книги из ГПНТБ / Герасимов В.В. Материалы ядерной техники учеб. пособие

атомов некоторых элементов, то эти места будут исключены из дальнейшего участия в реакции. В качестве веществ, которые можно вводить с этой целью в графит, предложены различные фосфорсодержащие соединения. Такие вещества после разло­ жения при нагреве до определенной температуры оставляют атомы фосфора адсорбированными на активных местах решет­ ки, что и снижает скорость окисления. Обычно для этой цели изделия из графита пропитывают фосфорсодержащим вещест­ вом и быстро обжигают при температуре 800—1200° в инерт­ ной атмосфере. В качестве фосфорсодержащих веществ ис­ пользуют как органические, так и неорганические вещества, например, фосфорную кислоту, триметилфосфат и т. д. В ре­ зультате такой обработки потери веса графита при окислении снижаются в 2 —3 раза.

Для повышения стойкости графита к окислению могут быть использованы и смеси веществ, которые образуют сложные соединения типа фосфатных стекол. Для получения фосфатного стекла графитовые изделия после пропитки раствором, содер­ жащим необходимые компоненты, обрабатывают при темпера­ туре образования стекла. Пленка из фосфатного стекла хоро­ шо защищает от окисления графит в интервале температур 500—950°. Скорость окисления при этом снижается почти на два порядка. В условиях облучения защита от окисления фос­ фатными покрытиями неэффективна. По-видимому, это связа­ но с повышением активности газа окислителя при облучении, в результате чего он может взаимодействовать с атомами угле­ рода, находящимися не только в активных местах. После пре­ кращения воздействия облучения фосфатные покрытия вновь предохраняют графит от окисления, это указывает на сохра­ нение покрытия в условиях облучения.

Графит практически не взаимодействует с эвтектикой РЬ—Ві при температуре до 700°. При использовании жидкого натрия в качестве теплоносителя с графитовым замедлителем возникают две проблемы: перенос массы углерода и проникно­ вение натрия в поры графита.

Натрий при взаимодействии с графитом образует соедине­ ние со слоистой структурой. Натрий, по-видимому, распола­ гается в пространстве между плотноупакованными слоями, причем занятым оказывается каждое восьмое межплоскостное пространство. Среднее расстояние между плотноупакованными плоскостями увеличивается на 5%, что вызывает расширение и растрескивание графита. Из-за переноса углерода натрием мо­ жет происходить науглероживание аустенитной нержавеющей стали или осаждение углерода из теплоносителя в более хо­ лодных частях системы. Если графит не обработан соответст­

вующим образом или на его поверхности не создано покрытие, препятствующее проникновению натрия, то последний должен отделяться от графита металлической оболочкой, например, из сплава циркония. При этом следует учитывать образование га­ зов в очехлованных блоках графита.

Радиационная стойкость. Облучение графита частицами вы­ сокой энергии приводит к изменению его физико-механических характеристик и размеров, что связано с деформацией кри­ сталлической решетки графита. Под влиянием облучения про­ исходит образование вакансий и смещенных атомов. Смещен­ ные атомы образуют комплексы по 3— 6 атомов каждый. Об­ разуются также дислокационные петли. Это приводит к увели­

по оси с при облучении графита связано с внедрением смещен­ ных атомов или их комплексов в межслоевое пространство графита. Сжатие решетки по оси а вызвано, вероятно, ее ре­ лаксацией на вакансиях. Повышение температуры облучения обусловливает устранение радиационных дефектов — рекомби­ нацию пар вакансия — смещенный атом, что приводит к умень­ шению величины деформации кристаллической решетки гра­ фита. Так, при интегральном потоке 2- ІО2 0 нейтрон/см2 при увеличении температуры облучения с 60 до 300° относительное удлинение по оси с уменьшается в 50 раз. При низкой темпера­ туре относительное изменение параметра с при облучении не превышает 15%.

