Патент на изобретение №2195027
|
||||||||||||||||||||||||||
(54) СПОСОБ ЗАЩИТЫ ВНУТРИРЕАКТОРНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ ОТ РАЗРУШЕНИЯ
(57) Реферат: Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к технологическим способам защиты элементов активной зоны ядерных реакторов канального и корпусного типа от разрушения, и может быть использовано для подавления дебриз-эффекта, фреттинг и локальной коррозии тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), тепловыделяющих сборок (ТВС), технологических каналов (ТК). Технический результат достигается тем, что на поверхность, или часть поверхностей ТВЭЛ, и/или ТВС, и/или ТК наносят защитное покрытие из материала с микротвердостью, превышающей микротвердость конструкционных материалов и их окислов контура ядерных реакторов. При этом на поверхность наносят алмазоподобное покрытие. Кроме того, на поверхность наносят карбиды, нитриды или бориды металлов. На поверхность можно наносить алмазоподобное покрытие совместно с карбидами, нитридами, боридами металлов в различном сочетании. 3 з.п.ф-лы. Способ относится к технологии защиты элементов активной зоны ядерных реакторов канального и корпусного типа от разрушения в результате коррозии и механического истирания путем нанесения защитных покрытий. Прежде всего для повышения работоспособности тепловыделяющих элементов, технологических каналов, тепловыделяющих сборок. Тепловыделяющие элементы (твэл) активной зоны большинства российских ядерных реакторов выполнены из сплава циркония с 1% ниобия на зарубежных реакторах из циркалоя. Помимо сплавов циркония используются сплавы алюминия и стали. В основном это достаточно пластичные, имеющие низкую твердость материалы. Твэлы объединяются в тепловыделяющие сборки (ТВС) с помощью дистанционирующих решеток, которые выполнены из стали или сплава циркония. При эксплуатации ТВС различные механические загрязнения теплоносителя, появляющиеся в контуре в результате монтажных или ремонтных работ (металлические стружки, проволока, сварной град и т.п.), а также дисперсные частицы, образующиеся в результате коррозии конструкционных материалов (продукты коррозии более твердые, чем основной металл), осаждаются или застревают в районе дистанционирующих решеток. Указанные загрязнения, находясь в зоне дистанционирующих решеток, под воздействием потока теплоносителя осуществляют колебательные движения и механически воздействуют на поверхность твэла (твэлов). В результате этого нарушается защитная окисная пленка, интенсифицируются коррозионные процессы, а также происходит и чисто механический износ тонкой оболочки твэла – дебриз-эффект. Для решения этой проблемы на ряде зарубежных реакторов были установлены сетчатые фильтры, позволяющие удалять механические загрязнения определенного размера, это отсекает поступление в активную зону значительной части крупных частиц (Strasser A. Experiments, Mechanisms and Management. 26-29 May 1992, Dimitrovgrad, Russia). Другим решением являются мероприятия, осуществляемые для предотвращения попадания загрязнений в контур реактора при проведении монтажных и ремонтных работ. Несмотря на реализацию этих решений, главной причиной разгерметизации твэлов на настоящий момент как на зарубежных, так и на российских реакторах является дебриз-эффект. Все проводимые мероприятия направлены на уменьшение вероятности попадания механических частиц в активную зону реактора, но ни одно из них не решает задачу борьбы с дебриз-эффектом в случае попадания частиц в активную зону и застревания их, как правило, в дистанционирующей решетке. При эксплуатации сборок могут происходить некоторые деформационные процессы в местах контакта твэлов в местах крепления, прежде всего в дистанционирующих решетках. Под воздействием потока теплоносителя происходит вибрация твэлов, в результате чего реализуется фреттинг-коррозия (Смирнов А.В. Марков Д. В. Поленок B.C. и др. Исследование причин разгерметизации штатных твэлов ВВЭР и РБМК. Научно-технический семинар “Модернизация, совершенствование и повышение эксплуатационной надежности ядерного топлива РБМК” с.39-48. 