Циркалои

Высокая стойкость циркония в деаэрированной горячей воде и паре представляет особую ценность при использовании в ядер-ной энергетике. Металл или его сплавы, как правило, заметно не разрушаются в течение длительного времени при температурах ниже 425 °С. Характерно, что скорость коррозии невелика в некоторый начальный период. Однако после определенной продолжительности контакта (от минут до нескольких лет — в зависимости от температуры) скорость коррозии резко возрастает. Как отмечают, это явление наблюдается на чистом и содержащем примеси цирконии после того, как потери металла достигают 3,5— 5,0 г/м . Аналогичное повторное ускорение окисления может происходить при еще больших потерях металла [55]. Если цирконий содержит примеси азота (>0,005 %) или углерода (>0,04 % то эти процессы протекают при более низких температурах [56 Негативное влияние азота ослабляют, легируя металл 1,5—2,5 % олова и уменьшая содержание железа, никеля и хрома. Такие сплавы называют циркалоями (см. выше). [c.380]

Данные о коррозионном поведении циркалоя-2 при окислении в воде и паре представлены на рис. 24.S. . [c.381]

Опыты Джозефа [43] по изучению процессов релаксации также указывают на возможность повышения скорости ползучести при облучении холоднодеформированного и отожженного циркалоя-2. Он сообщает, что в реакторе при 300° С релаксирует большая часть напряжений, чем при той же температуре в образце, находящемся вне реактора. [c.260]

С твэлами из гранул UO2 в оболочках из циркалоя или нержавеющей стали, заключенную в сосуд высокого давления, через который прокачивается легкая вода. Давление создается и поддерживается электрическим нагревателем. Вода циркулирует через внешний парогенератор. Верхняя граница рабочих параметров показана в табл. 1.2, где также указаны некоторые вариации в материалах топлива и оболочек. Вариации этого типа включают реакторы с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем и другие типы реакторов канального типа, в которых используется графит в качестве замедлителя. [c.12]

Рис. 8.5. Коррозия циркалоя-4 в чистой воде [8].

В табл. 8.2 приведены основные параметры коррозии цирка-лоя-2, циркалоя-4 и сплава Zr—2,5 Nb в зависимости от темпе- [c.236]

Например, наблюдалось значительное увеличение скоростей коррозии сплавов циркалой-2 и Zr—2,5 Nb при облучении в паре. При температуре 300° С, плотности потока быстрых нейтронов с энергией больше 1 Мэе З-Ю нейтрон (см -сек), мощности дозы у-излучения 5 10 р1ч скорость коррозии циркалоя-2 и сплава Zr—2,5 Nb была вдвое выше перед самым переломом [c.247]

Коррозия циркалоя в реакторе BWR (нормальная поверхность) [38] [c.250]

PWI и неудовлетворительным для BWR. По экономическим причинам реакторы PWR второго поколения будут иметь первые зоны также с оболочками из нержавеющей стали, а в дальнейшем все реакторы этого типа будут иметь зоны с оболочками из циркалоя. [c.270]

Лабораторные и петлевые исследования под облучением. Наличие поля ионизирующего излучения является одной из основных отличительных особенностей процесса теплопередачи от ядерного горючего к циркулирующему теплоносителю атомной электростанции. Поэтому при создании водоохлаждаемых ядерных реакторов вначале исследовалось влияние ионизирующего излучения на процессы отложения. Работы выполнялись с предварительно приготовленными (синтетическими) продуктами коррозии на ускорители электронов в качестве источника ионизирующего излучения [6]. В работе [7] использовалась экспериментальная установка того же типа с продуктами коррозии углеродистой стали и образцами из циркалоя. Была получена количественная информация, позволяющая сделать следующие выводы [c.291]

Из изложенного очевидно, что для реакторов рассматриваемого типа в настоящее время отсутствуют надежные предпосылки для оценки величины отложений и их вклада в активность. Ввиду предполагаемого использования в АЭС с мягким регулированием оболочек твэлов из циркалоя, потребуется пересмотреть целый раздел ядерной энергетики, во всяком случае при решении практических вопросов. [c.300]

