной линией появляется «дефектная» линия. Она описывается двумя квадрупольными дублетами: ₁=-0,11(3) мм/с. и ₂=0,76(3) мм/с. Величина квадрупольного расщепления этих дублетов составляет соответственно: ΔЕ₁=0,95(3) мм/с. и ΔЕ₁=0,72(3) мм/с.

Скорость,мм/с.

Рис.5.18. Спектры на поглощения ⁵⁷Fe в молибдене до (а) и после облучния (б) нейтронами до доз 10²¹ нейтр./м².

Появление в спектрах образцов «дефектной» линии после облучения обусловлено захватом радиационных одиночных дефектов мессбауэровскими примесными атомами. Данная стадия по измерению остаточного электросопротивления после облучения соответствует миграции радиационных дефектов междоузельного типа в молибдене. Междоузельные атомы, связанные с примесью Со-57 в молибдене, образуют устойчивую гантельную конфигурацию.. Эти комплексы отжигаются при более высоких температурах по сравнению со свободными междоузельными атомами. Такие комплексы в эмиссионных спектрах проявляется в двух конфигурациях, а в спектрах поглощения в одной конфигурации. Кроме того, в спектрах поглощения нейтронное облучение приводит к появлению еще одного состояния примесного кобальта. Оно характеризирется квадрупольным дублетом с изомерным сдвигом = 0,13(3) мм/с. Дублет с таким параметром обнаружен в спектрах образцов, подвергнутых закалке. Поэтому эти комплексы могут относиться к атомам примесного кобальта, связанного с вакансиями. Следовательно, в образцах молибдена после облучения возможно образование одновременно комплексов «примесь-междоузле» и «примесь - вакансия». Наиболее вероятные орентации смешанных гантелей из атомов примеси кобальта-57 и междоузлий направлены вдоль осей <110>и<111> (рис. 5.19).

· - атом ⁵⁷Со, o- атом Мо.

Рис.5.19 Направление ориентации смешанной гантели в решетке молибдена:

а- <110> и б - <111>.

Изохронный отжиг образцов позволил определить стадии отжига комплексов «примесь-междоузлие» и «примесь-вакансия». На рис.13 представлены результаты изохронного отжига образцов, облученных нейтронами до флюенсов 10²², 5*10²² и 10²³ м^-2. В интервале температур до 600К отношение ∆S/S_общ. остается постоянным. При температурах отжига выше 600К вакансии начинают освобождаться из закрепленных стоков и мигрируют по кристаллу. В случае встречи с комплексами «примесь – междоузлие» вакансии аннигилируют с последними. Освобождаются мессбауэровские примесные атомы и возвращаются в узлы регулярной решетки. Симметрии окружения примесных мессбауэровских атомов восстанавливаются. При температуре 950К спектр облученных образцов полностью возвращается в исходное состояние.

Рис.5.20 Кривые изохронного отжига образцов молибдена, облученного

нейтронами при различных дозах: 10²²(b),5*10²²(c) и 10²³ нейтрон/м²(d)..

заключение

Полученная в настоящее время обширная теоретическая и экспери­ментальная информация об основных механизмах и закономерностях возникновения атомных смещений, развития каскадов, диффузии, анни­гиляции и агломерации радиационных дефектов и их взаимодействия с примесными атомами лежит в основе радиационно-индуцированных яв­лений и эффектов, возникающих в твердых телах под воздействием вы­сокоэнергетических частиц и излучения. На их основе можно сделать на­учно-обоснованные рекомендации по радиационной инженерии, связан­ной с созданием новых или совершенствованием существующих мате­риалов. Это обусловлено прежде всего тем, что поведение образующихся в процессе облучения точечных дефектов и их комплексов с высокой концентрацией и большой диффузионной подвижностью инициирует це­лый ряд процессов, явлений и эффектов, не наблюдаемых или слабо про­являющихся в безрадиационных условиях.

