авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ БИБЛИОТЕКА РОССИИ

КОНФЕРЕНЦИИ, КНИГИ, ПОСОБИЯ, НАУЧНЫЕ ИЗДАНИЯ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ


Pages:     | 1 |   ...   | 2 | 3 || 5 |

«МЕЖДУНАРОДНЫЙ СЕМИНАР ТЕХНОЛОГИИ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ 14-17 ...»

-- [ Страница 4 ] --

симостей коэффициентов диффузии и проницае Как видно из табл. 2, наблюдается пострадиа мости.

ционный эффект влияния облучения, проявляю Спектр излучения реактора ИВГ.1М представ щийся в том, что значения эффективных коэффи лен в табл. 1.

циентов диффузии, проницаемости и растворимо После остановки реактора, не вынимая диффу сти не возвращаются в свое исходное значение зионную ячейку из канала реактора, была прове при обычной термической диффузии.

дена следующая серия экспериментов по прони цаемости.

Таблица 1. Спектр излучения реактора ИВГ.1М.

Энергия нейтронов, E Поток нейтронов при мощности реактора W=6 МВт, н/см.с 0.67 эВ 0. 0.67 эВ...0,1 МэВ 4. (0.1...10) МэВ 2. Поток -квантов 13 710 ф/см.с Таблица 2. Параметры взаимодействия водорода со сталью 08Х18Н10Т.

Параметры без облучения при облучении после облучения 2 -6 -7 - (4.9 ± 0.5)10 (1.6 ± 0.2)10 (1.3 ± 0.1) D, м /с o 68.6 ± 6.9 38.8 ± 3.9 57.0 ± 5. ED, кДж/моль - 1 -1/2 -6 -6 - (2.5 ± 0.3)10 (1.1 ± 0.1)10 (1.5 ± 0.2) P, мольм -с Па o 73.4 ± 7.2 64.1 ± 6.5 68.4 ± 6. EP, кДж/моль o 0.52 ± 0.06 6,5 ± 0.6 1.1 ± 0. -3 -1/ CS, мольм Па o 4.5 ± 0.4 25.2 ± 2.6 11.0 ± 1. ECs, кДж/моль Рис.3.Аррениусовские зависимости коэффициентов Рис. 2.Аррениусовские зависимости коэффициентов проницаемости водорода в стали 08Х18Н10T.

диффузии водорода в стали 08Х18Н10T.

ВОДОРОДОПРОНИЦАЕМОСТЬ НЕРЖАВЕЮЩЕЙ СТАЛИ В ПРОЦЕССЕ РЕАКТОРНОГО ОБЛУЧЕНИЯ C1 2 C1 M = D1 k1C1 + k2 C t x2 t C2 C2 N = D2 2 + k1C1 k2 C t, (1) t x M = r C s M t 11 N = r C s N t 22 где С1 и С2- концентрация диффузанта в 1-м и во 2-м канале диффузии, соответственно, D1 и D2 коэффициенты диффузии водорода в 1-м и во 2-м канале, соответственно, M и N- концентрации диффузанта в ловушках, находящихся в 1-м и во 2-м канале, соответственно, k1 и k2- константы Рис.4.Аррениусовские зависимости коэффициен- скорости перехода из 1-го канала диффузии во 2 тов растворимости водорода в стали 08Х18Н10T. й, соответственно, r1 s1-константы скорости за хвата и выделения атомов диффузанта ловушкой в 1-м канале, r2 s2-константы скорости захвата и Как показали результаты экспериментов, на выделения атомов диффузанта ловушкой во 2-м блюдается увеличение эффективных коэффици канале.

ентов диффузии и проницаемости водорода в ста ли в процессе реакторного облучения. Например, Система (1) описывает параллельную диффу при температуре Т=773 К эффективный коэффи- зию по двум взаимосвязанным каналам, между циент диффузии в процессе облучения увеличи- которыми происходит обмен атомами диффузанта вается в 3 раза, а эффективная константа прони- с учетом наличия третьего, термодинамически цаемости в 1,7 раза по сравнению с обычной тер- неравновесного канала, приводящего к временной мической диффузией. Эффект влияния облучения локализации диффузанта. Атомы водорода могут уменьшается с увеличением температуры прове- попадать в ловушки как из обычного канала диф дения эксперимента. Результаты проведенных фузии, так и из образовавшегося под действием исследований опубликованы в статьях [1-3]. радиации. Процессы обмена диффузантом между каналами формально описываются кинетикой Эксперименты по изучению водородопрони обратимой химической реакции первого порядка.

цаемости сквозь нержавеющую сталь в отсутст вии источника облучения показали, что исходя из Из расчетов, подробно описанных в [4] следу критериальных признаков моделей диффузии ет, что наличие ловушек уменьшает эффективный данный процесс можно описать в рамках класси- коэффициент диффузии, появление дополнитель ческой диффузии (рис.2 - 4). ного канала – увеличивает его. При воздействии излучения константа захвата уменьшается, а кон Для описания диффузии водорода в нержа станта перехода в возбужденный канал увеличи веющей стали при облучении было предложено вается. Все это приводит к увеличению коэффи использовать модель параллельной диффузии по циента диффузии.

двум взаимосвязанным каналам (диссоциативная диффузия). В отличии от ранее известных систем В результате расчетов были определены зна уравнений, мы предлагаем записать в общем виде чения коэффициента диффузии D2 по второму систему уравнений, предполагающую диффузию каналу и количество новых диффузионных путей, по двум взаимосвязанным каналам, в которых возникших под действием излучения Зная темпе содержатся ловушки неограниченной емкости. ратурную зависимость D2 и К, можно получить Эта феноменологическая модель может быть значения энергии активации диффузии ЕD2 и сво предложена для описания процесса проникнове- бодную энергию растворения Ек. Полученные ния водорода в нержавеющей стали при воздейст- значения для диффузии водорода в нержавеющей вии излучения. Система дифференциальных стали при воздействии облучения представлены в уравнений имеет вид: таблице 3.

ВОДОРОДОПРОНИЦАЕМОСТЬ НЕРЖАВЕЮЩЕЙ СТАЛИ В ПРОЦЕССЕ РЕАКТОРНОГО ОБЛУЧЕНИЯ Таблица 3. Параметры диссоциативной диффузии водорода в нержавеющей стали.

2обл D1необл1010 D2.обл Т, К (2/1)обл 773 1,25 7,91 0,65 1, 823 2,02 9,86 0,52 0, 873 3,55 13,1 0,39 0, 923 6,31 17,8 0,25 0, 973 10,6 22, где 1обл, 2обл - количество новых диффузионных путей, возникающих при реакторном облучении;

Сначала в области решения вводят равномерную Моделирование проникновения водорода в сетку «узловых точек», соответствующую харак процессе облучения Математические модели диффузии водорода в теру задачи и граничным условиям. Затем пред материалах при воздействии излучения или дру- ставляют производные в конечно-разностной гих внешних воздействий в литературе не описа- форме и приводят уравнение к виду разностного ны. Теории диффузии водорода в твердом теле уравнения, которое используется для описания при внешних воздействиях практически не суще- функциональной связи между соседними узлами ствует. Очевидно, что при отсутствии единого сетки. Разностные уравнения записывают для подхода к описанию такой диффузии следует ис- всех узлов сетки и в результате получают систему пользовать наиболее подходящие к каждому кон- из N уравнений и N неизвестными, которая реша кретному случаю приближенные модели и реше- ется численными методами.

ния. Для численных решений по такой модели бы Для решений систем дифференциальных ла разработана программа DISSOC4 [7]. На рис. уравнений в частных производных, в соответст- и 6 показаны результаты ее применения для мо вии с моделью диссоциативной диффузии, опи- делирования проникновения водорода через не сываемой уравнением (1) был использован метод ржавеющую сталь в процессе реакторного облу конечных разностей [5]. Сущность метода сво- чения. Из рис.6 видно, что достигается хорошее дится к конечно-разностной аппроксимации про- совпадение расчета с экспериментом.

изводных, которая осуществляется в три этапа [6].

Рис.5. Профили распределения концентрации водорода в диффузионных путях и ловушках в образце нержавеющей стали.

Рис.6. Пример подгонки параметров модели диссоциативной диффузии по двум каналам с ловушками неог раниченной емкости в одном из них к экспериментальной кривой проницаемости водорода через диафрагму нержавеющей стали 08Х18Н10Т толщиной 1 мм при температуре 600°С при реакторном облучении. Видно совпадение расчетных и экспериментальных данных.

ВОДОРОДОПРОНИЦАЕМОСТЬ НЕРЖАВЕЮЩЕЙ СТАЛИ В ПРОЦЕССЕ РЕАКТОРНОГО ОБЛУЧЕНИЯ ших флюенсах Ф1023 н/см2 избыточная концен В этом примере полагается, что диффузия происходит по двум взаимодействующим диффу- трация точечных и линейных дефектов, а также зионным каналам, причем ловушки существуют образование сквозных пор, могут привести к уси только в 1-м канале (более медленном), что дос- лению диффузии примесей под облучением. И, тигается обнулением коэффициентов r2 и k2. наоборот, в зависимости от кинетики изменения Результаты численного моделирования позво- формы и концентрации радиационных дефектов лили определить значения коэффициентов диф- от температуры и времени облучения радиацион фузии водорода в нержавеющей стали при реак- ные дефекты могут служить ловушками для водо торном облучении: в первом канале (D=3.210-10 рода и изменить процесс проникновения. Спектр м2/с), во втором канале, вызванном действием излучения реактора ИВГ.1М состоит в основном, из тепловых нейтронов. Известно, что при про реакторного облучения (1.610-9м2/с). Энергии хождении тепловых нейтронов через материалы, активации диффузии по 1-му и 2-му каналам, потери, вызванные упругим рассеянием, сопоста равные ED1=70 кДж/моль и ED2=30 кДж/моль, со вимы с потерями в результате неупругих взаимо ответственно. Энергии активации перехода из 1 действий, в основе которых лежат реакции захва го канала во 2-ой и обратно, равны, соответствен та. При флюенсе по нейтронам и -квантам но, 75 и 35 кДж/моль, а энергия активации захвата н/см2 усиление диффузии водорода в конструкци водорода ловушкой в 1-м канале, соответственно онных материалах трудно объяснить образовани равна 80 кДж/моль. Константы скорости обмена ем избыточной концентрации неравновесных де между каналами равны, соответственно, k1=1.610-4с-1 и k2=5.610-2с-1. Константы скоро- фектов, так как они, вероятно, служат ловушками для водорода и могут только замедлить процесс сти захвата и освобождения водорода из ловушки проникновения.

- в 1-м канале равны, соответственно, r1=6,510 с-1 Определенную роль в ускорении миграции - атомов водорода как и в случае воздействия низ и s1=1,110 с-1.

коэнергетического -изучения допороговых энер Измеренные нами параметры диффузии водо гий, может играть возникновение неравновесной рода в нержавеющей стали в процессе реакторно концентрации элементарных возбуждений в объ го излучения равны D0=1,610-7м2/с, ED=38, еме металла – фононов и плазмонов. Рассеяние кДж/моль [1].

