Содержание
2
Содержание работы
Введение 5
Глава I. Литературный обзор 8
1.1 Дистанционирование твэлов в активной зоне ядерного реактора 8
1.2 Конструкции и материалы дистанционирующих решеток 9
1.2.1 Дистанционирующие решетки ВВЭР и РБМК 9
1.2.2 Конструкции дистанционирующих решеток, используемые за рубежом 12
1.3 Вопросы разрушения дистанционирующих решеток 14
1.4 Пайка быстрозакаленными сплавами-припоями 16
1.4.1 Преимущества пайки 16
1.4.2 Аморфизация расплава 18
1.5 Пайка циркониевых сплавов 19
1.5.1 Сплавы циркония и их работоспособность 19
Некоторые свойства циркония 19
Циркониевые сплавы, используемые в атомной энергетике 19
Вопросы коррозии циркониевых сплавов 20
Влияние термообработки циркониевых сплавов на их коррозионные свойства 21
1.5.2 Известные припои для пайки циркония и его сплавов 22
Припои на основе циркония 23
1.5.3 Экспериментальное обоснование температуры пайки 28
1.6 Выводы 28
Глава II. Методические вопросы 30
2.1. Особенности выплавки слитков 30
2.2. Получение аморфных лент. Установка Кристалл-702 30
2.3. Подготовка дистанционирующих ячеек к пайке 32
2.4. Пайка образцов 33
2.4.1. Пайка элементов ЦДР 33
2.4.2. Сравнительная пайка на установке АЛА-ТОО 33
2.4.3. Пайка полномасштабной решетки ВВЭР 34
2.5. Исследование свойств паяных соединений и припоев 35
2.5.1. Изучение структуры и свойств припоев 35
2.5.2. Исследование распределения элементов 35
Содержание 3
2.5.3. Методика коррозионных испытаний 36
2.5.4. Проверка устойчивости паяного соединения при нагреве выше 1200 °С 36
2.5.5. Испытания на разрыв 37
2.5.6. Исследование упругих свойств дистанционирующих выступов ячеек ЦДР 37 2.6. Реакторные испытания 38
2.6.1. Условия реакторных испытаний 38
2.6.2. Материаловедческие исследования после реакторных испытаний 39
Глава III. Разработка состава припоя для пайки циркония 40
3.1. Требования к припою 40
3.2. Выбор легирующих элементов припоя 41
3.3. Анализ бинарных диаграмм состояния сплавов на основе циркония 43
3.3.1. Диаграмма состояния системы 2г-Ве 43
3.3.2. Диаграмма состояния систе-мы Z-Fc 43
3.3.3. Диаграмма состояния системы Zr-Nb 44
3.3.4. Диаграмма состояния системы Ве-Ре 44
3.3.5. Диаграмма состояния системы 2т-Си 44
3.3.6. Диаграмма состояния системы Zг-Sn 44
3.3.7. Диаграмма состояния системы 45
3.4. Анализ тройных диаграмм состояния сплавов на основе циркония 45
3.4.1. Диаграмма состояния системы Хг-Ве-Бе 45
3.4.2. Диаграмма состояния системы 2г-Ве-МЬ 47
3.4.3. Диаграмма состояния системы Ре-ЫЪ-гг 50
3.5. Выбор базового состава (2г-Ре-МЬ-Ве) 50
3.6. Легирование медью, хромом и оловом 51
3.7. Исследования влияния меди и бериллия на температуру плавления сплава 52
3.8. Легирование германием 55
3.9. Исследование быстрозакаленной ленты из сплава циркония 66
3.10. Выводы 67
Глава IV. Исследование свойств паяных соединений 68
4.1. Сравнение паяных швов, выполненных с использованием аморфного и кристаллического припоев на основе циркония 68
4.2. Испытания на разрыв 70
Содержание
4
4.3. Сравнение микроструктур швов, паянных припоями толщиной 20 и 40 мкм 71
4.4. Коррозионные испытания паяных соединений 74
4.4.1. Исследование образцов после 1 ООО и 2000 ч коррозионных испытаний 74
Исследование гидридообразования после 1000 и 2000 ч коррозионных испытаний 74 Исследование распределения элементов после 1000 и 2000 ч коррозионных испытаний 77
4.4.2. Исследование образцов после 5500 и 6000 ч коррозионных испытаний 80
4.5. Испытания на изгиб полномасштабных решеток ВВЭР-440 80
4.6. Упругие свойства дистанционирующих выступов ячеек ЦЦР 81
4.7. Проверка устойчивости паяного соединения при нагреве выше 1200 °С 83
4.8. Реакторные испытания и послереакторные исследования 83
4.8.1. Металлографические исследования облученных образцов 84
4.8.2. Механические испытания облученных образцов 85
4.9. Выводы 87
Выводы 88
Библиографический список 90
Приложение 97
Введение
5
Введение
Актуальность работы
Важнейшими задачами, изложенными в Программе развития ядерной энергетики Российской Федерации на период до 2010 г.*, являются увеличение степени выгорания топлива энергетических реакторов типа ВВЭР свыше 60 МВтсут/KrU и продление кампании до 6-7 лет при обеспечении безопасности АЭС. В этой связи целью реакторного материаловедения является обеспечение безопасности и экономичности ядерно-энергетических установок за счет более совершенных технологий и материалов, а также обеспечение конструкторских решений материалами с улучшенными свойствами. Примером решения указанных выше задач является внедрение, начиная с 1997 г., в легководных реакторах циркониевых дистанционирующих решеток (ЦДР) вместо стальных. Эго соответствует мировым тенденциям увеличения выгорания топлива. Так, тепловыделяющие сборки (ТВС) фирмы Сименс, рассчитанные на выгорание 70 МВт-сут/кги при исходном пяти процентном обогащении топлива, содержат ЦДР.