Диапазон принципиально новых научных и технологических направ­лений (имплантационная / ионная металлургия, ионно-(электронно-) стимулированная модификация свойств твердых тел, синтез новых мате­риалов и т.п.), базирующихся на радиационно-индуцированных (­стимулированных) явлениях и эффектах, огромен. Еще больше впечатля­ет решаемый ими круг задач в различных сферах машиностроения, мик­ро-, нано- и оптоэлектроники.

Ограничимся рассмотрением радиационно-индуцированных эффек­тов, проявляющих себя с практической точки зрения двояко: отрица­тельно и положительно. В частности, инвариантность по отношению к достигаемому технологическому результату проявляют эффекты радиационно-стимулированного распухания, порообразования и блистеринга. В первом случае, они вызывают деградацию физико-механических свойств реакторных материалов, понижая их радиационную стойкость. Во втором случае, когда речь идет о формировании скрытых наноразмерных пористых слоев в полупроводниках и принципиально новой тех­нологии «Smart Cut», позволяющей изготавливать структуры «кремний на изоляторе», роль названных эффектов неоценима. Более того, они яв­ляются основной неотъемлемой частью технологического процесса.

Подбор систем сплавов для конструкционных материалов реакторов основан, в первую очередь, на их высоких физических, механических и химических свойствах, проявляемых в отсутствие облучения. Большинство промышленных сплавов создано без учета их термической стабильности. Спецификации промышленных сплавов, разработанных много лет назад, как правило, весьма обширны и во многих случаях включают разные области фазовой стабильности. Кроме того, большин­ство конструкционных сплавов используется в метастабильном состоя­нии и во время длительной работы при повышенных температурах в них происходят существенные изменения. К таким изменениям весьма чув­ствительны аустенитные и ферритные стали, а также сплавы на основе никеля. На начальном этапе разработки сплавов следует изучить компо­зиционные характеристики сплавов и возможные методы обработки. Ес­ли образующиеся в сплаве выделения обогащены выделениями, сегреги­рующими к стокам, то образование таких выделений будет усиливаться в процессе облучения. Выбранные составы сплавов должны быть такими, чтобы предотвратить образование подобных выделений. Проблемы воз­никновения радиационно-усиленных или радиационно-модифицированных фаз могут быть решены правильным подбором со­става сплавов, препятствующего образованию таких фаз.

При разработке радиационно-стойких материалов следует принимать меры для создания высокой плотности ловушек для атомов наработанно­го трансмутационного гелия. В большинстве случаев такими ловушками могут быть дислокации или выделения. В сталях наиболее стабильными и стойкими к укрупнению являются частицы металлокарбидов. Карбиды, кроме всего прочего, оказываются очень эффективными ловушками ато­мов гелия. Поэтому следует учитывать влияние высокой плотности дис­локаций и карбидов, образованных такими растворенными атомами, как Ti, Zr, V, Nb и Ta. Оба эти фактора решающим образом влияют на фазо­вую стабильность сплава.

Необходимо стремиться к созданию структур, стойких к зернограничному разрушению. Эта сторона разработки сплавов более всего осно­вана на опыте, однако существуют и некоторые общие закономерности, которыми следует руководствоваться. Расположение по границам зерен блокирующих частиц с интервалом в несколько микрометров, как пред­полагается, ограничивает скольжение и таким образом подавляет нарас­тание напряжений, которые могут вызвать растрескивание. Следует из­бегать образования вдоль границ зерен зон, свободных от выделения, так как это создает легкие пути деформации и, кроме того, из объема этих зон гелий может эффективно стекать на границы зерен.

6 ГЛАВА. КОНСТРУКЦИОННЫЕ МАТЕРИАЛЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ И ТРЕБОВАНИЯ ПРЕДЯВЛЯЕМЫЕ К НИМ

ЯЭУ представляет собой сложное инженерное сооружение. Ис­пользуемые материалы работают в крайне тяжелых условиях. Атомная энергетика может широко внедряться в народное хозяйство лишь при условии, что она будет конкурентоспособна с электростанциями, работающими на органическом топливе. Создание новых ЯЭУ, отвечающих современным требованиям по мощности, экономичности, надежности, непрерывно предъявляет все новые, повышенные требования к реакторным материалам.