Основным следствием деформации кристаллической решет­ ки графита при облучении является изменение его макрораз­ меров. В поликристаллических графитовых стержнях, получен­ ных методом выдавливания с последующим спеканием, обычно ось с преимущественно устанавливается в радиальном направ­ лении, ось а — в продольном. Изменение параметров кристал­ лической решетки при облучении приводит к анизотропному изменению размеров графитовых изделий. Макроскопическое распухание не полностью соответствует увеличению кристалли­ ческой решетки графита, так как кристаллографическое рас­ ширение частично компенсируется заполнением существующих пор. С повышением температуры до 400—500° и выше процесс заполнения пор и дополнительного спекания превосходит рост кристаллической ячейки и приводит к сжатию полгокристаллического графита. Влияние температуры облучения можно наб­ людать по относительной величине распухания графитовых кирпичей по высоте кладки реактора (рис. 8.3). Несмотря на то что плотность нейтронного потока наибольшая на середине высоты кладки, распухание здесь наименьшее вследствие более

высокой температуры. Максимум роста наблюдается на вход­ ной, более холодной стороне кладки. Другой особенностью яв­ ляется неравномерное накопление радиационных нарушений в толще графита. Максимальные нарушения имеют место со сто­ роны, примыкающей к источнику быстрых нейтронов — деля­ щемуся урану.

_ Ширина кирпича, мм Высота кирпичами t Диаметр канала в кирпиче,МН

Рис. 8.3. Деформация графита в каналах реактора.

Облучение увеличивает ползучесть графита. В отсутствие облучения ползучесть графита не наблюдается при температу­

решетки в процессе облучения в графите накапливается скры­ тая энергия — энергия Вигнера (существование этого явления было предсказано Вигнером). Эта энергия может выделяться в виде тепла при нагреве графита до температуры, которая пре­ вышает температуру облучения. В этом случае имеет место по­ вышение температуры в процессе отжига графита, облученного

ных реакторах осуществляется для снятия радиационных нару­ шений, так как, например, деформация графитовой кладки или втулок может затруднить эксплуатацию реактора. Радиацион­

электрического нагрева до тех пор, пока не начнется самостоя­ тельное выделение энергии, которое постепенно распростра­ няется на весь замедлитель;

3) медленное нагревание с удалением некоторой части вы­ деляющейся энергии, чтобы избежать ее самопроизвольного выделения. При этом следует иметь в виду, что если нагрев в области температуры 1 0 0 —2 0 0 ° производится быстро и выде­ ляющаяся тепловая энергия не успевает отводиться, то может произойти значительный перегрев кладки.

Радиационное повреждение кристаллической решетки гра­ фита приводит к изменению его механических характеристик. С увеличением интегрального потока предел прочности на сжа­ тие и изгиб проходит через максимум, увеличиваясь по сравне­

1021 нейтрон/см2 в 2—2,2 раза. Экстремальное увеличение ме­ ханических характеристик при малых интегральных потоках связано с блокированием дислокаций, вектор Бюргерса кото­ рых расположен в плоскости базиса. Это обстоятельство за­ трудняет смещение отдельных частей кристаллита друг относи­ тельно друга. Причиной блокировки дислокаций являются, ве­ роятно, дефекты небольшого размера. Чем выше температура облучения, тем в меньшей степени возрастает прочность графи­ та при равном интегральном потоке нейтронов. Предпола­ гается, что при более высокой температуре происходит реком­ бинация части вакансий и образование комплексов атомов внедрения. Оба эти обстоятельства снижают вероятность бло­ кировки дислокации, что и приводит к снижению прочности.

§ 8. 3

М а т е р и а л ы р е г у л и р у ю щ и х с и с т е м и з а щ и т ы

К элементам с высоким сечением захвата могут быть отне­ сены Gd, Sm, Ей, В, Cd, Dy, Ir, Hg, In, Er, Rh, Tm, Lu, Hf, Au, Re, Ag. Для практического применения в системах регулирова­ ния энергетических реакторов пригодны далеко не все эти

234 Г л . 8. Материалы активной зоны

элементы. Кадмий обладает плохими механическими характе­ ристиками, Au, Re, Rh и Ir слишком дороги. Ртуть — жидкость, применение ее в системе регулирования связано с рядом труд­ ностей. Гафний может быть применен в элементарном виде, се­ ребро для получения лучшей комбинации физических и меха­ нических свойств используется в виде сплава с индием и кад­ мием. Остальные элементы используются в виде окислов или смеси окислов, обычно диспергированных в металлической мат­ рице. Бор применяется в виде карбида в металлической или ке­ рамической матрице, а также в качестве легирующего элемен­

ваться без защитных покрытий. В настоящее время материала­ ми для регулирующих стержней чаще всего служат бор в виде карбидов и сплавов, легированная бором сталь, гафний, сплав серебра с индием и кадмием, окислы редкоземельных элемен­ тов, диспергированных в металлических матрицах.