фононов и плазмонов может происходить как на Обсуждение и выводы кристаллической решетке, так и на ее дефектах:

Установлены закономерности воздействия ре- примеси внедрения, которой является водород, акторного излучения на процесс проникновения границах зерен и сегрегирующих примесях на водорода сквозь нержавеющую сталь, которые них. Сказанное выше позволяет сделать предва проявляются в увеличении коэффициентов диф- рительные выводы:

фузии водорода и уменьшении константы раство- при реакторном облучении механизм диффу римости под действием излучения, а также в не- зии водорода в стали можно описать диффузи значительном увеличении константы водородо- ей по двум взаимосвязанным каналам: матри проницаемости под облучением. Установлена це металла и границам зерен с учетом обрати зависимость величины эффекта от температуры, мого захвата в локальные неоднородности входного давления, толщины и поглощенной среды;

энергии излучения. Предложена феноменологи радиационно-стимулированная диффузия во ческая модель диффузии водорода в нержавею дорода в металлах и сплавах при данном флю щей стали без облучения и в процессе реакторно енсе и энергиях излучения может быть объяс го облучения. В рамках используемых моделей нена появлением в материале неравновесной диффузии по двум взаимосвязанным каналам бы концентрации элементарных возбуждений ли определены коэффициенты диффузии водоро фононов и плазмонов, фото- и электронно да по каналу, возникшему под действием облуче стимулированными процессами диссоциации ния, количество новых диффузионных путей во квазимолекул водорода и водородных класте дорода при облучении.

ров, освобождения атомов и молекул водорода Предложено возможное объяснение эффекта с границ зерен, поверхностей пор, дислокаций, радиационного стимулирования диффузии водо а также диссоциации соединений CnHm и NH;

рода в сталях в процессе облучения. Основными процессами, происходящими в твердом теле при в качестве объяснения наблюдаемого постра воздействии облучения, считают возбуждение диационного эффекта воздействия излучения электронов и ионизацию атомов, упругие и неуп- можно предложить возникновение структур ругие соударения, возмущение электронной и ных и фазовых переходов в материале в про ионной подсистем. цессе воздействия радиации. Основным про Обычно представление о механизме радиаци- цессом, ответственным за наблюдаемый эф онного стимулирования диффузии основано на фект является, по нашему мнению, радиаци взаимодействии примесных атомов диффунди- онно- и водородостимулированная сегрегация рующего вещества с радиационными дефектами, примесей в процессе комплексного одновре вызванными облучением. При достаточно боль ВОДОРОДОПРОНИЦАЕМОСТЬ НЕРЖАВЕЮЩЕЙ СТАЛИ В ПРОЦЕССЕ РЕАКТОРНОГО ОБЛУЧЕНИЯ менного воздействия водорода и излучения на мические соединения с водородом, являются материал, диссоциация соединений типа CnHm элементами, стимулирующими наводорожи вание, и приводят к увеличению зерногранич на границах зерен, структурные и фазовые из ной концентрации водорода. По отдельности менения в поле радиации (выделение ферро водород или зернограничные сегрегации не магнитной -фазы, карбидов и карбонитри приводят к межкристаллической хрупкости, дов). Ответственной за водородное охрупчи что свидетельствует о синергетическом харак вание признана сегрегация фосфора, который тере процесса. Это все приводит к смене меха является концентратором водорода и напря низма диффузии водорода в стали с транскри жений с образованием микротрещин. Такие сталлического на межкристаллический.

примеси как фосфор и сера, образующие хи Литература 1. Тажибаева И.Л., Клепиков А.Х., Романенко О.Г., Шестаков В.П., Кенжин Е.А., Басов А.В., Тихомиров Л.Н., Колбаенков А.Н., Черепнин Ю.С., Проникновение водорода через нержавеющую сталь в процессе облучения в реакторе ИВГ.1М, - ВАНТ, сер. Термоядерный синтез, в. 1, 1996, с. 36-41.

2. Tazhibaeva I.L., Shestakov V.P., Chikhray E.V., Romanenko O.G., Klepikov A.Kh., Hydrogen permeability technique in situ reactor irradiation for ITER structural materials, Fusion Tech., october 1995, p. 1290-1293.

3. Tazhibaeva I.L., Shestakov V.P., Chikhray Y.V., Romanenko O.G., Klepikov A.Kh., Hydrogen permeability measurements of 08Cr18Ni10Ti stainless steel in fission reactor irradiation conditions, - Plasma devices and operations, 1996,v. 5, № 1,, p. 71-76.

4. И.Л.Тажибаева. Процессы переноса водорода в конструкционных материалах в поле ионизирующего излучения. – Диссертация на соискание ученой степени д. ф.-м. н., Алматы, 1997 г, 272 с.

5. Самарский А.А., Попов Ю.П., Разностные схемы газовой динамики, -М., Наука, 352 с.

6. Д.Химмельблау. Прикладное нелинейное программирование. М. Мир. 1975.

7. Чихрай Е.В., Шестаков В.П., Романенко О.Г., Тажибаева И.Л., Клепиков А.Х., Моделирование процес сов переноса водорода в конструкционных материалах в экспериментах по термодесорбции и прони цаемости, ВАНТ, сер. Термоядерный синтез, 1996, вып. 1, с. 42-45.

«АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС» выпуск 1, январь УДК 621.039.526: 621.039. ИССЛЕДОВАНИЕ МАКРО- И МИКРОСТРУКТУРЫ РАСПЛАВА МАТЕРИАЛОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВВЭР ПОСЛЕ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ С ВОДОЙ Дерявко И.И., Перепёлкин И.Г., Стороженко А.Н.

Институт атомной энергии Осознание принципиальной возможности воз- (ПК) в ловушку с водой осуществлялся через за никновения тяжелой аварии в легководном энер- твор в днище ПК.

гетическом реакторе (чему способствовали, пре- Серия экспериментов включала 12 реакторных жде всего, события на TMI-2 в США) является плавок, из них 9 плавок выполнялись в АУП со причиной того, что во многих странах ведутся сбросом расплава с высоты 1 м в холодную интенсивные исследования по безопасности (300 К) воду, а 3 плавки – в АУП-М со «спокой атомной энергетики. В этих исследованиях уста- ным» сливом с высоты 5 см в горячую (400 К) новлено, в частности, что при всем многообразии воду. Исходные композиции материалов, загру процессов протекания тяжелой аварии с потерей жаемых в ПК, представляли собой один из четы теплоносителя всегда существует вероятность рех вариантов: UO2, UO2+Zr(1%Nb), взаимодействия расплава материалов активной UO2+Zr(1%Nb)+ZrO2, UO2+Zr(1%Nb)+сталь зоны (кориума) с водой. Во внутрикорпусной фа- 12Х18Н10Т. Масса загружаемого материала в зе аварии это произойдет в момент стекания ко- каждом эксперименте составляла около 0.9 кг, риума в нижний объем реакторного сосуда, а во масса и глубина слоя воды в ловушке – примерно внереакторной фазе, т. е. после проплавления 1.5 кг и 25 см соответственно. Давление инертно днища корпуса, – при сливе кориума под давле- го газа внутри ампул объемом 23 литра перед нием в подреакторную шахту или ловушку. сливом было на уровне 1.2 МПа;

температура Предполагается [1], что во время аварии и в ниж- расплава в момент слива достигала 3700 К.

нем объеме реакторного сосуда, и в подреактор- Во всех экспериментах в момент взаимодейст ной шахте будет находиться вода. вия расплава с водой измерялся импульс давления Взаимодействие кориума с водой вызовет ин- в воде и над водой, а после взаимодействия осу тенсивное парообразование и выделение водоро- ществлялся отбор проб газа из ампул для опреде да. При этом возможно возникновение сильной ления прироста содержания водорода и кислоро ударной волны, обусловленной паровым взрывом да. Для оценки степени фрагментации расплава и создающей значительные динамические нагруз- проводилось разделение продуктов плавления на ки на корпус реактора при внутрикорпусной фазе 11 фракций при помощи сит с размерами ячеек xi, аварии или на контейнмент при внекорпусной равными 0.4, 0.5, 0.8, 1.1, 1.5, 2.0, 3.2, 4.2, 5.0 и 7. фазе. мм, измерение масс каждой фракции mi и опреде Особенности процессов взаимодействия ко- ление числа фрагментов zi в ней.

риума натурного состава с водой изучены пока Результаты экспериментов недостаточно полно, хотя хорошо известно [2, 3], Плавление и достаточно полный слив распла что скорость и интенсивность генерации пара и ва из ПК в воду удалось осуществить в 9 из выделения водорода должны зависеть от сово экспериментах, если считать опыт с АУП №8 то купности конкретных исходных условий: давле же не удавшимся (см. табл. 1). Во всех удавшихся ния среды, характера стекания кориума (струями, опытах в момент слива были зафиксированы лавиной), высоты падения, глубины слоя воды, всплески давления, интенсивность и ширина им температуры кориума и воды, соотношения их пульса которых зависели от условий эксперимен масс и др. В связи с этим представляет опреде та. В случае сброса расплава с высоты 1 м в хо лённый интерес выполненное в ИАЭ НЯЦ РК лодную воду (АУП) ширина импульса находилась исследование структуры и состава продуктов в диапазоне 10-30 мс, а амплитуда – в пределах плавления, полученных в ходе реакторных плавок 4.7-5.9 МПа в воде и 4.0-4.5 МПа в парогазовой материалов активной зоны ВВЭР с последующим среде;

случай спокойного слива расплава с высо сливом расплава в воду.

ты 5 см в горячую воду (АУП-М) характеризовал Условия проведения экспериментов ся широким, порядка 100-200 мс, импульсом и Модельные эксперименты по взаимодействию меньшей амплитудой: до 2.8 МПа в воде и до расплав-теплоноситель проводились в ампульных 2.1 МПа в парогазовой среде. Полученное сви устройствах плавления АУП и АУП-М, поме- детельствует о том, что паровой взрыв имел место щаемых в центральный экспериментальный канал только в первом случае, т.е. в условиях экспери импульсного реактора ИГР. Длительность плав- ментов с АУП, а в случае с АУП-М он отсутство ления кориума и прогрева расплава составляла вал.

около 15 с. Слив расплава из плавильной камеры ИССЛЕДОВАНИЕ МАКРО- И МИКРОСТРУКТУРЫ РАСПЛАВА МАТЕРИАЛОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВВЭР ПОСЛЕ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ С ВОДОЙ Таблица 1. Результаты реакторных плавок.