Применяемые материалы должны обеспечить конструкционную прочность элементов ЯЭУ, т. е. быть прочными, пластичными, в ряде случаев способными работать в условиях высоких динамических нагру­зок. Материалы должны быть технологичными, легко подвергаться обработке давлением, резанием, прокатке, хорошо свариваться. Ме­ханические характеристики материалов не должны изменяться в про­цессе длительной эксплуатации при высокой температуре и в услови­ях изменения механических напряжений, действующих на материал, по значению и знаку. Некоторые материалы эксплуатируются в усло­виях вибрации, поэтому они не должны разрушаться вследствие ус­талости, в том числе и малоцикловой, и должны обладать высокой циклической прочностью.

Элементы конструкций ЯЭУ, в первую очередь твэлы, техноло­гические каналы, стержни системы управления и защиты, должны со­хранять свою форму. Материалы активной зоны подвергаются интен­сивному облучению, которое может существенно повлиять на их свой­ства. Под действием облучения материалы охрупчиваются, изменяют свою форму, поэтому необходимо, чтобы реакторные материалы обла­дали высокой радиационной стойкостью.

В процессе эксплуатации реакторные материалы соприкасаются с теплоносителем, в котором могут присутствовать коррозионно-агрес­сивные примеси, да и сами теплоносители, даже высокой степени чис­тоты, являются коррозионно-активными. Поэтому материалы могут разрушатся вследствие протекания коррозионных процессов, эрозии кавитации. Выделяющиеся в процессе коррозии водород может растворяться в материале и вызвать охрупчивание материала. Отсюда возникает еще одно требование - высокая коррозионная стойкость.

Материалы оболочки твэлов находятся еще в более жестких условиях, он в процессе эксплуатации при высокой температуре в течение длительного времени контактирует с ядерным топливом. Взаимодействие между ними может привести к разрушению оболочки твэлов. Возникает еще одно требование – совместимость.

Ядерная энергетика предъявляет особые требования к физическим свойствам материалов. Ядерное горючее должно обеспечивать высокое тепловыделение и выгорание, а также быть радиационно-стойким.

В реакторах на тепловых нейтронах конструкционные материалы должны иметь малое сечение захвата тепловых нейтронов. В противном случае нарушается баланс нейтронов в активной зоне, что может привести к прекращению ядерной реакции. Для осуществления и поддер­жания цепной ядерной реакции в этом случае необходимо применять более обогащенное топливо, что приводит к его удорожанию. Указанные обстоятельства выдвигают повышенные требования к чистоте ма­териалов активной зоны. Содержание в них примесей с высоким сече­нием захвата нейтронов должно быть минимальным.

Материалы замедлителя и отражателя должны, кроме того, эф­фективно замедлять быстрые нейтроны. В системах управления и за­щиты реактора применяют материалы с большим сечением захвата нейтронов. Желательно, чтобы реакторные материалы слабо активи­ровались в нейтронном потоке. Особенно это относится к материалам активной зоны. Радионуклиды продуктов коррозии откладываются в контуре реактора и существенно затрудняют его обслуживание. Осо­бенно неприятно в этом смысле присутствие радионуклидов с большим периодом полураспада, в частности кобальта. Кобальт в незначи­тельных количествах содержится в никеле, которым легируют сталь.

Особые требования предъявляются к теплофизическим характерис­тикам материалов. Коэффициент термического расширения должен быть минимальным. Компенсация температурных напряжений, обус­ловленных термическим расширением материалов, вызывает опреде­ленные трудности при конструировании ЯЭУ.

Весьма важной характеристикой реакторных материалов является коэффициент теплопроводности. Низкий коэффициент теплопроводно­сти обусловливает большой перепад температуры по сечению материала. В керамическом ядерном топливе это может привести к плавлению центра сердечника твэла. Большой перепад температуры в материале создает также термические напряжения, что угрожает целостности конструкции. Низкая теплопроводность материала резко увеличивает габариты теплообменников, что крайне нежелательно для транспорт­ных установок.

