ПОИСК Статьи Чертежи Таблицы Актуальные задачи физики радиационных повреждений материалов из "Некоторые проблемы физики радиационных повреждений материалов " В связи с этим во всех развитых странах развернуты и реализуются энергетические программы, предусматриваюш ие расширенный ввод в эксплуатацию атомных электростанций о тепловыми реакторами освоенных типов (в первую очередь реакторов с обычной водой под давлением). Значительное место в программах уделяется вопросам ускоренного развития новых типов реакторов, прежде всего реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. В последние годы в энергетические программы развитых стран, как обязательный элемент, включаются исследования, направленные на поиски путей создания реактора термоядерного синтеза. [c.7] Более чем в 70% всех атомных электростанций, работающих или находящихся на стадии строительства, используются стальные корпуса под давлением. Успешная и безопасная работа этих электростанций в течение всего срока службы (30—40 лет) значительно зависит от надежности реакторных корпусов, эксплуатируемых в специфических условиях. Материал корпуса во время работы подвергается воздействию высокоэнергетичного ядерного излучения, что сопровождается увеличением предела текучести и твердости, повышением температуры хрупко-вязкого перехода и уменьшением пластичности малолегированных мартенситных корпусных сталей. В результате появляется реальная угроза того, что материал корпуса потеряет пластичность и станет хрупким при рабочих температурах, а это может привести к разрыву корпуса и, значит, к тяжелой аварии. [c.7] Внутренние части активной зоны реактора-опоры из нержавеющей стали, регулирующие стержни, направляющие устройства и т. д. [c.8] И в связи с понижением допусков на безопасную эксплуатацию новых реакторов. [c.9] Серьезные затруднения в эксплуатации реакторов, охлаждаемых водой под давлением, и кипящих реакторов обусловлены охрул-чиванием циркониевых сплавов, используемых для оболочек твэлов, так как это часто накладывает ограничение на глубину выгорания топлива, что также сопряжено с большими экономическимя потерями (табл. 1). [c.9] Развитие атомной энергетики с использованием тепловых реакторов ставит перед радиационным материаловедением еще целый ряд других проблем дальнейшее изучение газового распухания и радиационной стойкости керамического топлива, использование металлического топлива, исследование влияния облучения на коррозию, радиационного роста анизотропных материалов и др. Однако в настоящее время для тепловых реакторов эти задачи по сравнению с рассмотренными выше не столь актуальны. [c.9] Поток быстрых нейтронов в проектируемых быстрых реакторах-размножителях будет составлять около 10 н/см с, что примерно на три порядка выше, чем в тепловых реакторах. Высокие значения нейтронных потоков и флюенса в быстрых реакторах создают для реакторного материаловедения новые, чрезвычайно сложные проблемы. [c.9] Одним из основных явлений, ограничивающих работоспособность материалов при больших флюенсах быстрых нейтронов, является вакансионное распухание, открытое английскими учеными в 1967 г. За время кампании реактора обусловленное образованием пор распухание нержавеющих сталей, из которых изготавливаются оболочки твэл, может составлять 20% и более. [c.9] Распухание конструкционных материалов оказывает чрезвычайно большое влияние на расширенное воспроизводство быстрых реакторов. С учетом распухания топливные стержни необходимо располагать на больших расстояниях друг от друга, чтобы обеспечить достаточное их охлаждение при распухании. Кроме того, неравномерность нейтронного потока обусловливает неравномерное распухание, что приводит к искривлениям топливных стержней и чехлов кассет, а это также требует понижения плотности топлива в активной зоне. Последнее существенно уменьшает коэффициент воспроизводства топлива и сопровождается большими экономическими потерями (см. табл. 1). [c.9] Высокая пересыщенность дефектами материалов активной зоны быстрого реактора способствует интенсификации всех явлений, в основе которых лежит перенос вещества. Последнее может вызвать серьезные изменения в коррозионной стойкости материалов, в их совместимости и т. д. Экспериментально установлено, что изменение свойств сплавов в этих условиях может быть обусловлено изменением устойчивости отдельных фаз. [c.10] Несмотря на то что при разработке термоядерных реакторов будет широко использоваться опыт работы материалов в ядерных реакторах, проблема материалов в этом случае стоит еще более остро, чем для быстрых реакторов. Это обусловлено прежде всего особенностями процесса передачи энергии ядерных реакций. Известно, что около 88% всей энергии деления выделяется в топливе в виде кинетической энергии осколков деления и энергии -излучения и только примерно 12% выносится у-излучением ( 9,4%) и нейтронами ( 2,5%) за пределы топлива и поглощается конструкционными материалами. Это дает конструктору