Исходная масса Номер Исходный состав материалов плавле- Собранная в ловушке масса материалов ампулы ния продуктов плавления M, г плавления Mo, г 0* АУП №1 UO2 АУП №2 UO2 884 АУП №3 UO2 884 АУП №4 UO2 + 17% Zr 942 АУП №5 UO2 + 17% Zr 942 АУП №6 UO2 + 13% Zr + 6% Ст. 947 АУП №7 UO2 + 16% Zr 994 198** АУП №8 UO2 + 15% Zr + 7% Ст. АУП №12 UO2 + 16% Zr + 7% Ст. 978 0*** АУП-М №9 UO2 АУП-М №10 UO2 + 17% Zr 908 АУП-М №11 UO2 + 16% Zr + 7% ZrO2 975 * - отсутствие плавления материала;

** - неполное срабатывание затвора ПК;

*** - полный отказ затвора ПК.

Установлено, что при взаимодействии с водой происходила сильная фрагментация расплава. mx/M, % Собранный в ловушке продукт плавления пред- ставлял собой в основном смесь мелких частиц с небольшим количеством относительно крупных фрагментов. Например, половина массы продук 1 2 3 1 – АУП №№ 2 и тов плавления в каждом эксперименте была со- средоточена в фрагментах размером в среднем 2 – АУП № менее 1.5 мм, а массовая доля самых крупных 3 – АУП-М № фрагментов (размером от 7 до 15 мм) составляла менее 10%. Степень фрагментации продуктов плавления 0 2 4 6 x, мм зависела от состава расплава и высоты его слива в Рис. 1. Степень фрагментации расплавов UO2 при воду. Для характеристики степени фрагментации сливе с высоты 1 м (1) и расплавов UO2+Zr при на рис. 1 представлена доля суммарной массы сливе с высоты 1 м (2) и 5 см (3).

всех фрагментов с размером x не более xi. Как видно из полученного, наиболее сильное измель чение происходило при сливе расплавов, не со Эти особенности были использованы для оп держащих цирконий, с высоты 1 м;

при сливе ределения общих (Si) и удельных (Si/mi) поверх цирконий содержащих расплавов большее из ностей фрагментов в каждой фракции расплавов мельчение происходило при большей высоте па из АУП №№ 2-12 и АУП-М № 11. При определе дения. Первое обстоятельство связано, нии Si поверхность фрагмента аппроксимирова по-видимому, с более высокой температурой за лась поверхностью описанного вокруг него эл твердевания расплава UO2 по сравнению с рас липсоида вращения с отношением размеров плавом UO2-Zr, второе – с различием в интенсив 2a/2b=1.5:1 (при выпрямлении развитой поверх ности механического взаимодействия расплава с ности параллелепипеда последняя должна срав водой из-за различия в скорости падения расплава няться с поверхностью эллипсоида). Так как в воду.

фрагменты способны проникать сквозь сито, ори Макроструктура фрагментов ентируясь большим своим размером поперек си Макроструктура фрагментов исследовалась та, то 2b соответствует размеру ячейки сита xi. С при увеличении в 8–200 раз. Выяснено, что мор- учетом этого общая поверхность фрагментов в фология поверхности и геометрические формы xi-ой фракции определялась как фрагментов любого размера во всех расплавах Si1.35zi[(xi-xi-1)/2]2.

достаточно близки. На поверхности фрагментов Оказалось, что поверхность фрагментов самой присутствовали макротрещины, а также поры и мелкой фракции S1 в 2-5 раз превышает суммар пустоты открытого типа, строение поверхности ную поверхность фрагментов всех остальных было сильно развитым, а форма фрагментов в S i, т.е. основная часть по усредненном виде приближалась к параллелепи- фракций расплава педу с отношением меньшего размера к больше- му как 1:1.5. верхности взаимодействия расплава с водой явля ИССЛЕДОВАНИЕ МАКРО- И МИКРОСТРУКТУРЫ РАСПЛАВА МАТЕРИАЛОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВВЭР ПОСЛЕ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ С ВОДОЙ ется поверхностью самых мелких (0.4 мм) фраг- экспериментах с АУП №№ 2 и 3 происходило ментов. В совокупности с максимально высокой насыщение решетки UO2 сверхстехиометриче скоростью теплоотдачи у этих фрагментов, обу- ским кислородом, а в экспериментах с остальны словленной максимально высокой удельной по- ми АУП и АУП-М, где плавились кориумы на верхностью (S1/m1 превышало, например, S2/m2 в турного состава, – растворение в решетке мат 5-7 раз, а S9/m9 в 40-70 раз), это означает, что ричного UO2 значительного количества кислоро именно фрагменты самых мелких размеров опре- да и циркония с ниобием или кислорода, цирко деляли параметры всплесков давления в АУП и ния с ниобием и компонентов стали.

АУП-М. Как видно из рис. 2, мелкие фрагменты, полученные в условиях АУП, обладают значи тельно большей поверхностью, чем мелкие фраг менты, полученные в условиях АУП-М, что и объясняет наличие паровых взрывов в АУП и от сутствие их в АУП-М.

sx/S, % 1 1 – АУП № 2 – АУП-М № 0 1 2 3 4 5 6 7 x, мм (а) Рис. 2. Доля суммарной поверхности всех фраг ментов с x xi у расплавов кориумов натурного состава, слитых с высоты 1 м (1) и 5 см (2).

Микроструктура и состав фрагментов Обнаружено, что материал фрагмента любого размера содержит микро- и макротрещины, а также поры и пустоты газового происхождения;

среднее значение пористости материала составля ло 30-40%. В мелких (0.5 мм) фрагментах часто обнаруживались пустоты в центре, причем фраг мент в этом случае почти всегда имел вид сфери ческой тонкостенной оболочки, как проиллюст рировано на рис. 3. Средний размер зерен в мел ких фрагментах был заметно меньше, чем в круп ных: например, в частицах размером 0.1-0.3 мм он составлял около 7 мкм, а в частицах крупнее 3 мм (б) достигал 35 мкм. Последнее указывает на замет Рис. 3. Мелкие (x0.4 мм) сферические фрагмен но большую скорость охлаждения (а, следова ты с пустотами внутри.

тельно, и скорость генерации пара) у мелких фрагментов по сравнению с крупными.

Микрозондовый анализ переплавленных ко Такие характеристики структуры фрагментов, риумов натурного состава подтвердил наличие в как гидростатическая плотность, макропорис решетке UO2 атомов Zr или Zr и Fe, Cr, Mn. При тость П, а также микротвердость Hv и период ре этом, кроме матричной фазы (U, Zr, …)O2+y, в их шетки ao матричной фазы, как оказалось, слабо структуре были обнаружены вторые фазы не зависели от размера фрагментов во всех экспери скольких типов (на основе Zr, ZrO2, Fe, Fe2O3, ментах. В связи с этим в табл. 2 приведены только стали), а также эвтектика сложного состава. Вто данные для самой мелкой фракции, представ рые фазы располагались в топливной матрице в ляющей наибольший практический интерес, а в виде прослоек в трещинах и границах зерен, мел скобках указаны усредненные для каждого рас ких (100 мкм) обособленных выделений, а также плава данные;

для сравнения приведены также крупных (до 1 мм) областей, содержащих много свойства диоксида урана до плавления. Наиболее фазную структуру с мелкими (200 мкм) участ важными здесь являются результаты измерения ками пластинчатой эвтектики.

Hv и ao матричной фазы. Они показывают, что в ИССЛЕДОВАНИЕ МАКРО- И МИКРОСТРУКТУРЫ РАСПЛАВА МАТЕРИАЛОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВВЭР ПОСЛЕ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ С ВОДОЙ Таблица 2. Свойства переплавленных кориумов.

Номер Исходный состав, г/см3 П, % Hv, ГПа ao, пм O/U ампулы материалов плавления АУП №2 UO2 8.30/(7.96) 25/(29) 7.3/(7.8) 545.9/(546.1) 2.13/(2.12) АУП №3 UO2 8.09/(7.86) 25/(30) 7.5/(8.0) 545.7/(545.9) 2.14/(2.14) АУП №4 UO2 + 17% Zr 8.09/(7.42) 26/(28) 9.8/(10.2) 543.7/(534.7) – АУП №5 UO2 + 17% Zr 8.12/(7.65) 32/(38) 10.9/(10.5) 543.6/(534.5) – АУП №6 UO2 + 13% Zr + 6% Ст. 7.88/(7.47) 31/(36) 10.8/(11.0) 536.2/(535.4) – АУП №7 UO2 + 16% Zr 7.61/(7.41) 35/(29) 9.9/(10.4) 534.5/(534.3) – АУП №12 UO2 + 16% Zr + 7% Ст. 7.40/(7.29) 35/(32) 10.3/(10.5) 536.7/(535.6) – АУП-М №11 UO2 + 16% Zr + 7% ZrO2 7.01/(6.85) 36/(31) 10.8/(10.7) 532.5/(532.4) – UO2 (до плавления) 10.77 2 5.7 547.0 2. пятна размером до 100 мкм, прослойки в трещи Фазовый анализ кориумов натурного состава, выполненный совместно металлографическим, нах, границах и порах.

рентгеновским и термическим способами Результаты фазового анализа указали также на (табл. 3), выявил наличие в материале фрагментов значительно большую скорость охлаждения с xi0.4 мм трех фаз – матричной фазы, фазы на фрагментов при сбросе расплава с высоты 1 м в основе ZrO2 и стабилизированного кислородом холодную воду, чем при спокойном сливе с высо циркония -Zr(O). По металлографическим дан- ты 5 см в горячую воду: у фрагментов из АУП ным, фаза на основе ZrO2, белого, серо-голубого закалилась высокотемпературная кубическая или голубого цвета с микротвердостью 12 ГПа, (ГЦК) модификация фазы ZrO2, в то время как у находилась в виде самостоятельных фрагментов фрагментов из АУП-М фаза ZrO2 имеет низко размером менее 0.3 мм. Фаза -Zr(O) имела Hv в температурную моноклинную (МКЛ) модифика цию. Различие в скоростях охлаждения мелких диапазоне 3.2-4.9 ГПа и обнаруживалась внутри фрагментов из АУП и АУП-М обусловлено, как фрагментов из UO2 и ZrO2 в виде разнообразных уже отмечалось (см. рис. 2) различием в грануло по форме и размеру выделений белого цвета. Это метрических составах этих фрагментов.

могли быть густые россыпи мелких (1-15 мкм) точек, цепочки из сливающихся точек, отдельные Таблица 3. Фазовый состав материала мелких фрагментов Номер Металлографический Рентгеновский Термический ампулы фазовый анализ фазовый анализ фазовый анализ UO2;

ZrO2ГЦК UO2;

ZrO2;

-Zr(O) АУП №№4-12 (U, Zr,…)O2+y (U, Zr)O2+y;

ZrO2МКЛ UO2;

ZrO2МКЛ;

-Zr UO2;

ZrO2;

-Zr(O) АУП-М № Скорость охлаждения фрагментов определяет тах плавления и в газовой среде ампул в случае III длительность процессов диффузионного взаимо- в 2-4 раза выше, чем в случае II).