Соединения бора. Из соединений бора наиболее часто при­ меняют карбид бора — В4 С. Это тугоплавкий материал с тео­ ретической плотностью 2,51 г/см3. Реальная плотность обычно бывает 2,4 г/см3. Карбид бора хрупок, но обладает высокой термостойкостью. В случае разрушения оболочки скорость ра­ створения карбида в воде невелика. Искажения кристалличе­ ской решетки карбида, имеющие место в результате нейтрон­ ного облучения, частично отжигаются при температуре 700—

к локальному увеличению давления в газовой полости, возник­ новению местных напряжений и трещин. Другим продуктом рассматриваемой ядерной реакции является литий. Присутст­ вие лития в борсодержащем материале ухудшает его корро­ зионные свойства, так как литий активно реагирует с водой.

При введении в легированную сталь бора количество его не должно превышать 3%. При более высоком содержании бора стали становятся крайне хрупкими и плохо обрабатываются. Так, введение в состав сталей 2% В уменьшает относительное удлинение в — 10 раз. Накопление гелия при облучении нейт­ ронами может привести к растрескиванию стали, легированной бором. До 90% выгорания бора нержавеющая сталь имеет хорошую коррозионную и радиационную стойкость и может

применяться без защитного покрытия. Несколько меньшая кор­ розионная стойкость у сплавов титана, легированных бором до 1,7%. Сплавы же циркония, легированные 2% В, нестойки в воде при 300—360°. Легирование бором снижает пластичность титана и циркония. Облучение усиливает этот эффект.

Наряду со сплавами для изготовления регулирующих стержней широко используют дисперсионные материалы. К ним относятся бораль — карбид бора, диспергированный в алюми­ нии, а также в нержавеющей стали, титане, цирконии. Диспер­ сионные материалы по сравнению со сплавами обладают луч­ шей радиационной стойкостью.

Гафний. Гафний и его сплавы можно применять в регули­ рующих стержнях без защитных оболочек. По коррозионной стойкости гафний превосходит цирконий. Гафний более пласти­ чен, чем цирконий, и превосходит цирконий по прочности. Гаф­ ний целесообразно применять для поглощения надтепловых нейтронов. Сечение поглощения тепловых нейтронов сравни­ тельно малое. Вследствие этого для поглощения значительного количества нейтронов требуются относительно массивные стержни.

Сплавы серебра. В качестве поглощающего материала мож­ но применять сплав серебра с 15% In и 5% Cd. Как нейтрон­ ный поглотитель этот сплав сравним с гафнием и превосходит сплав Ag — 30% Cd. При поглощении нейтронов серебро пре­

состав сплава изменяется. Рассматриваемый сплав стоек в во­ де с pH 9—10,5 при температуре 265°. Контактной коррозии этого сплава в паре с нержавеющей сталью не наблюдается. После облучения интегральным потоком 1,4-ІО21 нейтрон/см2 изменения размеров образцов и изменений структуры не наб­ людалось.

Редкоземельные элементы. Редкоземельный элемент евро­ пий целесообразно применять для изготовления регулирующих стержней, эффективность которых не должна меняться в тече­ ние длительного времени. Изотопы, которые образуются при захвате нейтронов в таком стержне, имеют большое сечение захвата. В связи с этим стержни, содержащие европий, будут эффективны длительное время. Однако необходимо отметить, что европий крайне дорог.

Гадолиний может быть введен в качестве легирующего эле­ мента в нержавеющую сталь, сплавы титана. Такие сплавы с содержанием гадолиния до 25% обладают высокой коррозион­ ной стойкостью в воде до 360°. Твердость и хрупкость нержа­ веющих сталей с гадолинием возрастает с увеличением содер­ жания последнего. Коррозионная стойкость сплавов титана

236 Г л . 8. Материалы активной зоны

снижается по мере увеличения концентрации редкоземельных элементов.