В ряде случаев к реакторным материалам предъявляют требование газоплотности. Проникновение газообразных осколков деления че­рез оболочку твэла повышает активность теплоносителя. Проникнове­ние газообразных осколков через стенку трубопроводов, а также с про­течками теплоносителя ухудшает радиационную обстановку и затруд­няет обслуживание и эксплуатацию ЯЭУ, Естественно, речь идет о миграции газов не по дефектам сварных соединений, а по сечению ос­новного металла.

Немаловажным обстоятельством является стоимость материалов, используемых для изготовления оборудования АЭС. В ряде случаев это существенно сказывается на себестоимости электроэнергии и кон­курентной способности атомной энергетики по сравнению с тепловой энергетикой на органическом топливе.

ТРЕБОВАНИЯ, ПРЕДЪЯВЛЯЕМЫЕ К МАТЕРИАЛАМ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

Оболочки твэлов. В наиболее тяжелых условиях в активной зоне ядерного реактора работают оболочки твэлов. Для меньшего погло­щения нейтронов оболочки твэлов делают минимальной толщины. В процессе работы материал оболочек может подвергаться деформации из-за радиационного повреждения ядерного топлива. Вследствие боль­шого перепада температуры в оболочке возникают термические напря­жения. Материал оболочки должен выдерживать термические циклы, а также быть коррозионно-стойким в теплоносителе и совместимым с топливом при рабочих температурах. Находясь в активной зоне, ма­териал оболочки подвергается действию излучения, что может сущест­венно повлиять на его физико-механические свойства.

В активной зоне реактора размещаются узлы и детали крепления твэлов, а также технологические каналы, в которых находятся твэлы. Эти узлы и детали могут испытывать значительные механические на­грузки, гидравлические удары, подвергаться эрозии и коррозии. Тем не менее условия эксплуатации этих узлов и деталей более легкие, чем у оболочек твэлов. Если какой-либо материал годен для изготовления оболочек твэлов, то из него можно изготовить и другие конструкцион­ные элементы активной зоны.

Среди разнообразных требований, предъявляемых к материалу оболочек твэлов, можно выделить главные:

минимальное сечение захвата нейтронов;

механическую надежность, постоянство формы и размеров обо­лочек и тем самым твэла в целом;

высокую теплопроводность, обеспечивающую длительную тепло­передачу без чрезмерно высоких термических напряжений в оболочке;

высокую коррозионную и эрозионную стойкость в теплоносителе;

совместимость с ядерным топливом.

Сочетание высокой теплопроводности с требованием надежного охлаждения оболочек твэлов для всех типов теплоносителей является одним из условий безаварийной и безопасной работы реактора. Высокая теплопроводность материала оболочки и контактных слоев ее с ядерным топливом необходима для снижения разности температуры между теплоносителем, самой оболочкой и топливом. Градиент темпе­ратуры в оболочке может вызвать термические напряжения, дости­гающие нескольких мегапаскалей.

Для оболочек твэлов, работающих при температурах 773 К и вы­ше, существенными становятся прочностные характеристики матери­ала. В этом случае материал оболочки должен быть жаропрочным.

В кипящем реакторе на поверхности твэла концентрируются при­меси, содержащиеся в воде, что увеличивает ее коррозионную агрес­сивность. Материал оболочек в этом случае должен быть коррозион­но-стойким, особенно по отношению к местным видам коррозии, на­пример язвенной и коррозии под напряжением. Вопрос о коррозион­ной и эрозионной стойкости оболочки твэлов в теплоносителе и о ее совместимости с ядерным топливом принадлежит к наиболее сложным и важным проблемам эксплуатации ядерных реакторов. Коррозионные процессы протекают при высоких температурах, больших скоростях теплоносителя, при наличии больших тепловых потоков и механичес­ких напряжений в металле. Изменение свойств металла и состава теп­лоносителя под действием радиации осложняет эти условия.