действия материала остывающих частиц (сначала Что касается случая I, то наименьший прирост жидких, а затем твердых) с кислородом и водоро- O и H обусловлен здесь двумя причинами:

дом, образующимися при разложении молекул во-первых, максимальной скоростью охлаждения пара на поверхности частиц. Следовательно, сте- этих расплавов из-за максимальной степени их пень прироста содержания кислорода и водорода фрагментации (см. рис. 1). Во-вторых, тем, что в продуктах плавления и в газовой среде ампул материалом остывающих частиц был стехиомет тоже должна характеризовать скорость охлажде- рический UO2, тогда как в случаях II и III в состав ния фрагментов. Действительно, из результатов этих частиц в начальный момент взаимодействия химического анализа (см. две нижние строки в с водой входили легкоокисляемый Zr и досте табл. 4) следует тот же вывод, что и из результа- хиометрический твердый раствор замещения (U, тов фазового анализа: цирконийсодержащие рас- Zr, …)O2-y, т.е. твердый раствор, металлоидная плавы при спокойном сливе с меньшей высоты подрешетка которого имела большой дефицит по охлаждаются гораздо медленнее, чем при сбросе с кислороду.

большой высоты (прирост массы O и H в продук ИССЛЕДОВАНИЕ МАКРО- И МИКРОСТРУКТУРЫ РАСПЛАВА МАТЕРИАЛОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВВЭР ПОСЛЕ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ С ВОДОЙ Таблица 4. Прирост содержания O и H в продуктах плавления и в газовой среде ампул в зависимости от условий эксперимента (состава расплава и высоты его слива) Среднее Среднее значение прироста массы O и H, г Обозначение значение массы в продуктах плавления в газовой среде ампул Номер условия слива распла- продуктов плав ампулы O H O2 H ва ления M, г АУП №№2 и 3 I 665 4 0 0.06 0. АУП №№4-12 II 767 17 0.08 0.16 1. АУП-М №11 III 698 37 0.20 0.43 4. Результаты исследования позволяют утвер Заключение Выполнено исследование структуры и состава ждать, что наиболее опасные условия взаимодей продуктов плавления, полученных в серии экспе- ствия расплава кориума с водой, чреватые воз риментов, моделирующих условия тяжелой ава- можностью сильного парового взрыва, – это ла рии на легководном энергетическом реакторе на винообразное обрушение расплава с возможно этапе взаимодействия расплава кориума с водой. большей высоты и с возможно большей скоро Установлено, что при контакте 0.7-0.8 кг разогре- стью в большой объем относительно холодной того до 3700 К расплава топливных и конструк- воды. Такие условия взаимодействия с большей ционных материалов с 1.5 кг холодной или горя- вероятностью могут реализоваться при внекор чей воды происходит сильная фрагментация рас- пусной фазе тяжелой аварии, чем при внутрикор плава, обеспечивающая высокоскоростную и ин- пусной, и последствия этого взаимодействия тенсивную генерацию пара и водорода. Показано, представляют поэтому большую опасность для что степень фрагментации зависит от состава ко- контейнмента, чем для корпуса реактора. При риума и высоты его слива в воду. На основании внутрикорпусной фазе аварии, когда более веро изучения структуры, свойств, фазового и химиче- ятным является медленное оползание расплава ского составов продуктов плавления получено активной зоны с длительным истечением струями объяснение большей скорости и интенсивности в нижний объем реактора с теплой водой, наи генерации пара (взрывного роста давления пара) большую опасность представляет интенсивное при сбросе расплава с высоты 1 м в холодную выделение водорода, чреватое возможностью воду и более интенсивному выделению водорода взрыва «гремучей» смеси.

и окислению кориума при спокойном сливе рас плава с высоты 5 см в теплую воду.

Список литературы 1. M.L.Korradini. Molten Fuel/Coolant Interactions: Recent Analisis of Experiments. Nuclear Science and Engi neering, vol. 86, 1984, p.p. 372-387.

2. Г.В. Маршалл, Д.Ф. Бек, М. Берман. Смешение изотермических и кипящих струй расплавленной зоны с водой: исходные условия для высокоэнергетических процессов взаимодействия топливо-теплоноситель.

«Тр. межд. конф. по безопасности тепловых реакторов, Авиньон, Франция, 2-7 октября 1986 г.», НИ КИЭТ, ч. III, с. 529-547.

3. Дж.Г. Тайрор, А.Р. Тайч. Подход к тяжелым авариям в Великобритании. «Тр. межд. симп. по крупным авариям на АЭС, Сорренто, Италия, 21-25 марта 1988 г.», НИКИЭТ, ч. II, с. 232-247.

«АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС» выпуск 1, январь УДК 621.039.526: 621.039. АНАЛИЗ ВОЗМОЖНОСТЕЙ ПОВЫШЕНИЯ ФУНКЦИОНАЛЬНОЙ РАБОТОСПОСОБНОСТИ ТВЭЛОВ РЕАКТОРА ЯРД Дерявко И.И., Перепёлкин И.Г., Пивоваров О.С., Стороженко А.Н., Тарасов В.И.

Институт атомной энергии Приведены основные результаты испытаний стержневых карбидных твэлов в серии пусков реактора ИВГ. на режиме, моделирующем режим реактора ЯРД (двигательный режим реактора ЯЭДУ). Показана значи тельная деградация исходного состояния твэлов, нарастающая от пуска к пуску и способная привести к вы ходу из строя отдельные технологические каналы. Исходной причиной чрезмерной деградации состояния твэлов, снижающей их функциональную работоспособность, является недостаточная термопрочность твэ лов, эксплуатируемых в температурной области хрупкого состояния спеченного карбидного материала. Рас смотрены возможные способы искусственного упрочнения твэлов низкотемпературных секций, повышаю щие их термопрочность до требуемого уровня.

Стержневые керамические твэлы из (U,Zr)C+C деградации свойств твэлов, испытанных в кана и (U,Zr,Nb)C будут эксплуатироваться в реакторе лах КЭТ, и предлагаются пути стабилизации ЯРД (в реакторе ЯЭДУ на двигательном режиме) функциональной работоспособности твэлов реак в экстремально жестких условиях по температуре, тора ЯРД.

радиационному воздействию, термическим на- Напомним, что испытания работоспособности пряжениям, механическим нагрузкам. С учетом штатных твэлов из (U,Zr)C+C и (U,Zr,Nb)C соот высокой энергонапряженности твэлов, большого ветственно во входных (низкотемпературных) и числа запусков двигателя (11 раз) и продолжи- выходных (высокотемпературных) НС каналов тельного (5 ч) ресурса его эксплуатации [1], КЭТ осуществлялись в серии из 12 последова хрупкости и относительно невысокой прочности тельных пусков реактора ИВГ.1 общей продол и термопрочности спеченных карбидных мате- жительностью около 4000 с. Флюенс тепловых нейтронов Фт.н. в конце серии достиг 31018 см-2, риалов [2] становится очевидной и неизбежной частичная деградация исходного состояния твэ- температура твэлов Тобл находилась в диапазоне лов: образование трещин и поломки отдельных от 600 К в первой НС до 3200 К в шестой, зна твэлов, искривление стержней и их радиационное чение среднего удельного теплового потока с по распухание, эрозия поверхности и др. Возмож- верхности твэлов q s составляло 8.5 МВт/м2.

ность деградации состояния твэлов прогнозиро Испытания прошли 33 канала, в 26 из которых валась еще на этапе проектирования их конструк после разделки было проанализировано состояние ции;

при этом исходили из того необходимого облученных твэлов.

условия, что твэлы, плотно собранные в пучки в Было обнаружено, что во всех нагревных сек нагревных секциях (НС) технологических кана циях происходили разрушения (поломки) отдель лов (ТК), даже при изменении исходного состоя ных твэлов, но максимум повреждаемости Д (от ния в некоторых допустимых пределах, должны носительное количество сломанных твэлов в сек сохранить до конца ресурса двигателя свою ции) приходился на две первые НС. С увеличени функциональную работоспособность, т.е. способ ем количества пусков N повреждаемость нараста ность быстро поднимать и длительно удерживать ла, и после 4-6 пусков Д во входных НС достигала на заданном уровне температуру газообразного 80%. Характер распределения повреждаемости водорода, а также сохранять постоянным проход вдоль длины L активного участка канала к концу ное сечение газового тракта ТК.

испытаний приведен на рис. 1;

пунктирной кри Первые реакторные испытания твэлов в тех вой на нем показана также повреждаемость кар нологических каналах ТК300 реактора ИВГ.1 на бидных вкладышей из ZrC+C и (Zr,Nb)C, а верти режиме, заметно сниженном по сравнению с но кальной чертой между второй и третьей НС обо минальным для реактора ЯРД, показали высокую значено приблизительное значение температур функциональную работоспособность твэлов из ной границы (1850 К) перехода материала твэ (U,Zr)C и (U,Zr,Nb)C. Однако в последующей лов из макрохрупкого состояния в макропластич серии испытаний твэлов в технологических кана ное. Разрушенные твэлы в первых двух НС при лах КЭТ реактора ИВГ.1 на режиме, близком к N6 представляли собой мелкие (длиной 3-15 мм) натурному, были обнаружены факты такого и слегка перемешанные фрагменты;

в остальных ухудшения состояния твэлов, которое следует четырех секциях при любом N твэлы или остава квалифицировать как снижение их функциональ лись целыми, или разрушались только на крупные ной работоспособности. В связи с этим в настоя (длиной более 30 мм) фрагменты.

щей работе рассматриваются основные причины АНАЛИЗ ВОЗМОЖНОСТЕЙ ПОВЫШЕНИЯ ФУНКЦИОНАЛЬНОЙ РАБОТОСПОСОБНОСТИ ТВЭЛОВ РЕАКТОРА ЯРД Кроме разрушений, в НС обнаруживались за- или три фрагмента, с отсутствием взаимных сме крутки пучков твэлов вдоль продольной оси. Эф- щений этих фрагментов, а также с образованием в фект закрутки был более заметен в высокотемпе- пластически сдеформированном закруткой пучке ратурных НС и усиливался с увеличением N: к твэлов сквозных осевых отверстий для протока концу испытаний угол закрутки достигал 20° водорода.

во входных и более 40° в выходных секциях (в в отдельных каналах угол в пятой или шестой НС,% в достигал 100°). При этом закрутка пучков в высо котемпературных НС сопровождалась искривле б нием твэлов.

Высокая повреждаемость твэлов Д в низко температурных НС (см. рис. 1) была обусловлена а появлением в твэлах поверхностных трещин, вы званных растягивающими термическими напря- - жениями, и доламыванием ослабленных трещи нами стержней изгибными, бандажными и вибра- - 0 0,1 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,7 L, м ционными нагрузками. Карбидные безурановые вкладыши в этих НС сохранились целыми именно Рис. 2. Изменение исходной прочности твэлов потому, что в них из-за очень низкого внутренне после испытаний в каналах КЭТ и ТК300 реакто го энерговыделения не возникали термические ра ИВГ.1 до флюенса тепловых нейтронов соот напряжения, а следовательно, и трещины. На ветственно 31018 см-2 (а) и 0.51018 см-2 (б) при присутствие трещин в твэлах и фрагментах твэлов среднем теплосъеме с поверхности 8.5 МВт/м2 в низкотемпературных НС указывало снижение их первом случае и 3.5 МВт/м2 во втором.