Из экономических соображений целесообразно применять редкоземельные элементы не в виде металлов, а в виде более дешевых окислов. Наиболее низкую стоимость имеет смесь окислов ряда редкоземельных элементов. Стержни из окислов редкоземельных элементов изготовляют методом порошковой металлургии: прессовкой с последующим спеканием. Стержни из окислов редкоземельных элементов применяют обычно в оболочке из нержавеющей стали.

Окислы редкоземельных элементов могут быть диспергиро­ ваны в матрице из нержавеющей стали. Наряду с окислами в регулирующих стержнях можно применять бориды редкозе­ мельных элементов. Эти соединения инертны и имеют высокую твердость.

Выгорающие поглотители. Материалы с высоким сечением захвата нейтронов применяют не только для регулирования мощности, но и в .качестве выгорающих поглотителей. Послед­ ние могут вводиться в активную зону на все время работы ре­ актора. В процессе работы реактора расходуется ядерное го­ рючее и уменьшается количество ядер поглотителя в резуль­ тате ядерных реакций, протекающих при поглощении нейтро­ нов. Одновременно протекают два процесса: снижение общего уровня реактивности вследствие выгорания ядерного горючего и высвобождение добавочной реактивности, скомпенсированной вначале избыточным количеством поглотителя. При определен­ ной скорости выгорания поглотителя реактор будет критичен при длительной эксплуатации активной зоны. При этом мень­ шую долю реактивности необходимо компенсировать регули­ рующими стержнями. В большинстве случаев в качестве выго­ рающего поглотителя применяют *°В. Соединения его диспер­ гируются в алюминии, нержавеющей стали, графите и т. д. Кроме бора в качестве выгорающих поглотителей могут быть использованы Ш, Eu, Gd, Sm, Cd, Hg. Выгорающий поглоти­ тель гомогенно смешивается с ядерным горючим. В этом слу­ чае, однако, может произойти нежелательное изменение ядер­ ного топлива и будет затруднена последующая регенерация его.

Материалы защиты. Ядерный реактор является источником нейтронного, a-, ß- и у-излучения. В связи с этим необходимо принимать меры к защите от облучения обслуживающего пер­ сонала. Для осуществления защиты реактор должен быть экранирован материалами, способными поглощать энергию из­ лучения. Защита от а- и ß-излучения не представляет трудно­ стей. Длины пробега этих частиц в твердых телах и в воздухе столь невелики, что специальной защиты от этих видов пзлу-

чеиия не тербуется. Иначе обстоит дело с нейтронным и у-из- лучением, так как оно обладает большим проникающим дейст­ вием. Способность материалов поглощать нейтроны существен­ но зависит от величины энергии нейтронов. Для поглощения нейтронов энергия их должна быть снижена по сравнению с исходным значением энергии нейтронов, освободившихся в про­ цессе деления ядерного горючего.

К системе защиты реактора предъявляют следующие тре­ бования:

1)защита должна снижать энергию нейтронов до теп­

ловой;

2)поглощать замедленные нейтроны (если толщина за­ щитного слоя должна быть минимальной, то материалы защи­ ты должны обладать значительным сечением поглощения теп­ ловых нейтронов);

3)эффективно поглощать проникающее у-излучение. При

выборе материала для защиты необходимо учитывать не толь­ ко их физические характеристики, но и экономические показа­ тели и технологичность материалов; для эффективного погло­ щения у-излучения целесообразно применять тяжелые ме­ таллы.

Таким образом, защита реактора должна обеспечить: сни­ жение энергии нейтронов, поглощение нейтронного и у-излуче­ ния. Понижение энергии нейтронов — это замедление их. Ха­ рактеристики материалов замедлителей были рассмотрены ра­ нее. Любые материалы, являющиеся эффективными замедли­ телями нейтронов, с теоретической точки зрения пригодны к использованию в системе защиты реактора. При решении кон­ кретных вопросов необходимо учитывать не только физические, но и другие характеристики материалов.