Опыт использования на реакторах ВВЭР-1000 циркониевых дистанционирующих решеток, ячейки которых изготовлены из сплава Э110 и соединены контактно-стыковой сваркой (КСС), показывает, что в ряде случаев они недостаточно жесткие, что приводит к их искажению. В реакторах РБМК имели место случаи разрушения ЦДР в местах сильной рекристаллизации и фреттинг-коррозии. Эти факты свидетельствуют о том, что существующие конструкция и технология изготовления не исключают повреждения ЦДР, а даже незначительные отклонения от режима КСС вызывают нежелательные структурно-фазовые изменения в зоне сварки сплава. К недостаткам КСС относятся возможные непровары или, наоборот, проплавления тонких стенок ячеек дистанционирующих решеток. Кроме того, соединение ячеек происходит в двух точках, а не по всей высоте ячейки. Под сварку требуется определенная ширина контактной площади ячеек, что ограничивает возможность изменения формы ячеек ЦДР (пуклевок), и, соответственно, упругости ячеек. Все это с учетом внедрения продленной кампании топлива свидетельствует о необходимости совершенствования как конструкции ЦДР, так и технологии их изготовления, т.е. создания надежных ЦДР.
В качестве альтернативной технологии соединения сплавов циркония между собой рассматривается высокотемпературная пайка. В процессе пайки происходит расплавление припоя, а не основного металла. За счет использования пайки снимаются ограничения на форму и размеры контактных поверхностей (например, при соединении ячеек ЦДР), обусловленные размерами электродов КСС. Кроме того, за счет пайки по
* Утверждена постановлением Правительства РФ № 815 от 21 июля 1998 г.
Введение
6
всей высоте ячеек обеспечивается необходимая жесткость решетки и упругость ячеек. Перспективным для пайки является использование быстрозакаленных аморфных ленточных припоев. Такие припои имеют ряд преимуществ по сравнению с кристаллическими припоями того же состава. В частности, за счет фиксации в твердом состоянии структуры расплава с однородным химическим составом обеспечивается значительно более высокая диффузионная и капиллярная активность, а также высокая затекаемость сплавов-припоев в зазор во время пайки. Быстрозакаленная лента более технологична по сравнению с кристаллическим аналогом, что позволяет использовать припой в строго дозируемом количестве.
Однако пайка циркония - весьма сложная научно-техническая задача в силу ряда обстоятельств. Во-первых, припой должен быть на основе циркония с темепературой пайки не выше 800 °С, а известные циркониевые припои имеют температуру пайки выше 850 °С. Нагревание готовых полуфабрикатов до такой высокой температуры нарушает структурно-фазовую стабильность циркониевых сплавов. Во-вторых, необходимо обеспечить высокие радиационную и коррозионную стойкость и механические свойства паяного соединения.
Все вышеизложенное свидетельствует об актуальности разработки быстрозакаленных припоев, обеспечивающих создание коррозионно- и радиационностойких соединений конструктивных элементов активной зоны атомных реакторов методами прецизионной пайки с высокой температурой распайки.
Цель работы: разработка быстрозакаленных циркониевых сплавов-припоев и технологических режимов прецизионной пайки элементов конструкций активных зон ядерных энергетических реакторов.
Для достижения этой цели необходимо было решить следующие задачи:
1) найти новые составы сплавов на основе циркония с температурой пайки не выше 800 °С;
2) определить технологические режимы прецизионной пайки сплавов циркония применительно к изготовлению полномасштабных дистанционирующих решеток ТВС реактора ВВЭР (сплав Э110), обеспечивающие необходимые механические, коррозионные и радиационные свойства паяных соединений, которые соответствуют эксплуатационным режимам реактора ВВЭР.