прочности на 40% по сравнению с исходной (рис. 2, кр. а): при отсутствии трещин твэлы после облучения до флюенса 31018 см-2 упрочнились,% бы, как минимум, на 100%, как это следует из КЭТ- результатов испытаний твэлов в каналах ТК300 КЭТ- (рис. 2, кр. б), облученных в пусках ЭП, ИП-1, КЭТ- ИП-2 реактора ИВГ.1 до флюенса 0.51018см-2 КЭТ- при невысоком теплосъеме с поверхности qs (не приводящем к возникновению поверхностных трещин). Д, % 0 2 4 6 8 10 N Рис. 3. Характер повышения коэффициента газо динамического сопротивления тракта охлажде ния ТВС (на участке первых трех нагревных сек а б ций) у отдельных каналов КЭТ после четырех и более пусков реактора ИВГ.1 (представлены ре зультаты для четырех каналов КЭТ с максималь ным повышением коэффициента ).

Повышение коэффициента ухудшало усло 0 0,1 0,2 0,3 0,4 0,5 L, м вия теплообмена в каналах, вызывало перегрев Рис. 1. Относительное количество сломанных твэлов, элементов теплоизоляции и первой стенки твэлов (а) и вкладышей (б) в нагревных секциях корпуса канала;

в конечном итоге это приводило каналов КЭТ после 12 пусков реактора ИВГ.1.

при N8 к прогару теплоизоляционного пакета и проплавлению отверстий в первой стенке корпуса Характер поломок твэлов во входных НС отдельных каналов в районе выходной НС. Этот (почти 100-процентная повреждаемость, измель результат испытаний применительно к условиям чение и частичное перемешивание фрагментов) эксплуатации реактора ЯРД указывал на потенци вызывал заметное сужение проходного сечения альную возможность выхода из строя части кана газового тракта в каналах уже после 5-7 пусков.

лов, снижения мощности и ресурса двигателя.

Коэффициент газодинамического сопротивления тракта охлаждения ТВС, измеренный на участ- Очевидно, что исходной причиной возникно вения такой ситуации является недостаточная ке первых трех НС, повышался у отдельных кана термопрочность керамических твэлов при темпе лов КЭТ в несколько раз (рис. 3). Следует отме ратуре макрохрупкого состояния спеченного кар тить, что возрастание в остальных НС практи бидного материала. Действительно, уровень тер чески не обнаруживалось. Последнее было связа мопрочности R штатных карбидографитовых твэ но с разрушением твэлов этих НС только на два АНАЛИЗ ВОЗМОЖНОСТЕЙ ПОВЫШЕНИЯ ФУНКЦИОНАЛЬНОЙ РАБОТОСПОСОБНОСТИ ТВЭЛОВ РЕАКТОРА ЯРД лов таков, что трещины в них возникают уже при ост, z теплосъеме с поверхности qs выше 5 МВт/м2 (см. МПа заштрихованную область на рис. 4). Именно по- - этому все твэлы низкотемпературных секций по сле испытаний в каналах КЭТ оказались разру - шенными, а в каналах ТК300 целыми.

qs, - МВт м 10 2200 2400 2600 2800 Тзак, К а Рис. 5. Зависимость остаточных напряжений на поверхности имитаторов твэлов из ZrC от темпе б ост z ратуры закалки (измерение на поверхности лопасти имитатора в осевом направлении выпол нялось рентгеновским фотометодом [4] в специ 2 ально переоборудованной камере КРОС).

0 0,1 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,7 L, м Рис. 4. Сравнение уровней удельного теплового 2. Термическое залечивание поверхностных потока с поверхности твэла qs при реакторных трещин. Степень возможного упрочнения твэлов испытаниях твэлов в каналах КЭТ (а) в пусках этим способом оценивалась также на имитаторах КП-2,…, ПИ-1-3 и в каналах ТК300 (б) в пуске из ZrC. Поверхностные трещины в стержнях соз ИП-2. давались путем их резкого охлаждения в воде после разогрева до 600 К. После полного зале Следовательно, для сохранения функциональ- чивания трещин путем длительного отжига в ге ной работоспособности твэлов, эксплуатируемых лии при температуре 2800 К было обнаружено в температурной области хрупкого состояния также 60-процентное упрочнение стержней (свя карбида, т.е. для устранения поломок твэлов в занное с уменьшением числа наиболее опасных первых двух НС и предотвращения процессов поверхностных дефектов, поглощенных трещи измельчения и перемешивания фрагментов, необ нами).

ходимо, как видно из рис. 4, повысить исходную термопрочность штатных твэлов из (U,Zr)C+C 3. Залечивание трещин с последующей за примерно вдвое. Поскольку уровень термопроч- калкой. Представляется достаточно очевидным, ности спеченного карбидного материала можно что комбинация двух первых способов – сначала поднять за счет повышения его предела прочно- термическое залечивание трещин, а затем высо сти в (т.к. R пропорциональна в [2, 3]), ниже котемпературная закалка с принудительным ох лаждением –обеспечит заметный суммарный рассматриваются возможные способы искусст прирост прочности твэлов, т.е. более чем дву венного упрочнения твэлов термической (экспе кратное их упрочнение.

рименты по высокотемпературной термической обработке карбидных образцов выполнялись в 4. Радиационное залечивание дефектов и Подольском ГосНИИ «Луч» под научным руко трещин. Из ресурсных испытаний твэлов в ампу водством Ланина А.Г. и при участии одного из лах низкопоточного реактора РА в температур авторов этой работы.) и радиационной обработ ном диапазоне 800-1800 К известно (см. кр.1 на кой.

рис. 6) об упрочнении твэлов на величину до 40% за счет радиационно-стимулируемых про 1. Закалка. Возможности этого способа оце нивались в экспериментах по высокотемператур- цессов частичного залечивания исходных техно ной закалке имитаторов твэлов из ZrC. При за- логических дефектов в структуре карбидного ма калке путем естественного охлаждения стержней, териала [5]. Минимальный флюенс тепловых ней предварительно разогретых до различных темпе- тронов для возникновения эффекта 40 процентного упрочнения составляет 31016 см-2.

ратур Тзак, упрочнение оказалось незначительным (25-35%). Невысокий уровень сжимающих оста- Существенно большее, примерно двукратное, точных напряжений на поверхности стержней упрочнение достигалось в том случае (см. кр.2 на (рис. 5) был обусловлен относительно низкой ин- рис. 6), когда твэлы перед облучением намеренно тенсивностью их охлаждения. При закалке с при- повреждались поверхностными термическими нудительным охлаждением (путем обдува стерж- трещинами. Упрочнение здесь было обусловлено ней, предварительно разогретых до 2700 К, хо- суммарным процессом полного залечивания тре лодным водородом) удалось создать сжимающие щин и частичного залечивания исходных техно напряжения порядка 200 МПа и тем самым повы- логических дефектов. Минимальный флюенс теп сить исходную прочность стержней в на 60%, ловых нейтронов, при котором достигается эф фект упрочнения твэлов на примерно 100% со т.е. более чем в полтора раза.

ставлял около 21017 см-2.

АНАЛИЗ ВОЗМОЖНОСТЕЙ ПОВЫШЕНИЯ ФУНКЦИОНАЛЬНОЙ РАБОТОСПОСОБНОСТИ ТВЭЛОВ РЕАКТОРА ЯРД трещин, а затем дополнительно упрочняются не в,% посредственно в каналах реактора ЯРД. В обоих в вариантах этого комбинированного способа будет достигнут одинаковый и максимальный (на 160%, т.е. примерно в два с половиной раза) прирост прочности твэлов. Упрочнение твэлов на такую величину является в принципе решением задачи двукратного повышения термопрочности твэлов низкотемпературных НС, а с ней и задачи сохранения функциональной работоспособности твэлов реактора ЯРД.

- 15 16 17 18 19 Фт.н., см Рис. 6. Изменение прочности неповрежденных (1) Заключение и намеренно поврежденных поверхностными Как следует из всего сказанного выше, твэлы трещинами (2) твэлов из (U,Zr)C+C и (U,Zr,Nb)C низкотемпературных НС при эксплуатации в ре в зависимости от флюенса тепловых нейтронов акторе ЯРД будут или самоупрочняться, если при (кривые 1 и 2 построены по данным, полученным первом выходе реактора на режим в них не воз при исследовании твэлов соответственно из 15 и 6 никнут трещины от термических напряжений, или ресурсных ампул реактора РА). разрушаться на фрагменты (если трещины воз никнут) с дальнейшими негативными последст 5. Упрочнение радиационными напряже- виями для надежности ЯРД. Поэтому смысл ниями. Облучение твэлов низкотемпературных предварительного искуственного упрочнения НС в проточных технологических каналах, т.е. в карбидографитовых твэлов термической или ра условиях, когда в твэле существует значитель- диационной обработкой – гарантировать отсутст ный, до 300 градусов, перепад температуры по вие возникновения трещин в твэлах в первом пус поперечному сечению, приводит к возникнове- ке реактора ЯРД. Предполагается, что в после нию в них остаточных радиационных напряжений дующих пусках трещины не появятся из-за упо величиной около 200 МПа и с областью сжатия на мянутого самоупрочнения в первом пуске (если в поверхности [6];

напряжения образуются из-за этом первом пуске будет достигнут флюенс теп ловых нейтронов не менее 21017 см-2).

неоднородного распухания топливного карбидно го материала по сечению твэла. Образование ра- Очевидно, что для обеспечения такой гаран диационных напряжений совместно с частичным тии следует из всех рассмотренных выбрать спо залечиванием технологических дефектов способ- соб с максимальным эффектом упрочнения, т.е.

но обеспечить примерно двукратное упрочнение последний (шестой) способ. Поскольку оба вари твэлов (см., напр., кр.б на рис. 2). Установлено, анта этого комбинированного способа дают оди что упрочнение твэлов на 100% в условиях ис- наковое упрочнение, следует из них выбрать бо пытаний в проточных каналах достигается при лее технологичный и дешевый. Таким на данный облучении до флюенса тепловых нейтронов момент представляется вариант с термическим 21017 см-2. Способ может быть реализован в на- залечиванием намеренно созданных поверхност ных трещин и последующим радиационным уп земном пуске реактора ЯРД на сниженном режи рочнением твэлов непосредственно в реакторе ме мощности (при q s порядка 4 МВт/м2).

ЯРД в ходе специального наземного пуска на по 6. Залечивание с последующим упрочнени- ниженной мощности.

ем радиационными напряжениями.