лов, используемых в системе защиты. В реакторах бассейново­ го типа вода выполняет одновременно функции замедлителя и защиты. На ряде энергетических реакторов создают баки водя­ ной защиты. Однако в ряде случаев применение воды в каче­ стве материала для защиты реакторов ограничено, так как толщина требуемого слоя воды должна быть значительной, а это сказывается на общих размерах реактора. Увеличение мощности реактора связано с повышением температуры воды в системе водяной защиты. По этим причинам и ряду других соображений вместо воды в системах защиты иногда целесо­ образно применять другие материалы, содержащие • водород, гидриды, углеводороды. Вопрос о применении в системе защи­ ты этих материалов, а также бериллия, графита должен ре-

238 Г л . 8. Материалы активной зоны

шаться с учетом их экономических, технологических характери­ стик и радиационной стойкости. Характеристики материалов с высоким сечением поглощения тепловых нейтронов рассмат­ ривались выше. Наиболее часто для этих целей в системах защиты применяют композиции, содержащие бор, в частности, стали перлитного класса, легированные бором. При содержа­ нии бора 1—2% из таких сталей прокаткой могут быть изго­ товлены листы. При более высоком содержании бора стали становятся нетехнологнчными. Прокатка их затруднена, а за­ частую и невозможна.

В системе защиты от нейтронного облучения применяют бораль. Этот материал представляет собой металлокерамическую

Тепловая защита предназначена в основном для уменьше­ ния возможности попадания тепловых нейтронов в биологиче­ скую защиту. Энергия, выделяемая при поглощении этих ней­ тронов, вызывает нагрев материала тепловой защиты. В связи с этим необходимо подбирать материалы с соответствующими свойствами и охлаждать тепловую защиту. Обычно тепловую

Причиной роста серого чугуна является выделение в нем сво­ бодного углерода при распаде карбида железа. Для этих же целей можно применять не склонную к росту малоуглероди­ стую сталъ. Однако получение из нее крупных отливок слож­ но. Более целесообразно собирать тепловую защиту из отдель­ ных покЬвок, размеры которых определяются экономической целесообразностью. Обычно борсодержащие композиции и ста­ ли применяют в защите реакторов, где существенное значение имеет размер и вес защиты.

Если вес и размер защиты не являются лимитирующими факторами, в качестве основного материала защиты исполь­ зуют цемент и бетон. Такие решения осуществлены на боль­ шинстве энергетических и исследовательских реакторов. Стои­ мость бетонной защиты будет определяться не только стои­ мостью цемента и заполнителей, но и способом изготовления защиты, наличием и расположением в ней отверстий и т. д. Степень ослабления интенсивности нейтронного потока систе­ мой биологической защиты в большой степени зависит от со­ держания воды в материале защиты, которое в свою очередь определяется в основном типом используемого бетона и спосо­ бом его изготовления. Поглощение нейтронов бетонной защи­ той может быть значительно увеличено введением бора в со­

при этом возрастает в 2—3 раза. Способность слоя бетонной защиты поглощать у-нзлучение зависит от плотности материа­ ла защиты. В зависимости от составаі цемента и заполнителя плотность бетона составляет 2,4—6,6 г/см3. Наименьшая плот­

ма. В последнем случае стоимость бетона в 40—50 раз выше, чем при применении песка и гравия.

Конструкция бетонной защиты в зависимости от назначе­ ния может быть монолитной или же состоять из отдельных за­ ранее изготовленных блоков. Монолитные конструкции защиты применяют для больших реакторов. Блочная конструкция це­ лесообразна для небольших исследовательских реакторов, где

стоимость ее возрастает вследствие применения каркасов. При укладке бетона необходимо принимать меры для равномерного распределения заполнителя с большим удельным весом, напри­ мер, стальных шариков.

При изготовлении защиты из отдельных блоков особое вни­ мание следует обращать на участки стыковки между блоками, чтобы обеспечить защиту от излучения. Если конструкция ре­ актора допускает применение защиты большой толщины из бетона, воды и других неметаллических материалов, то эти материалы можно использовать одновременно для защиты от нейтронного и у-излучения. Если размеры и вес защиты огра­ ничены, то для поглощения у-излучения целесообразно приме­ нять тяжелые металлы. Наиболее экономичным материалом, эфективно поглощающим у-излучение с высокой энергией, яв­ ляется свинец. Применение свинца ограничивается его низкой температурой плавления. Если материал защиты нагревается до высокой температуры, вместо свинца необходимо применять вольфрам, тантал. Металлы эти крайне дороги и применение их для защиты промышленных реакторов нецелесообразно.

§ 8. 4

Магний и его сплавы

Физические свойства. Весьма интересным материалом для оболочек твэлов является магний и его сплавы. Магний дешев и доступен. Недостатками магния как материала оболочек и