Реферат: Реакторный графит: разработка, производство и свойства

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Заключение

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

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

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

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

Список литературы

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

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

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

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

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