Научная новизна
Разработаны новые составы аморфизующихся сплавов-припоев на основе циркония с температурой пайки 800 °С.
Обосновано использование пайки дистанционирующих решеток из сплава Э110 быстрозакаленными ленточными припоями.
Введение
7
Определены технологические режимы пайки циркониевых дистанционирующих решеток, обеспечивающие требуемые ОСТом 95503-84 механические свойства соединений и их стойкость в условиях эксплуатации.
Практическая ценность работы
Разработанные припои использованы для изготовления полномасштабных Ц ДР реакторов ВВЭР-440 для дореакторных испытаний. Проведенные коррозионные испытания (в том числе и под облучением) фрагментов ЦЦР показали высокую коррозионную стойкость паяных соединений и основного металла. Разработанные припои для соединения изделий из сплавов циркония и циркония с коррозионностойкой сталью могут найти практическое применение как в атомной промышленности, так и в других отраслях.
Основные положения, выносимые на защиту'
1. Составы быстрозакаленных ленточных сплавов-припоев на основе циркония с температурой начала плавления ниже 800 °С, в мае. %: Zr - 5,5 % Fc - (2,5-3,5) % Ве - 1 % Nb - (5-8) % Си - 2 % Sn - 0,4 % Сг - (0,5-1,5) % Ge.
2. Методика прецизионной пайки сплавов циркония, обеспечивающая высокий ресурс паяных соединений в эксплуатационных условиях: механические и коррозионные свойства, радиационную стойкость (технологический режим пайки 800 °С - 2 мин, отжиг 580 °С - З-б ч, вакуум не хуже 5*10 мм.рт.ст.).
3. Способ изготовления полномасштабных циркониевых дистанционирующих решеток с использованием быстрозакаленных ленточных сплавов-припоев на основе циркония.
Апробация работы
Основные результаты докладывались и обсуждались на следующих научных конференциях: «Научная сессия МИФИ», 1999, 2000, 2001, 2002, 2006 (Москва); Международная научно-практическая конференция «Новые материалы и технологии на рубеже веков», 2000 и 2001, (Пенза); Международная конференция молодых ученых и специалистов ОИЯИ, 2001, (Дубна, Моск. обл.); Научно-практическая конференция материаловедческих обществ России «Новые функциональные материалы и экология», 2002, (Звенигород, Моск. обл.); VI и VII Российские конференции по реакторному материаловедению, 2000 и 2003, (Димнтровград); I Российская научная конференция «Материалы ядерной техники», 2002, (п. Агой, Краснодарский край).
Публикации. По теме диссертации опубликовано 12 работ и получено 2 патента.
Гпава Т.
8
Глава I. Литературный обзор
Дистанционирование твэлов, термообработка циркониевых сплавов, существующие припои для пайки изделий из циркония и его сплавов, преимущества быстрозакаленных сплавов, экспериментальное обоснование температуры пайки
1.1 Дистанционирование твэлов в активной зоне ядерпого реактора
Современная атомная энергетика базируется на реакторах на тепловых нейтронах. Оболочки твэлов, дистанционирующие, герметизирующие и другие детали ТВС сделаны, как правило, из циркониевых сплавов [1-9]. Наибольшее распространение на территории Российской Федерации нашли легководные энергетические реакторы - под давлением и кипящие, - на долю которых приходится около 85 % всей вырабатываемой электроэнергии АЭС.
В ряде стран доля атомной энергетики составляет более 30 % всей вырабатываемой электроэнергии. Во Франции атомные станции вырабатывают более 70 %, США 22 %, Великобритании 21 %, в СНГ 13 % [2]. В перспективе роль атомной энергетики в развитии промышленности РФ будет только возрастать.
Работоспособность реактора, технико-экономические характеристики всей АЭС, а также поведение реактора в аварийных условиях в значительной степени зависят от качества и надежности твэлов.
Конструкция ТВС должна удовлетворять ряду требований [1,2,4], среди которых наиболее важными являются: 1) высокая точность расположения твэлов в кассетах необходимая для обеспечения максимального постоянства нейтронного поля во всех участках активной зоны; 2) обеспечение условий для надежного охлаждения всех твэлов в сборке не только при нормальных условиях эксплуатации, но и при различных аварийных ситуациях, включая максимальную проектную аварию; 3) обеспечение возможности независимого осевого термического и радиационного удлинения и возможного изменения формы твэла без существенного термомеханического воздействия со стороны дистанционирующих элементов и чехловой трубы.
Твэлы в ТВС возможно дистанционировать различными способами. На рис. 1.1 представлены различные варианты дистанционирования твэлов [3]. Чаще всего для дистанционирования используют навивку проволоки или дистанционирующие решетки.
- Київ+380960830922