Для суждения о механической надежности оболочки наиболее важ­ны следующие характеристики материала: прочность и пластичность при кратковременных испытаниях, длительная прочность и сопротив­ление ползучести, предел усталости при рабочих температурах, ста­бильность размеров оболочки при циклических изменениях темпера­туры. Необходимо также знать изменение этих характеристик под влиянием облучения.

Для получения необходимой информации о свойствах материалов в условиях эксплуатации приходится проводить сложные, длительные и дорогостоящие испытания, в том числе непосредственно в реакторе.

Безаварийная работа реактора канального типа во многом зависит от надежности работы каналов. Разрушение стенки канала вследствие коррозии, эрозии или кавитации приводит к попаданию теплоносите­ля в графитовую кладку, что существенно изменяет нейтронный баланс в реакторе и нарушает его нормальную работу. Изменение геометри­ческой формы канала вследствие ползучести материала может приве­сти к заклиниванию канала в графитовой кладке — что затрудняет замену технологических каналов при перегрузках реактора.

Ползучесть сама по себе создает опасность разрушения канала. Ма­териал каналов не должен наводороживаться, ибо это создает опас­ность хрупкого разрушения. Материал, из которого изготавливают технологические каналы и каналы системы управления и защиты, должен быть прочным, противостоять ползучести, обладать высокой коррозионной и эрозионной стойкостью, не охрупчиваться. Замедлитель и отражатель нейтронов. Материал замедлителя и от­ражателя должен содержать минимальное количество примесей, элементов с высоким сечением захвата нейтронов. В реакторах графитовым замедлителем изменение размеров графитовых блоков и втулок вследствие радиационного роста или усадки затрудняет замену канала. Отсюда вытекает требование высокой радиационной стойкости к окислению. Весьма важны для физики реактора плотность и чистота графита.

Поглощающие материалы системы управления и защиты (СУЗ). Поглощающие материалы должны иметь высокое сечение поглощения тепловых нейтронов. Для реакторов на тепловых нейтронах используются почти «черные» стержни. Обычно тело считается «черным» для тепловых нейтронов, если поперечное сечение поглощения тепловых нейтронов много больше поперечного сечения рассеяния.

В ряде случаев необходимо поглощать надтепловые нейтроны. На­пример, гафний считают «черным» вблизи резонансов поглощения, ко­торые у гафния расположены при энергиях 1; 1,2; 2,38 и 7,8 эВ. По­добно гафнию большинство надтепловых поглотителей — резонансно­го типа. Одним из методов повышения эффективности регулирующего стержня является изготовление его из смеси поглотителей, подобран­ных таким образом, чтобы резонансные максимумы одного лежали между резонансными максимумами другого. К такому типу поглоти­телей относятся сплавы Cd, Ag, In и смеси редкоземельных элементов. При поглощении нейтронов в результате протекания ядерных реак­ций в стержнях выделяется энергия, приводящая к их разогреву. В поглотителях, где протекает реакция ( n, а) (к числу которых отно­сится В), практически вся энергия ядерной реакции поглощения вы­деляется в регулирующем стержне. В поглотителях, где идет реакция (п, ), значительная часть энергии вместе с у-излучением уносится из стержня. В обоих случаях в реакторах ВВЭР с высокой плотностью энерговыделения количество тепла, генерируемого в стержнях, может быть очень высоким. В связи с этим необходимо обеспечить охлажде­ние стержней. При наличии защитной оболочки на стержне должен быть создан хороший тепловой контакт между материалом поглоти­теля и оболочкой для надежного отвода тепла через оболочку.

Эффективность стержней в работающем реакторе изменяется в те­чение кампании. Постепенно за счет протекания ядерных реакций вы­водится значительное количество ядер поглощающего материала. В ряде случаев эффективность стержней мало изменяется при выгорании поглощающего нуклида. Это происходит в том случае, когда продуктом ядерной реакции в стержне является стабильный и долгоживущий ну­клид с большим сечением захвата. К числу таких материалов можно отнести диспрозий и европий.