В этом комбинированном способе твэлы сначала упрочняются на 60% термическим или на 100% радиационным залечиванием поверхностных АНАЛИЗ ВОЗМОЖНОСТЕЙ ПОВЫШЕНИЯ ФУНКЦИОНАЛЬНОЙ РАБОТОСПОСОБНОСТИ ТВЭЛОВ РЕАКТОРА ЯРД Список литературы 1. Горин А.И., Конюхов Г.В., Коротеев А.С. и др. Концепция ЯРД 1992 года. Тезисы докладов на III от расл. конф. «Ядерная энергетика в космосе. Ядерные ракетные двигатели.», Семипалатинск-21, 1992, с. 91-93.

2. Андриевский Р.А., Ланин А.Г., Рымашевский Г.А. Прочность тугоплавких соединений. М., Металлур гия, 1973, 112 с.

3. Ланин А.Г., Федоров В.Б., Егоров В.С. Экспериментальные методы определения термопрочности туго плавких материалов. ТВТ, 1966, т.6, №6, с.865-871.


4. Дерявко И.И., Ланин А.Г. Авт. свид. СССР №737818, БИ №20, 1980.

5. Дерявко И.И., Перепёлкин И.Г. Упрочнение топливных карбидных материалов под облучением. Тезисы докладов на межд. конф. «Ядерная и радиационная физика», Алматы, 1997.

6. Дерявко И.И., Тарасов И.И. Исследование изменений прочности твэлов после реакторных испытаний применительно к работе ЯЭДУ на двигательном и энергетическом режимах. Сб. докладов на III отрасл.

конф. «Ядерная энергетика в космосе. Ядерные ракетные двигатели», ч.3, Подольск, 1993, с.791-799.

«АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС» выпуск 1, январь УДК 621.039.526: 621.039. ИССЛЕДОВАНИЕ РАДИАЦИОННОЙ СТОЙКОСТИ СТЕРЖНЕВЫХ БЕЗОБОЛОЧКОВЫХ КАРБИДНЫХ ТВЭЛОВ В РЕАКТОРЕ РА Дерявко И.И., Перепёлкин И.Г., Пивоваров О.С., Стороженко А.Н., Черепнин Ю.С.

Институт атомной энергии Исследована радиационная стойкость твэлов из (U,Zr)C+C и (U,Zr,Nb)C при облучении в низкопоточном ампульном реакторе РА в условиях, моделирующих условия эксплуатации таких твэлов на энергетическом режиме малой мощности (РММ) реактора двухрежимной ядерной энергодвигательной установки (ЯЭДУ);

установлена высокая степень сохранения функциональной работоспособности у карбидных твэлов в указан ных условиях реакторных испытаний общей длительностью более 4500 часов.

Ресурсные испытания стержневых безоболоч- подвергалась послереакторным исследованиям:

ковых твэлов из спеченных карбидов и карбидо- определялось относительное количество сломан графитов урана, циркония и ниобия проводились ных твэлов Д в каждой НС, наличие пластических в беспроточных гелиевых ампулах реактора РА, в деформаций (искривлений) твэлов, увеличение котором эти твэлы являлись одновременно и объ- диаметров D и длин L стержней, а также измене ектом испытаний, и топливом активной зоны. ние их предела прочности при кручении. Кроме Твэлы, изготовленные в форме продольно закру- того, в целях установления причин предполагае ченных пластин длиной 100 мм с шириной лопа- мого снижения показателя работоспособности сти 1.24 мм и диаметром описанной окружности твэлов под влиянием длительного реакторного 2.2 мм, содержавшие от 9 до 18% (мас.) урана воздействия, проводилось определение таких па раметров облученных твэлов, как относительное 90-процентного обогащения по U-235, испытыва изменение массы М, электросопротивления R, лись в плотно собранных пучках в нагревных периода решетки ao, микроструктуры, микротвер секциях (НС) ресурсных ампул;

каждая ресурсная дости HV и модуля упругости Е. При разделке ампула содержала по семь секций со 151 твэлом в ампул оценивался также угол закрутки пучка твэ каждой НС. Режим испытаний (мощность реакто лов в каждой разбираемой нагревной секции.

ра 300 кВт, интенсивность облучения твэлов По ходу испытаний из реактора были выгру 1.51012 тепл.нейтр./(см2с), температура облу жены 15 ресурсных ампул с наработками в диапа чения – в области 1200 К, теплоноситель – гелий зоне от 1 до 4525 ч. Послереакторные исследова высокой чистоты под давлением 0.45 МПа) с ния прошли все предварительно аттестованные хорошим приближением моделировал энергети твэлы из этих ампул. Совместный анализ резуль ческий режим малой мощности реактора двухре татов исследований убедительно свидетельство жимной ЯЭДУ. Запланированная длительность вал о высокой радиационной стойкости карбид испытаний должна была составить около 8800 ч, ных твэлов в указанных условиях испытаний дли поскольку ресурс двухрежимной ЯЭДУ на энер тельностью до 4525 ч.

гетическом режиме по концепции 1992 года [1] Действительно, практически все облученные равен одному году.

твэлы оказались целыми, несмотря на значитель По ряду причин к настоящему времени мак ные закрутки пучков твэлов в НС (рис. 1). Все симальные наработки твэлов в ампулах реактора твэлы сохранили исходную форму (незначитель РА достигли только 4700 ч, т.е. чуть больше по ные искривления отдельных твэлов были обнару ловины ресурса. Тем не менее представляет несо жены только в центральной нагревной секции мненный интерес как рассмотрение полученных ампулы с максимальной наработкой). Увеличение результатов исследования радиационной стойко размеров твэлов (длин и диаметров) было незна сти твэлов при длительности испытаний до чительным: например, после испытаний в течение 4700 ч, так и прогнозирование характеристик 4525 ч оно не превышало 0.5%. Прочность у об радиационной стойкости твэлов при длительно лученных твэлов не только не снижалась, а на сти испытаний до 8800 ч.

оборот, несколько повышалась: твэлы с наработ Следует отметить, что радиационная стой ками в диапазоне 1-4525 ч приобрели радиацион кость твэлов в этих испытаниях оценивалась по ный прирост прочности на 20-40% (см. кр. А на такому интегральному показателю их функцио рис. 2).

нальной работоспособности в радиационных и Относительно эффекта радиационного упроч температурных полях, как степень сохранения нения следует отметить два момента. Во-первых, целостности, геометрической формы, первона уровень упрочнения совершенно не зависел от чальных размеров и исходной прочности. Для температуры облучения (по крайней мере в иссле этого на отдельных этапах испытаний часть ис дованном диапазоне, составлявшем 800-1800 К), а следуемых твэлов выгружалась из реактора и ИССЛЕДОВАНИЕ РАДИАЦИОННОЙ СТОЙКОСТИ СТЕРЖНЕВЫХ БЕЗОБОЛОЧКОВЫХ КАРБИДНЫХ ТВЭЛОВ В РЕАКТОРЕ РА обнаруживал зависимость только от длительности деградации структуры образца, а представляют облучения, а конкретнее, от глубины выгорания естественный и достаточно типичный результат накопления в облучаемом материале радиацион урана NД;

эффект упрочнения не исчезал даже ных дефектов определенного класса - точечных после 1.5-часового отжига при температуре, зна дефектов, их малых скоплений и дислокационных чительно превышающей Тобл. Во-вторых, причи петель малого диаметра [2]. Например, снижение ны такого упрочнения твэлов обусловлены вре прироста периода решетки (см. рис.3) обусловле менным превалированием процессов радиацион но, в частности, превышением концентрации ва ного залечивания исходных (технологических) кансий над концентрацией межузельных атомов.

дефектов структуры в топливном карбидном ма териале над процессами дефектообразования под влиянием облучения. На это указывали экспери в менты по радиационному залечиванию искусст-,% в венно созданных в твэлах термических трещин (см. кр. Б на рис. 2): после полного радиационно- 100 го залечивания трещин, поглотивших часть наи более опасных поверхностных дефектов, проч- ность твэлов возрастала вдвое по отношению к Б исходной прочности твэлов (и более чем втрое по отношению к прочности поврежденных твэлов). А max, Д, % 3 град. 11 30 30 1 20 10 10 - Д 0 0 - 0 5 10 15 20 25 30 35 40 45 N – количество пусков реактора РА - Рис. 1. Увеличение максимального угла закрутки 15 16 17 18 19 lg(NД, дел./см3) твэлов max в НС и количества сломанных твэлов Д в НС с увеличением количества пусков реактора N Рис. 2. Изменение прочности твэлов в/в в зави (количества теплосмен в нагревных секциях). симости от глубины выгорания урана NД у твэлов без трещин (А) и с трещинами (Б) после облучения с различной длительностью: 1-1ч;

2-5 ч;

3-10 ч;

4-18 ч;

Высокая радиационная стойкость твэлов была 5-29 ч;

6-74 ч;

7-69 ч;

8-107 ч;

9-290 ч;

10-598 ч;

11 подтверждена (см. рис.3) почти полным отсутст- 608 ч;

12-645 ч;

13-1119 ч;

14-3153 ч;

15-4525 ч.

вием изменения их массы, невысоким распухани ем, незначительными изменениями периода ре- 1. шетки, электросопротивления и модуля упруго- R/R, % V/V, % 1.4 сти (на рис.3 для удобства изображения вместо f/f, % V Тобл=1200 К L/L, % изменения модуля упругости Е/Е представлено 1.2 D/D, % R изменение упругого прогиба стержней f, посколь- 1.0 ao/ao, % куf/f = -Е/Е). На высокую радиационную стой M/M,% 0.8 кость указывали также и такие факты, как слабое ao изменение исходного цвета поверхности твэлов, L, D 0.6 небольшое - порядка 15-20% - возрастание мик- 0.4 ротвердости (у твэлов с наработкой 4525 ч) и f 0.2 весьма слабое изменение микроструктуры, кото рое выражалось в основном в незначительном 0.0 M увеличении пористости материала у твэлов, облу lg(NД, дел./см3) 15 16 17 18 ченных в течение 3153 и 4525 ч (рис. 4).

4525 8800, ч У твэлов с наработками 1117, 3153 и 4525 ч 10 29 74 290 наблюдалось изменение форм дифракционных Рис. 3. Относительное изменение параметров твэ линий: ослабление и смещение брегговских отра- лов при температуре облучения 1200 К в зависи жений и появление диффузных максимумов. Та- мости от глубины выгорания урана NД (длитель кие изменения не являются признаком сильной ности облучения ).

ИССЛЕДОВАНИЕ РАДИАЦИОННОЙ СТОЙКОСТИ СТЕРЖНЕВЫХ БЕЗОБОЛОЧКОВЫХ КАРБИДНЫХ ТВЭЛОВ В РЕАКТОРЕ РА полученного, у твэлов с повышенным содержани ем урана после 3153-часового испытания при вы горании урана 3.61019 дел./см3 (что должно соот ветствовать выгоранию урана в штатных твэлах после 8800-часового испытания) еще сохраняется упрочнение на уровне 6%.

в, % в 30 а - пористость 31% 20 0 - lg(NД, дел./см3) 19 Рис.5. Относительное изменение прочности штатных твэлов (!) и твэлов с содержанием ура на 30% (!) и 42% (") после 3153-часового испы тания в ампуле № 14.

