4. Характеристика теплоносителя и топлива

Важным показателем для теплоносителя является расход мощности на прокачку теплоносителя. Он тем меньше, чем больше теплоемкость единицы массы и чем меньше ее объем, то есть чем выше плотность данного теплоносителя. Наилучшим теплоносителем по этому показателю является вода. В водо-водяном реакторе одна и та же вода выполняет функцию и теплоносителя и замедлителя, причем весь замедлитель активной зоны разогрет до высокой температуры. В таблице 1.4 приведены основные параметры теплоносителя для водо-водяных энергетических реакторов.

Таблица 1.4 - Параметры теплоносителя [2]

Давление теплоносителя, МПа	16
Температура теплоносителя, °С На входе
	290
На выходе	322

Вода в таких условиях обладает следующими свойствами:

Таблица 1.5 - Свойства воды при давлении в 16,5 МПа и температуре 350°С [7]

ρ, кг/м3	ср, Дж/кг∙К	λ, Вт/(м∙К)	μ, 10-6 Па∙с	ν, 10-6 м2/с	σ, 10-4 Н/м
574,4	0,0098	0,430	72,6	0,126	38,2

Параметры критического состояния воды [7]:

Т_кр = 374°С;

P_кр = 22,13 МПа

ρ_кр = 307 кг/м³.

Подогрев теплоносителя в реакторе неравномерен. На рисунке 1.7 показано изменение температуры теплоносителя t₃, оболочки t₂ и центра твэла t₁ в функции координаты z, направленной вдоль оси технологического канала.

Рисунок 1.7 - Распределение температур вдоль канала (Н – высота активной зоны) [1]

Наиболее сильно теплоноситель нагревается при прохождении центра активной зоны и намного слабее вблизи входа и выхода. Распределение потока нейтронов по радиусу цилиндрической активной зоны также неравномерно, наиболее теплонапряженным является центральный канал.

Под действием ионизирующего излучения происходит радиолитическое разложение воды, в результате чего происходит образование свободного кислорода и водорода, которые оказывают отрицательное коррозионное воздействие на материалы оболочки твэла и корпуса. Хлористые и фтористые соединения, попадающие в первый контур с подпиточной водой, также оказывают отрицательное воздействие на материалы реакторной установки. Для обеспечения коррозионной стойкости конструктивных элементов первого контура реактора вода, циркулирующая в нем, должна удовлетворять нормам водно-химического режима. На оболочках твэлов не должно происходить накопление отложений продуктов коррозии, так как это может привести к ухудшению теплоотвода и перегреву топлива. Нормальный водно-химический режим ВВЭР может быть обеспечен, если pH теплоносителя поддерживается в оптимальных пределах, ограничена концентрация свободного кислорода, хлор и фтор- ионов в теплоносителе, а также происходит эффективное удаление продуктов коррозии и других примесей из теплоносителя. Дополнительные требования к водно-химическому режиму накладываются при компенсации избыточной реактивности в водо-водяных реакторах путем жидкостного регулирования, которое заключается в том, что в циркулирующий водный теплоноситель дозируется борная кислота, концентрация которой зависит от избыточной реактивности и изменяется в процессе работы.

В отношении коррозии оболочек твэлов из циркониевых сплавов аммиачно-калиевый водный режим наиболее безопасен. Введение аммиака позволяет ограничить содержание свободного кислорода в теплоносителе первого контура. Аммиак может вступать в реакцию с кислородом с образованием азота и воды или разлагаться на азот и водород, при этом создается избыточная концентрация водорода, смещающая реакцию радиолиза воды в сторону образования H₂O. Однако, при температуре около 300°С основные свойства аммиака ослабевают, и кроме того происходит увеличение равновесной концентрации водорода, вызванное разложением аммиака, что опасно с точки зрения радиационно-водородного охрупчивания материала корпуса. При высокой температуре кислотные свойства борной кислоты ухудшаются, тогда слабую кислотность борной кислоты можно нейтрализовать небольшими добавками едкой щелочи KOH. В таблице 1.6 приведены нормы качества воды первого контура реактора Нововоронежской АЭС (НВАЭС).

Таблица 1.6 - Нормы качества воды 1-го контура НВАЭС [8]

Показатель	Норма качества
pH	выше 6
концентрация калия, мг/кг	2,0 - 16,5
концентрация аммиака, мг/кг	выше 5
концентрация кислорода, мкг/кг	не более 10
концентрация водорода, мл/кг	30-60
концентрация хлоридов, мкг/кг	не более 10
концентрация борной кислоты в зависимости от состояния активной зоны, г/кг	0-8

Цирконий по данным [1] совместим с водой до 300-350°С. Однако коррозионная стойкость Zr и его сплавов в воде зависит от многих факторов, таких как наличие примесей и легирующих элементов, наличие и интенсивность нейтронного потока, наличие и характер распределения остаточных напряжений. На коррозию циркониевых сплавов существенно влияет содержание кислорода и водорода в составе теплоносителя. При соблюдении норм качества воды в аммиачно-калиевом режиме циркониевый сплав с 2,5% Nb может быть подвержен:

• окислению, с образованием ровной оксидной пленки;

• водородному охрупчиванию;

• нодулярной и фреттинг-коррозии в местах контакта с дистанцирующими решетками, что обусловлено наличием кислорода в теплоносителе.