Материалы СУЗ должны обладать большим сечением поглощения нейтронов, Материалы должны быть радиационно-стойкими. Изменение геометрии поглощающих материалов может привести из строя системы защиты. С экономической точки зрения выгодно использовать неохлаждаемые каналы СУЗ. В связи с этим материалы СУЗ и его оболочки должны быть жаропрочными и стойкими к коррозии при высоких температурах.

Металлоконструкции канальных реакторов. В канальных реакторах конструкции, находящиеся в активной зоне, работают при высокой тем­пературе в условиях интенсивного облучения. К этим материалам предъявляются требования жаропрочности и радиационной стойкости.

В реакторах ВВЭР материалы конструкций под действием тепло­носителя могут подвергаться коррозионным и эрозионным воздейст­виям, поэтому эти материалы должны быть коррозионно- и эрозионно­стойкими с малым сечением захвата нейтронов.

Корпус реактора. Корпус реактора и крышка в рабочих условиях подвергаются воздействию механических напряжений вследствие из­быточного давления в реакторе, термических нагрузок в стационарных и особенно в нестационарных температурных режимах, вибрационных нагрузок, а на транспортных установках, кроме того, действию удар­ных нагрузок. Материал корпуса, находясь в условиях всех видов об­лучения, должен иметь высокую прочность при достаточном уровне пластичности. Облучение корпуса реактора в течение всего периода работы (до 30 лет) не должно вызывать охрупчивания материала. В связи с этим выдвигается требование высокой радиационной стойкости. Материал корпуса должен иметь хорошую теплопроводность и низкий коэффициент теплового расширения, чтобы не возникали высокие температурные напряжения, а также должен быть стоек к малоцик­ловой усталости.

Материал корпуса должен быть стойким к коррозии. Загрязнение теплоносителя радиоактивными продуктами коррозии ухудшает ра­диационную обстановку и усложняет обслуживание и ремонт оборудо­вания. Местная коррозия может привести к возникновению концент­раторов напряжений в металле и увеличению вероятности его разру­шения. Наводороживание, особенно в сочетании с облучением, может вызвать охрупчивание материала корпуса. Для уменьшения корро­зионных процессов материала корпуса на его внутренней поверхно­сти, соприкасающейся с теплоносителем, делается наплавка толщиной 8—12 мм из коррозионно-стойкого материала. Эта наплавка также уменьшает возможность наводороживания корпуса реактора.

Материал корпуса должен быть технологичным и хорошо свари­ваться в больших толщинах. Высокий уровень местных напряжений в сварных соединениях требует последующей термической обработки. Термическая обработка корпуса, имеющего значительные габариты, вызывает серьезные трудности.

ТЕПЛОНОСИТЕЛИ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

Тепло выделяющееся при делении ядерного горючего, отводят с помощью теплоносителей. В качестве теплоносителей используются обычная вода (с кипением и без кипения в реакторе), тяжелая вода, газы (азот, гелий, углекислота, водород и их смеси), жидкие металлы (натрий, литий, калий, висмут, свинец и их сплавы, ртуть), органичес­кие теплоносители (например, дефенильная смесь).

Ядерные энергетические установки предъявляют ряд специфичес­ких требований к теплоносителям. К их числу относятся:

- малая коррозионная агрессивность и малое эрозионное воздей­ствие по отношению ко всем реакторным материалам;

- высокие теплоемкость и теплопроводность, малая вязкость;

- высокая температура кипения и низкая температура плавления;

- высокая температурная стойкость и. радиационная стойкость;

- малое сечение захвата тепловых нейтронов;

- взрывобезопасность, негорючесть, не токсичность;

- доступность и не дефицитность;

- слабая активация.

Малая коррозионная и эрозионная агрессивность теплоносителя повышают надежность работы оборудования и радиационную безопас­ность для обслуживающего персонала. При наличии больших удель­ных тепловых потоков в реакторе требование высоких теплотехничес­ких характеристик является одним из определяющих факторов при выборе вида теплоносителя.