Веселкин и Шах [28] исследовали сходную модель с тем лишь отличием, что смыв продуктов коррозии с поверхностей оболочек твэлов и контура в воду и отложение из воды описываются соответствующими постоянными скорости эрозии и осаждения в соответствии с линейным законом. Таким образом, активность переносится скорее целиком, а не индивидуально для каждого изотопа. Для реакторов с оболочками из циркалоя модель дает равновесную величину отложений, но в ней используются одни и те же константы массообмена для поверхностей в активной зоне и вне ее. [c.322]

Особого внимания заслуживают сплавы циркония с добавками олова, железа и хрома, так называемые циркалои. Известный сплав цнркалой-2, содержащий 1,57о Sn 0,127о Fe, 0,09% Сг и 0,05% Si, обладает более высокой коррозионной стойкостью и прочностью по сравнению с цирконием при повышенных температурах, При легировании циркония молибденом и ниобием он еще более упрочняется. [c.290]

В исследованиях, проведенных при кипении воды в трубах из никеля, циркалоя и нержавеющей стали [200, 208], влияние материала стецки трубы на kpi не обнаружено. [c.296]

Влияние температуры и времени отжига на облученный циркалой-2 изучал также Хоув [39] (см. табл. 5.8). Он показал, что после облучения при 50° С интегральным потоком 9-10 нейтрон 1см для частичной ликвидации последствий облучения потребовалось 140 мин. За это время восстанавливалась в основном пластичность циркалоя-2, но еще оставались существенно повышенными значения пределов текучести и прочности. Как можно видеть в табл. 5.7, для циркалоя-2, облученного до такого же уровня при 280° С, требовалось только 60 мин для восстановления пределов прочности и текучести в такой же степени, в какой они восстанавливались за 140 мин в материале, облученном при 50° С. [c.258]

Часовой иослерадиационный отжиг циркалоя-2, облученного интегральным потоком 9-10 нейтрон1см при 50° С, проводили в интервале температур 150 — 400° С (см. табл. 5.8). Из табл. 5.8 видно, что отжига в течение часа при 335° С было достаточно, чтобы началось восстановление свойств. Одного часа при 400° С было достаточно для ослабления влияния облучения настолько, что свойства материала после облучения и отжига были близки к свойствам необлученного материала. Хоув [40] сообщает также, что облучение циркалоя-2 при 220 и 280° С не повлияло в заметной степени на его сопротивление удару. [c.258]

Влияние времени отжига на нрочноетиые свойства облученного циркалоя-2 (391 [c.259]

Влияние телтературы отжига на прочностные свойства циркалоя-2 [c.259]

Другой циркониевый сплав, получивший широкое применение,— это циркалой-3. Этот сплав подобен циркалою-2, но содержит меньше олова. Максимальный интегральный поток, при котором исследовали этот сплав, по опубликованным данным, составляет 3-10 нейтронIсм . Прочностные свойства после облучения исследовал Механ [58. Сравнение свойств циркалоя-3 и циркалоя-2 после облучения показывает, что отмечается сходное увеличение предела текучести и предела прочности, а также уменьшение пластичности. Более новый сплав из этой серии — циркалой-4, обладающий, как сообш,алось, лучшим сопротивлением коррозии, в облученном состоянии не исследовали. [c.260]

Топливо представляет собой мяленькне цилиндрические таблетки из UO2 диаметром примерно 0,89 см и высотой 1,5—2,3 см. Порошок UO2, получаемый с заводов по преобразованию UFe (для реакторов PWR н BWP), спрессовывается в виде таблеток, которые затем спекаются и загружаются в трубки из циркалоя длиной от 4,0 до 4,5 м. [c.171]

Продукты деления. Продукты деления могут попасть в теплоноситель в результате загрязнения наружной поверхности оболочек твэлов ураном или через дефекты в оболочке. Первый источник был рассмотрен выше и выражен через сечения реакций, выход и энергию продуктов деления, состав материалов и пробеги ядер отдачи в зависимости от их энергии. Выход продуктов деления из ядерного горючего существенно зависит от того, какой тип горючего используется. В настоящее время на водоохлаждаемых реакторах предпочтение отдается UO2. Другие материалы, такие, как смесь окислов урана и плутония, сплавы урана типа UaSi, находятся в стадии разработки и еще не достигли коммерческого применения. Обычно UO2 используется в виде спрессованных до высокой плотности и спеченных таблеток, размещенных в трубке из циркалоя или нержавеющей стали. Другие формы использования UO2 в энергетических реакторах, такие, как горючее с вибрационным уплотнением, находятся в процессе исследования, но также еще не достигли коммерческого применения. [c.132]