б - пористость 36% Рис. 4. Микроструктура (150) карбидографито Кроме того, вид кривой V/V на рис. 3 позво вого твэла до (а) и после (б) 4525-часового облу чения при 1300 К в ампуле № 15. ляет предположить, что распухание твэлов при наработке 8800 ч сохранится на уровне 1.5%.

Следовательно, не будет заметного прироста в Как видно из рис. 3, кривые, характеризующие пучках твэлов бандажных и изгибных напряже изменения отдельных параметров твэлов от дозы ний, и все твэлы поэтому должны остаться целы облучения, выходят или уже вышли на насыще- ми.


ние. Это дает основание утверждать, что в случае Таким образом, приходим к заключению, что дальнейшего увеличения длительности облучения все представленные результаты исследований в принципе не может произойти резкое увеличе- свидетельствуют только о высокой радиационной ние этих параметров. Следовательно не может стойкости карбидных и карбидографитовых твэ произойти и резкое снижение прочности твэлов, лов в условиях 4525-часовых испытаний в реак т.е. кривая А на рис.2 приблизится к пунктиру, торе РА на режиме РММ двухрежимной ЯЭДУ.

обозначающему длительность облучения 8800 ч, Полученные данные, кроме того, позволяют вы оставаясь еще в области упрочнения. Косвенным сказать оптимистический прогноз относительно подтверждением этого могут служить результаты полного сохранения функциональной работоспо исследования изменений прочности твэлов, испы- собности у твэлов при полноресурсной (8800 ч) танных в ампуле № 14 (см. рис.5). В этой ампуле, эксплуатации их в реакторе ЯЭДУ на энергетиче кроме штатных твэлов с содержанием урана от 9 ском режиме малой мощности.

до 18% (мас.), испытывались также твэлы с со держанием урана 30 и 42% (мас.). Как следует из Литература 1. Горин А.И., Конюхов Г.В., Коротеев А.Г. и др. Концепция ЯРД 1992 года. - Тезисы докладов конф.

«Ядерная энергетика в космосе. Ядерные ракетные двигатели», Семипалатинск-21, 1992, с.91-93.

2. Косенков В.М. Рентгенография в реакторном материаловедении. - М., Энергоатомиздат, 1985.

«АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС» выпуск 1, январь УДК 621.039.526: 621.039. РАЗРАБОТКА ТЕХНОЛОГИИ ОБРАЩЕНИЯ С АМПУЛЬНЫМИ ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ Уренский Н.А., Болтовский С.А., Ганжа В.В., Шуклин Г.С.

Институт атомной энергии щего излучения Республики Казахстан" разрабо Введение До недавнего времени в Республике Казах- тан государственным проектным институтом стан, как и во всех странах СНГ, остро стояла КАЗГИПРОГРАД при непосредственном участии проблема захоронения радиоактивных отходов специалистов ИАЭ.

(РАО). В число таких отходов входит, прежде 26 января 1995г. Государственной приемочной всего, отработанные ампульные источники иони- комиссией, назначенной распоряжением Пре зирующего излучения (АИИИ). мьер-министром РК, принята в эксплуатацию В настоящее время на предприятиях и в учре- первая очередь хранилище отработанных АИИИ.

ждениях находится в работе более 80000 АИИИ, Состав и технические характеристики пер около 20000 из которых необходимо захоронить.

вой очереди хранилища АИИИ Это составляет примерно 80% из всех высокоак Первая очередь хранилища отработанных тивных отходов, имеющихся в Республике. Сум АИИИ стендового комплекса "Байкал-1" включа марная активность источников подлежащих захо ет в себя следующие сооружения и оборудование ронению в ближайшее время составляет около – 2 спецавтомобиля, временное хранилище, спе 30000 Ки.

циальную мойку, радиационно-защитную камеру Особенно актуальна проблема захоронения (РЗК), промежуточное хранилище, подъемный АИИИ для онкологических учреждений, про кран с набором специальных захватов и траверс, мышленных предприятий и геологических пар защитный контейнер, чехлы, кассетницы, посто тий, где организовать их хранение в соответствии янное хранилище.

с требованиями нормативных документов очень сложно или невозможно. Транспортные перевозки Учитывая сложившуюся ситуацию, Кабинет Доставка отработанных АИИИ на комплекс Министров РК принял Постановление о создании "Байкал-1" осуществляется в транспортных кон на стендовом комплексе "Байкал-1" первой оче- тейнерах, на специально оборудованных автомо реди хранилища отработанных АИИИ (Постанов- билях (Рис.1). Транспортные контейнеры поме ление № 1103 от 31.12.92г.). щаются на стеллажи закрытого фургона. При пе В сентябре 1994г. под председательством Ми- ревозке исключается возможность доступа к нистра науки и новых технологий В.С.Школьника транспортным контейнерам. Автомобили обору состоялось совещание представителей заинтере- дованы таким образом, что ни водитель, ни со сованных ведомств, на котором были определены провождающий не подвергаются действию ра окончательные сроки сдачи в эксплуатацию пер- диоактивного излучения. Во время перевозки, как вой очереди хранилища отработанных АИИИ. и на всех остальных этапах технологического Проект "Подготовка стендового комплекса процесса, ведется дозиметрический контроль.

"Байкал-1" для приема на временное хранение ампульных (закрытых) источников ионизирую Рис. 1.

РАЗРАБОТКА ТЕХНОЛОГИИ ОБРАЩЕНИЯ С АМПУЛЬНЫМИ ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ Выполнены специальные требования, необхо димые для перевозки радиоактивных веществ по автомобильным дорогам. Спецавтомобили обору дованы специальными знаками.

В случае необходимости производится сопро вождение спецавтомобиля службами УВД.

По прибытии на комплекс "Байкал-1" транс портные контейнеры разгружаются в помещении временного хранилища.

Временное хранилище Временное хранилище представляет собой железобетонное заглубленное сооружение (Рис. 2).

Рис. 3.

Рис. 2.

Съемный люк, расположенный на крыше вре менного хранилища, позволяет использовать ав- Рис. 4.

томобильный кран, что не только облегчает рабо ты по перегрузке, но и устраняет прямой контакт Работа в радиационно-защитной камере про персонала с контейнерами.

изводится без прямого контакта с источниками Транспортные контейнеры (Рис. 3), вплоть до (Рис. 5). Перегрузка производится при помощи проведения следующей технологической опера манипуляторов с визуальным контролем через ции, находятся во временном хранилище.

защитное свинцовое стекло. При работе исполь Помещение оборудовано датчиками дистан зуются специальные оптические устройства, по ционного дозиметрического контроля, укомплек зволяющие вести визуальный контроль за всеми товано средствами пожаротушения и необходи этапами операции. Защита камеры позволяет на мыми приспособлениями для работ по перегрузке рабочем месте оператора снижать радиоактивное контейнеров.

излучение до уровней, разрешенных нормами Мощные металлические ворота лишают воз радиационной безопасности.

можности случайного доступа в помещение. На В радиационно-защитной камере источники лицевой стороне ворот изображены специальные идентифицируются и перегружаются в специаль знаки, предупреждающие о радиационной опас ный чехол, в котором впоследствии и захорани ности. Уровни радиоактивного излучения на по ваются. Чехол, при его заполнении, может много верхности – в пределах норм.

кратно перемещаться из РЗК в промежуточное Технологические операции хранилище и обратно.

Транспортные контейнеры, содержащие отра- Транспортирование чехлов в промежуточное ботанные ампульные источники излучения, спец- хранилище проводится в специальном защитном автомобилем перевозятся к зоне их перегрузки. контейнере (вес - 60 тонн) с дистанционно При помощи мощного крана (грузоподъем- управляемым захватом.

ность - 125 тонн) (Рис. 4) транспортные контей- Чехол располагается в специальной ячейке с неры помещаются в радиационно-защитную ка- защитной крышкой. Все хранилище имеет мощ меру. ную защитную плиту, которая вместе с пробками позволяет снижать уровни радиации до нормы.

РАЗРАБОТКА ТЕХНОЛОГИИ ОБРАЩЕНИЯ С АМПУЛЬНЫМИ ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ Расположение хранилища не допускает нахо ждения на его территории персонала, не прини мающего участия в технологическом процессе.

Рис. 5.

Выброс радиоактивных веществ и доступ к чехлам посторонних лиц исключены. Крышка может быть снята только специальными захвата Рис. 6.

ми при помощи козлового крана.

Промежуточное хранилище находится в необ служиваемой зоне, что также снижает вероят- Все работы, как и на других этапах, проводят ность радиационного облучения персонала ком- ся дистанционно. Исключено также нахождение плекса "Байкал-1". на территории случайных лиц. Регулярно прово После заполнения чехол внутри РЗК закрыва- дится дозиметрический контроль ячеек хранили ется крышкой-пробкой и заваривается аргонно- ща. В случае радиационного загрязнения имеются дуговой сваркой на уникальной установке, позво- специальные средства для дезактивации террито ляющей производить работы дистанционно. Че- рии и оборудования.

хол и крышка изготовлены из нержавеющей ста- Конструкция и расположение ячеек хранили ли. ща гарантирует сохранность чехлов с ампульны Сварка производится без прямого контакта с ми ИИИ и исключает случайный доступ.

чехлом, что также создает нормальные радиаци онные условия. После заварки крышки произво дится заполнение чехла инертным газом (арго ном) и проверка его герметичности. Крышка пробка после проведения сварочных работ на дежно закрывает полость чехла и герметизирует его. Дальнейший выход радиоактивных веществ за пределы чехла исключен.

Заполненный и закрытый чехол дистанционно перегружается в кассетницу (Рис. 6), находящую ся в месте постоянного хранения. Каждая кассет ница изготовлена из нержавеющей стали и рас считана на длительное хранение восьми чехлов.

Постоянное хранилище Рис. 7.

Постоянное хранилище представляет собой Радиационная защита и экология мощное сооружение из специального бетона, по На всех этапах транспортировки, перегрузки и лезный объем хранилища - 2600 кубических мет хранения ампульных ИИИ отработаны мероприя ров. Каждая ячейка хранилища (глубиной до тия по обеспечению радиационной безопасности.

метров) имеет индивидуальную крышку (Рис. 7).

Сотрудниками службы дозиметрии ведется кон Вес каждой крышки -41 тонна. Открыть и закрыть троль не только на каждом этапе технологическо ячейку можно только при помощи козлового кра го процесса, но и осуществляется постоянный на с использованием специального захвата.

контроль территории и помещений стендового Использование специального бетона с напол комплекса "Байкал-1".

нителем позволило создать надежную защиту от На всех этапах работы приняты меры по недо радиоактивного излучения, при хранении ам пущению выхода загрязнения на территорию пульных ИИИ, до необходимых уровней.

комплекса и попаданию радиоактивных веществ в Конструктивно ячейки выполнены так, что ис грунт.

ключается возможность проникновения радиоак Сотрудники комплекса обеспечены специаль тивных веществ в грунт, а также невозможно по ной одеждой, индивидуальными дозиметриче падание грунтовых и ливневых вод в хранилище.