Высокая радиационная и температурная стойкость исключает по­явление в теплоносителях различного рода примесей, изменяющих свойства теплоносителей и вызывающих другие негативные последст­вия.

ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИЕ ТЕПЛОНОСИТЕЛИ

Жидкие металлы могут быть использованы в реакторах на быстрых и тепловых нейтронах. Применение в качестве теплоносителя в ядерных реакторах жидких металлов вместо воды дает ряд преимуществ реакторах на быстрых нейтронах применение в качестве теплоносителя воды нецелесообразно, поскольку она замедляет нейтроны. У жидких металлов отсутствует зависимость температуры от давления, которая наблюдается у обычной воды. Это позволяет создавать высоко температурные контуры теплоносителя при низких давлениях в них. Облучение жидких металлов, как правило, не вызывает в них явлений, подобных радиолизу воды. Малое давление насыщенных паров и высокая термическая радиационная стойкость жидкометаллически теплоносителей выгодно отличают их от других видов теплоносителей. Наиболее существенным недостатком большинства жидких металлов малая по сравнению с водой объемная теплоемкость, что ограничивает аккумуляцию тепла в жидкометаллическом теплоноси­теле. Некоторые жидкие металлы (например, натрий) вступают в бур­ную реакцию с водой, это вынуждает усложнять тепловую схему ЯЭУ с целью обеспечения безопасности ее работы. Однако жидкометалли­ческие теплоносители имеют более высокую теплопроводность, обес­печивающую более интенсивный теплоотвод от твэлов, что особенно важно для быстрых реакторов. (Некоторые свойства жидких метал­лов приведены в табл. 6.1). В ядерных реакторах на быстрых нейтро­нах с натриевым теплоносителем плотность теплового потока на твэ- лах достигает Вт/ ( ).

Недостаток жидкометаллических теплоносителей (за исключением ртути) — твердое состояние при комнатной температуре. Это требует сооружения системы подогрева для плавления металлов, что услож­няет конструкцию.

Наименьшее сечение захвата нейтронов имеют Bi, Pb, Na, Ga. В этом смысле они наиболее пригодны в качестве теплоносителей для ре­акторов на тепловых нейтронах. Наиболее перспективными теплоно­сителями для реакторов на быстрых нейтронах являются Hg, Li и Na. При облучении нейтронами в жидкометаллических теплоносите­лях могут образовываться радионуклиды, ухудшающие радиационную обстановку в контуре. С точки зрения наведенной радиоактив­ности наиболее неблагоприятными свойствами обладают Na и К. – Первый дает нуклид ²⁴Na со средней энергией - излучения Дж, первый дает ²⁴Na, второй - ³⁸К со средней энергией у-излучения Дж. Уровень радиоактивности ²⁴Na в реакторе мощностью Дж составляет Кu. Поскольку период полураспада ²⁴Na невелик, после остановки реактора уровень радиоактивности быстро снижается.

Натрий. Первый жидкометаллический теплоноситель, который был использован уже в энергетических реакторах, был натрий, металлический жидкий натрий. Натрий имеет сравнительно низкую точку плавления – 980 С, выше он уже находится в жидкой фазе. Таким образом, поддерживать жидкое агрегатное состояние натрия сравнительно просто, можно иметь несложную систему обогрева первого контура. Точка кипения натрия сравнительно высокая – около 8700 С (когда пары натрия – давление их становится равным 1 атм.), это означает, что если эксплуатационный диапазон температур ниже 8000 С (700 – 6000 С) – то первый контур работает без избыточного давления. Т.е. есть давление, которое создает насос, есть напор насоса, есть гидростатический столб, а вот избыточного давления изнутри нет, связанного с тем, чтобы натрий не кипел. Далее, натрий обладает исключительно высокими теплопередающими свойствами, у него очень высокая теплопроводность. Таким образом, с