Внешний вид образцов вскоре после перелома — серо-белый или рыжевато-коричневый. Коррозионная пленка на циркалое плотноприлегающая, до увеличения массы - 600 мг1дм . На рис. 8.5 показаны так называемые стандартные кривые для коррозии циркалоя-4 [18], которые достаточно представительны и для других сплавов. Скорости коррозии до перелома для сплава Zr—2,5 Nb не так характерны и не показаны на рисунке. [c.235]

Накопление водорода зависит от коррозии и коррозионного режима. Накопление в области до перелома мало как из-за низкого окисления до перелома, порядка 25—35 мг1дм , так и низкого удержания в этой области, около 15% для циркалоя-2. Накопление водорода в области после перелома пропорционально коррозии (табл. 8.3) и зависит от состава сплава, термообработки и температуры. [c.237]

Прямые измерения влияния теплопередачи во внереакторных испытаниях опубликованы Корио и др. [23] для циркалоя-2 при [c.241]

В работах [24, 25] опубликованы результаты коррозионных испытаний циркалоя в условиях теплопередачи при 150 Kzj M и 332° С в объеме, тепловой поток составлял 1,2 0 ккал/(м -ч), температура поверхности 345° С [c.242]

Привес был рассчитан по измеренной толш ине окисной пленки. Эти испытания показали, что коррозия циркалоя-4 в условиях теплопередачи эквивалентна коррозии в изометрических условиях при той же температуре поверхности раздела окись — вода. Абсорбция водорода для теплопередающих образцов, однако, была примерно в 2,5 раза выше, чем для изотермических образцов, но думается, что этот результат может быть обусловлен экспериментальной техникой. Дополнительные испытания [26] показали, что при экспозиции в 180 суток накопление водорода в теплопередающих образцах было приблизительно в [c.242]

Рис. 8.9. Абсорбция водорода циркалоем-2 (измерение и экстраполяция) в зависимости от концентрации кислорода в растворе [13] (я) и избыточного давления водорода (б) при ф Н(Сировап-ном привесе кислорода (Oj—20 мг/дм ) при Г = 343 С.

При концентрациях LiOH выше М (pH 12 при комнатной температуре) скорость коррозии циркалоя при 360° С заметно увеличивается. На рис. 8.10 показано время, необходимое для того, чтобы достичь привеса 35 и 500 мг1дм в зависимости от pH [c.244]

Эта теория правильно указывает тенденцию влияния концентрации Li+ на коррозию циркалоя. В свете показанного разрушительного влияния концентрированной LiOH при проектировании зоны существенно предотвратить возможность значительного концентрирования разбавленной LiOH, применяемой как добавка к теплоносителю. В режиме вынужденной конвекции с пузырьковым кипением, применяемом в PWR, эффект концентрирования будет зависеть в большой степени от геометрии тепловыделяющего элемента. Как показано в гл. 2, концентрирование не происходит на вертикальных цилиндрических поверхностях при этих условиях даже при довольно больших отложениях шлама. [c.246]

Коррозионная устойчивость циркалоя-4 в воде при 360° С и pH 10,5 не зависит от примесей хлорида или иодида при концентрации 0,01 М отложения Рез04 на поверхности циркалоя-4 не ускоряют коррозию в этих галоидных растворах. Ускоренная коррозия циркалоя-4 проявляется, когда концентрация фторида увеличивается от 10 до 10 М в воде при 360" С и pH 10,5. Поверхностные отложения Рвз04 не приводят к увеличению или замедлению коррозии циркалоя-4 при 360° С в растворах 10 М фторидов, хотя большие количества Рез04 извлекают фторид из раствора, уменьшая тем самым коррозию. [c.247]