скими приборами контроля, специальными мес тами индивидуальной санитарной обработки. Ра РАЗРАБОТКА ТЕХНОЛОГИИ ОБРАЩЕНИЯ С АМПУЛЬНЫМИ ИСТОЧНИКАМИ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ ботники комплекса регулярно проходят медицин- Заключение ское освидетельствованное. Все места работы, Хранилище отработанных АИИИ на стендо временного, промежуточного и постоянного хра- вом комплексе "Байкал-1" существует более трех нения ампульных ИИИ имеют санитарные пас- лет. За это время принято на хранение более порта и оборудованы так, чтобы не допустить отработанных АИИИ, из них 10 онкологических распространения радиоактивного загрязнения, а активностью более 2000 Ки каждый также снизить уровни радиации при проведении Эксплуатация хранилища позволила решить работ до разрешенных нормами радиационной проблему захоронения отработанных АИИИ про безопасности. мышленных предприятий, учреждений, геологи Хранилища достаточно удалены от основных ческих партий, возобновить оперативное лечение рабочих мест, зон проживания персонала ком- больных в онкологических диспансерах плекса и обеспечены системой охранной сигнали- г.г. Семипалатинска, Павлодара, Петропавловска, зации. Кустаная, Караганды.

Конструкция хранилища стендового комплек са "Байкал-1", оборудование, квалифицированный персонал, система дозиметрического контроля обеспечивают безопасность проведения работ и исключают загрязнение окружающей среды.

«АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС» выпуск 1, январь УДК 621.039.526: 621.039. ОЦЕНКА ВОЗМОЖНОСТИ И ВАРИАНТЫ РАЗВИТИЯ ОТРАСЛИ ЭНЕРГОПРОИЗВОДСТВА г. АЛМАТЫ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОИСТОЧНИКОВ Вурим А.Д.1), Зеленский Д.И.1), Колтышев С.М.1), Черепнин Ю.С.1), Кадыржанов А.К.2) 1) Институт атомной энергии 2) ПОЭиЭ «Алматыэнерго»

Для г. Алматы, крупнейшего административ- 4. по городу, потребности ного, промышленного и культурного центра Рес- промышленности, в паре - 958т/час;

в горячей публики Казахстан, важное значение имеет ско- воде - 1380Гкал/час;

рейшее решение проблем энергоснабжения. Учи- жилищно-коммунального сектора, в горячей воде тывая тот факт, что мировое сообщество уже в - 3830Гкал/час;

ближайшем будущем будет вынуждено принять итого потребности города в паре - 958т/час и в решение о жестком контроле деятельности пред- горячей воде - 5210Гкал/час.

приятий энергопроизводящей отрасли в части, Данные об изменении тепловых нагрузок в касающейся их влияния на окружающую среду, системе теплоснабжения г. Алматы с 1970 года по необходимо политику развития энергопроизво настоящее время /1/, приведены на рис. 1, прогноз дящей отрасли в Казахстане ориентировать на развития нагрузок до 2010 года - на рис. 2.

применение современных экологически чистых энергоисточников.

Атомные станции в случае их безусловно без- аварийной работы являются наиболее приемле мым по техническим (высокая мощность устано вок и качество энергии), экономическим (себе стоимость производимой энергии сравнима с та ковой на тепловых станциях, работающих на ор ганическом топливе) видом экологически чистых энергоисточников, позволяющих снять проблему дефицита производства энергии и коренным спо собом решить проблемы охраны природы и среды обитания человека.

Оценка потребности в тепле на период 1965 1970 1975 1980 1985 1990 до 2000 года Промышленность Потребности города в тепле, в 1994 году, по Жилкомсектор данным /1,2/, для различных групп потребителей, Суммарные составили:

1.в зоне теплофикации - Рис. 1. Динамика изменения тепловых нагрузок промышленности, в паре-719 т/час, в горячей во- (Гкал/час) по городу в 1970..1992г.г.

де - 972Гкал/час;

жилищно-коммунального сектора, в горячей воде - 2536 Гкал/час;

итого потребности в зоне теплофикации - в паре 719 т/час, в горячей воде -3566Гкал/час;

2.в южной зоне промышленности, в паре -8т/час, в горячей воде 30Гкал/час;

жилищно-коммунального сектора, в горячей воде - 632Гкал/час;

итого потребности южной зоны в паре - 8т/час, в горячей воде - 662Гкал/час;

3.в северной зоне - 1990 1995 2000 2005 2010 промышленности, в паре - 231т/час, в горячей Промышленность (прогноз) Промышленность (расчет) воде - 378Гкал/час;

Жилкомсектор (прогноз) Жилкомсектор (расчет) жилищно-коммунального сектора, в горячей воде Суммарные (прогноз) Суммарные (расчет) - 604Гкал/час;

Рис. 2. Прогноз динамики тепловых нагрузок итого потребности зоны в паре - 231т/час;

в горя (Гкал/час) по городу Алматы до 2010 года.

чей воде - 982Гкал/час;

ОЦЕНКА ВОЗМОЖНОСТИ И ВАРИАНТЫ РАЗВИТИЯ ОТРАСЛИ ЭНЕРГОПРОИЗВОДСТВА г. АЛМАТЫ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОИСТОЧНИКОВ Из приведенных данных следует, что в по- 1987 году, а расчетные тепловые нагрузки следние три-четыре года происходит снижение года (по промышленности) будут достигнуты потребности в тепле. Это обусловлено снижением только к 2010 году.

объемов строительства жилья и падением произ- Расчетный уровень суммарных тепловых на водства во всех отраслях промышленности, сры- грузок по городу Алматы на 2000 год, при сохра вом сроков ввода в эксплуатацию новых предпри- нении сегодняшней тенденции к снижению тем ятий и новых производств на уже действующих пов их роста, может быть достигнут не ранее заводах и фабриках. года.

При сохранении на перспективу темпов ввода Оценка существующего дефицита тепловой жилья двух последних лет, расчетный уровень мощности.

тепловых нагрузок по жилищно-коммунальному Так как система теплоснабжения города со сектору на 2000 год будет достигнут только в стоит из трех фактически автономных тепловых 2006 году. зон, каждая из которых снабжается теплом от не По экспертной оценке /2/, если после 1995 го- зависимых источников, то оценку дефицита целе да будет иметь место подъем промышленного сообразно проводить по зонам. Баланс тепловых производства с планировавшимися ранее темпа- нагрузок и мощностей источников, с учетом вы ми, то тепловые нагрузки в промышленности к вода устаревшего и ввода нового оборудования, 2000 году возрастут до уровня, имевшего место в приведен в табл. 1.

Таблица 1. Баланс тепловых нагрузок и тепловых мощностей источников.

1992 год 1995 год 2000 год горячая горячая горячая вода, Параметр пар, пар, пар, вода, вода, Гкал/час т/час т/час т/час Гкал/час Гкал/час 1. ЗОНА ТЕПЛОФИКАЦИИ.

Тепловые нагрузки, всего по зоне 719 3566 801 3818 852 Децентрализованное теплоснабжение 280 816 312 836 319 Централизованное теплоснабжение 439 2811 489 3125 533 2805 Обеспечение тепловых нагрузок в системе 2214 415 2605 централизованного теплоснабжения 875 -ТЭЦ-1 285 862 300 840 -ТЭЦ-2 - 550 - 810 - 1120 -ЗТК 108 802 115 955 -320 - Цнтрализованное те- Избыток (+) -46 -597 -74 - плоснабжение Дефицит (-), -520 - 2. ЮЖНАЯ ЗОНА.

Тепловые нагрузки, всего 8 650 8 733 8 Децентрализованное теплоснабжение 8 171 8 166 8 Централизованное теплоснабжение - 503 - 595 - 544 Обеспечение тепловых нагрузок в системе центра- - 413 - 515 лизованного теплоснабжения 136 -ЮРК - 116 - 116 128 -ЮВРК - 119 - 119 -РК “Орбита” - 178 - 280 - Централизованное Избыток (+) - -90 - -51 - теплоснабжение Дефицит (-) -80 - 3. СЕВЕРНАЯ ЗОНА, Тепловые нагрузки, всего по зоне 231 974 256 1045 271 Децентрализованное теплоснабжение 178 691 202 710 211 Централизованное теплоснабжение 53 297 54 335 60 Обеспечение тепловых нагрузок в системе центра- 53 272 54 291 60 лизованного теплоснабжения -ГРЭС 13 161 13 171 17 -СВРК 40 111 41 120 43 Централизованное Избыток (+) - -25 - -60 - - теплоснабжение Дефицит (-) 4. ВСЕГО ПО ГОРОДУ.

Тепловые нагрузки 958 5289 1065 5784 1131 912 5352 Обеспечение тепловых нагрузок 4577 991 5123 -432 - Дефицит тепловой мощности -46 -712 -74 - -661 - * обеспечение паровых нагрузок в системе централизованного теплоснабжения дано с учетом коэффициента неодно временности потребления пара.

** в числителе дано покрытие тепловых нагрузок при работе водогрейных котлов на газе, в знаменателе - на мазуте.

ОЦЕНКА ВОЗМОЖНОСТИ И ВАРИАНТЫ РАЗВИТИЯ ОТРАСЛИ ЭНЕРГОПРОИЗВОДСТВА г. АЛМАТЫ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОИСТОЧНИКОВ В таблице приведены данные, учитывающие Предложенные в /2/ варианты теплообеспече уменьшение и ликвидацию разрыва между уста- ния Алматы позволяют решить энергетические и, новленной и располагаемой мощностями, что в какой-то мере экономические проблемы, но может быть достигнуто за счет развития источни- улучшения экологической обстановки в городе ков тепла по уже разработанной проектной доку- достичь с помощью предлагаемых мер невозмож ментации. В соответствии с этими проектами но. Уменьшить вредные выбросы можно только предполагается проведение следующих меро- используя современные экологически чистые приятий по развитию источников тепла. энергоисточники - ядерные или нетрадиционные возобновляемые. Учитывая то, что в первую оче 1. Зона теплофикации:

ТЭЦ-1 - вывод оборудования - котлоагрегаты редь должна быть решена проблема теплоснаб ст.№ 7,8, ввод оборудования котел Е-280ЦКС жения города, а также высокую стоимость энер в 2000 г;

гии, получаемой с помощью нетрадиционных ТЭЦ-2 - ввод - котёл Е-420 ст.№ 8 в 1995 г., тур- источников, их низкий коэффициент полезного бина Т-116, ст. № 7 в 2000 г.;

действия и практически полную невозможность ЗТК - ввод - котёл КВГМ-100 в 1995 г. использования таких источников для теплоснаб жения, следует признать, что одновременное ре 2. Южная зона.

ЮВРК - ввод - котел КВГМ-30 в 2000г.;



Pages:     | 1 |   ...   | 2 | 3 || 5 |
 





 
© 2013 www.libed.ru - «Бесплатная библиотека научно-практических конференций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.