Как замедлитель вода имеет наивысшую замедляющую способность. Сравнительно высокое поглощение нейтронов водой отрицательно сказывается на балансе нейтронов в активной зоне, вследствие чего в качестве топлива применяется только обогащенный уран.

В реакторах ВВЭР используется диоксид урана (обогащение догружаемого топлива - 4,4%), который обладает сравнительно низкой теплопроводностью, что приводит к большому градиенту температуры по сечению топливного сердечника и как следствие – к заметным термическим напряжениям, которые могут вызвать растрескивание материала. Из-за очень высокой температуры практически все газообразные продукты деления уходят в открытый объем, что порождает высокое давление газа под оболочкой твэла.

Из-за более высокой температуры внутренней поверхности оболочки и воздействия химически активной среды, содержащей продукты деления ядерного топлива, возможно коррозионное растрескивание оболочки твэла под напряжением. Наиболее опасными элементами, которые концентрируются в дефектах оболочек и вызывают их растрескивание, являются йод и кадмий, образующиеся при делении урана.

2. Анализ исходных данных и характеристика требуемого материала

1. Анализ влияния температуры

Проведем анализ влияния температуры на характеристики основы сплава. Из данных таблицы 1.3 видно, что температура фазового превращения в Zr Т_α-β=862°С=1135,15 К. Заданная рабочая температура Т_р= 310°С=583,15 К. Отношение а= Т_р/ Т_пл=0,514. Так как а>0,3, то важным является обеспечение сопротивления высокотемпературной деформации.

2. Механизм деформации

Заданное напряжение: σ_р=200 МПа = 2∙10⁸ Па = 2∙145,04∙10⁸∙10^-6 psi=2,9008∙10⁴ psi => log(σ_р)=4,462. Заданная рабочая температура T_р=310°С=583 К, температура превращения циркония α-β (согласно таблице 1.3): Т_α-β =862°С=1135 К Т_р/Т_α-β=583/1135=0,514

По карте механизмов деформации Эшби (рисунок 2.1) определяется вид деформации

чистого Zr: дислокационная ползучесть (карту механизмов деформации для сплава Zr+2,5%Nb найти не удалось).

Сравним требования к прочностным характеристикам материала, предъявляемые условиями работы, и прочностные характеристики основы:

σ_р^310°С∙n_в=200∙2,5=500 МПа; σ_в^310°С= 430-530 МПа [10]

σ_р^310°С∙n_0,2=200∙1,5=300 МПа; σ_0,2^310°С= 320-440 МПа [10]

После сравнения приходим к выводу, что основу упрочнять не нужно, однако необходимо повысить её пластичность.

Способами упрочнения основы могут послужить легирование или термомеханическая обработка, а также их комбинация.

Рисунок 2.1 - Карта механизмов деформации для чистого α-Zr с размером зерна 10 мкм [9]

3. Оценка радиационного повреждения металла

Флюенс нейтронов за время работы твэла 4 года:

• для тепловых нейтронов Ф_т=φ_т∙t_раб=0,1∙10¹⁹∙4∙365∙24∙60∙60=1,261∙10²⁶ н/м²

• для быстрых нейтронов Ф_б= φ_б∙t_раб=0,1∙10¹⁹∙4∙365∙24∙60∙60=1,261∙10²⁶ н/м²

1. Радиационное упрочнение и охрупчивание цирконий-ниобиевого сплава

В процессе облучения в материале происходит накопление радиационных дефектов, что приводит к изменению механических свойств циркониевых сплавов. Происходит увеличение прочностных характеристик и падение пластичности. При температуре облучения 300-350°С состояние насыщения радиационного упрочнения достигается при флюенсе 5∙10²⁴ м^-2 [4]. Облучение при низкой температуре (до 100°С) вызывает существенное повышение пределов текучести и прочности и резкое уменьшение пластичности (явление низкотемпературного радиационного охрупчивания НТРО). Однако при облучении сплавов при рабочей температуре компонентов активных зон водоохлаждаемых реакторов относительные удлинения имеют достаточно большие значения, а значит снижение пластичности незначительно.

При относительно кратковременных сроках службы в реакторе (3-5 лет) механические свойства циркониевых сплавов характеризуются состоянием насыщения. Но при длительной эксплуатации происходит дальнейшее понижение пластичности за счет накопления водорода – радиационно-водородное охрупчивание.

При нагреве до температуры несколько превышающей температуру облучения сплава начинается восстановление механических свойств циркониевых сплавов, при дальнейшем нагреве интенсивность восстановления повышается, а при температуре около 500°С происходит полное восстановление механических свойств [4].