Даниель и др. [37] сообщили о коррозии в реакторе оболочек твэлов из циркалоя (пластины с UO2) в условиях реактора с водой под давлением при pH 9,5—10,5 за счет LiOH И концен- [c.248]

Коррозия циркалоя в реакторе BWR. Вильямсон и др. [38] опубликовали результаты 26 металлографических анализов окисных пленок на 10 топливных стержнях с оболочками из циркалоя-2 и циркалоя-4, экспонировавшихся в BWR от 200 до 365 дней при поверхностной температуре около 280° С (кипение). Содержание водорода в 23 пробах от 6 различных топливных стержней было определено с помощью горячей вакуумной экстракционной техники. Привес за счет коррозии рассчитан в предположении, что 15,6 мг/дм соответствует толщине окиси в 1 мкм. Наблюдаемые толщины окиси изменялись от 1 до 67,3 мкм. Все окисные пленки толще 8—10 мкм (156 мг1дм ) содержали как радиальные, так и периферические прожилки. Слишком тяжелые окисные пленки были обнаружены около дефектов или под дистанционирующими проволочками. Существенное изменение толщины пленок наблюдалось при изменении теплового потока и потока тепловых нейтронов. На рис. 8.11 показано сравнение распределения -у-излучения по стержню (выгорание) и изменение толщиш ОКИСИ вдоль стержня. В нижней [c.249]

Коррозия циркалоя-2 в первой активной зоне Шиппингпортского реактора [39] [c.252]

Коррозия циркалоя в чистой воде реакто-р а VTR. Реактор VTR (Каролина-Вирджиния, канального типа) является энергетическим низкотемпературным ре-актором с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем с трубами высокого-давления из циркалоя. Реактор работает при давлении 105 kFI m" с добавкой водорода к теплоносителю. [c.252]

Рис. 8.13. Коррозия оболочек твэлов из циркалоя в реакторе Сакстон [40] 1, 3 — изотермические испытания в воде при 360 и 293 С соответственно 2 — предсказанные величины для температуры поверхности оболочек 343 С — экспериментальные данные реактора Сакстон, 1,1 X X10 —1,4 10 ккалЦм ч) 5 — дефектный

Робертсон [10] обобщил работы по отложениям в реакторах с водой под давлением, основываясь на измерениях под облуче нием в петлях реактора NRX. В контурах из нержавеющей стали при нейтральном водном режиме отложения шлама на поверхности облучаемых твэлов были довольно значительными (оболочка из циркалоя, горючее — UO2). Несмотря на высокую чистоту теплоносителя (электропроводность 1 mkmoI m) и концентрацию шлама не более 0,1 мг/л, толщина отложений достигала 100 жкж. [c.293]

Отложения на твэлах с оболочками из циркалоя в реакторах с водой под давлением. Олдеркамп и др. [12] исследовал и отложение щлама на топливных сборках первой загрузки АЭС Шиппингпорт. Состав отложений в пересчете на металл был следующим 92% 0.3% Со, 1% Мп, 5,5% Ni и около 0,6% Сг. В большинстве случаев отложения были плотно сцепленными с металлом с небольшим налетом рыхлого материала, удаляемого скребком либо кратковременным воздействием ультразвука в воде. [c.295]

Нейтронное облучение увеличивает скорость ползучести холоднодеформи-рованного циркалоя-2 при темпера- [c.457]

В середине 80-х годов фирма Вестингауз электрик осуществила модернизацию твэла и ТВС, позволяющую достичь средней глубины выгорания (40—43)-10 МВт-сут/т. Особенности модернизации заключаются в том, что на поверхность таблеток в центральной части твэла наносится тонкий слой выгорающего поглотителя — боридного покрытия в верхней части ТВС введены за-вихрители (турбулизаторы) потока на дистанционирующих решетках из циркалоя, а также аксиальные бланкеты (экраны) вверху и внизу твэла в виде участков из UO2 природного состава, что обес нечивает уменьшение аксиальной потери нейтронов (на 50%), т. е увеличивает КВ. Уточнены верхняя и нижняя плиты ТВС. [c.301]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...