ядерного реактора определенные возможности для подбора материалов в соответствии с их назначением. Например, ядерное топливо, подвергающееся наиболее мощному радиационному воздействию, обычно стремятся сделать максимально стойким к этому воздействию, в меньшей степени заботясь о его конструкционных свойствах, так как роль несущего элемента обеспечивает оболочка, в которую оно заключено. [c.10] В этих реакциях гелий и водород, согласно приобретенному при разработке быстрых реакторов опыту, во многих случаях будут усугублять вредное влияние нейтронного облучения на материалы. [c.11] Значительная часть (около 20%) энергии реакции синтеза выделяется а-частицами (энергия частиц порядка 3,5 МэВ), ионами изотопов водорода, атомами и молекулами этих газов, а также электромагнитным излучением различной энергии в обращенных к плазме поверхностных слоях первой стенки реактора. Это приводит к интенсивной эрозии поверхности в результате шелушения (блис-теринга) поверхности вследствие образования и разрушения поверхностных газовых пузырей, а также в результате катодного распыле ния, протекания химических реакций и т. д. Поверхностные повреждения материалов присущи только термоядерным реакторам и в настоящее время представляют одну из наибольших трудностей для конструкторов этих реакторов. [c.11] В табл. 2 сгруппированы все наиболее важные (из известных в настоящее время) явления радиационной повреждаемости материалов активных зон ядерных и термоядерных реакторов, расположенные в порядке убывания их значимости для проблемы промышленного освоения ядерных источников энергии. [c.11] Одним из важнейших критериев пригодности материала для применения его в элементах конструкции является способность сохранять в рабочих условиях необходимый уровень механических свойств. Поэтому явлениям этого класса в табл. 2 уделено первое место. Механические свойства сильно подвержены воздействию облучения, так как механизмы движения дислокаций весьма чувствительны к дефектам кристаллической решетки, В облученном кристалле движущимся дислокациям необходимо преодолевать, кроме обычного рельефа Пайерлса и сил взаимодействия с исходными дислокациями и другими несовершенствами структуры, еще целый спектр барьеров радиационного происхождения изолированные точечные дефекты и их скопления, кластеры и дислокационные петли вакансионного и межузельного типов, пары, выделения, возникающие в результате ядерных превращений. Облучение, как правило, вызывает повышение пределов текучести и прочности, ускоряет ползучесть материалов, снижает ресурс пластичности, повышает критическую температуру перехода хрупко-вязкого разрушения. [c.11] Проявляться такие явления, как ускоренная радиационная ползучесть, высокотемпературное радиационное охрупчивание и др. [c.13] По нашему мнению, следующим по значимости для промышленного освоения ядерных источников энергии явлением радиационной повреждаемости материалов следует назвать вакансионное распухание материалов конструкции реактора. Это явление в равной степени важно как для проблемы быстрых реакторов, так и для термоядерных реакторов. [c.13] Обычно считают, что явление радиационного роста (см. табл. 2) возникает, когда в силу анизотропии кристаллической структуры материала выбитым из своих узлов атомам и образовавшимся при этом вакансиям энергетически выгодно конденсироваться на различных кристаллографических плоскостях, что и приводит к непрерывному росту под облучением количества одних плоскостей и к соответствующему сокращению других. В результате этого происходит непрерывный процесс удлинения кристалла в одном кристаллографическом направлении и сокращения в другом. Указанное явление было чрезвычайно серьезным для всей атомной проблемы в целом в связи с недостаточной стойкостью урана. В настоящее время для уранового топлива данная проблема в основном решена [31. Однако, поскольку в элементах действующих и проектируемых реакторов широко используются другие материалы с анизотропной решеткой, такие, как цирконий, графит и т. д., на которых явление радиационного роста также наблюдалось, это явление заслуживает самого серьезного изучения. [c.14] Явлениям, указанным в п. 5, посвящено много оригинальных и обзорных работ, поэтому мы их не рассматриваем. [c.14] И наконец, остановимся на значении явлений 6-й группы (см. табл. 2). Нам представляется, что в настоящее время этим явлениям уделяется недостаточное внимание. Для действующих тепловых реакторов они действительно не являются главными, хотя известно, что даже в водо-водяных реакторах с их низкой плотностью нейтронов процессы коррозии ускоряются. В условиях же быстрых реакторов, имеющих поток быстрых нейтронов до 1 н/см -с, особенно таких, в которых в качестве теплоносителя предполагается использовать химически активные вещества, ухудшение совместимости и ускорение процессов коррозии могут иметь решающее значение для живучести элементов активной зоны. [c.14] Вернуться к основной статье