25-27 октября 2000 г., г. Электросталь). Помимо этого, в канальных реакторах типа РБМК, в которых не подавлен радиолиз теплоносителя, под воздействием образующихся окислителей протекают процессы локальной коррозии как твэлов, так и технологических каналов (ТК). Образующиеся окислы циркония совместно с продуктами коррозии стальных конструкций циркуляционного контура, проходя через активную зону, приводят к механическому истиранию защитного окисного слоя на поверхности твэл. Эти проблемы можно решить, если обеспечить защиту поверхностей прежде всего оболочек твэл от истирания под воздействием вибраций в системе оболочка твэл – дистанионирующая решетка (фреттинг-коррозия) либо в системе оболочка твэл – механическая частица, застрявшая в дистанционирующей решетке (дебриз-эффект), а также необходимо исключить контакт агрессивной среды, которой является теплоноситель при неподавленном радиолизе воды, с поверхностью оболочки твэл. Эти 3 задачи можно решить путем нанесения на поверхности внутриреакторных конструкций, таких как твэлы, ТВС и ТК защитные покрытия. Известен способ защиты топливосодержащего графитового блока, выполненного из смеси карбида циркония, карбида урана и графита путем нанесения покрытия из карбидов циркония или ниобия (пат.РФ 2066485, БИ 25, 1996 г.), но это покрытие защищает поверхности блока от высоких температур. Известен способ защиты внутриреакторных конструкций – стальных поверхностей оборудования контуров ядерного реактора – путем нанесения никель-фосфорного покрытия (прототип – Авторское свидетельство 1028091, БИ 22, 1989 г. ), покрытие имеет твердость выше твердости циркония, но это покрытие в случае нанесения на циркониевые поверхности имеет существенный недостаток, оно имеет с цирконием слабую адгезию и при облучении в нейтронном потоке никель образует радиоактивный кобальт-58, который ухудшает радиационную обстановку контура реактора. Задачей, на которую направлено изобретение, является подавление дебриз-эффекта, фреттинг и локальной коррозии твэлов, ТВС и ТК, выполненных из циркония и его сплавов, что в конечном итоге повысит надежность работы ядерного реактора за счет снижения вероятности разрушения внутриреакторных элементов из-за коррозии и механического истирания. Для этого предложен способ защиты внутриреакторных элементов, в частности тепловыделяющих элементов, тепловыделяющих сборок и технологических каналов, от разрушения, заключающийся в том, что на поверхность, или часть поверхности тепловыделяющих элементов, и/или тепловыделяющих сборок, и/или технологических каналов наносят покрытие из материала с микротвердостью, превышающей микротвердость конструкционных материалов и их окислов контура ядерных реакторов. При этом на поверхность наносят алмазоподобное покрытие. Кроме того, на поверхность наносят карбиды, нитриды или бориды металлов. На поверхность можно наносить алмазоподобное покрытие совместно с карбидами, нитридами, боридами металлов в различном сочетании. Чтобы решить поставленные задачи покрытие должно иметь следующие свойства: 1 – твердость и износоустойчивость покрытия должно превышать аналогичные свойства частиц, которые могут появиться в контуре; 2 – сечение поглощения нейтронов материала покрытия должно быть соизмеримо с поглощением нейтронов конструкционного материала твэла, ТВС или ТК, либо вклад в поглощение нейтронов этого покрытия должен быть соизмерим с поглощением нейтронов окисной пленки продуктов коррозии, присутствующей на поверхности твэл и пр., при условии, что материал покрытия не выполняет еще и другие функции, например выравнивание энерговыделения по высоте зоны; 3 – материал покрытия не должен активироваться с образованием долгоживущих радионуклидов с жестким спектром излучения; 4 – покрытие должно иметь хорошее сцепление с материалом твэла, ТВС или ТК и не разрушаться в процессе эксплуатации. Этим целям удовлетворяют прежде всего алмазоподобные покрытия, а также покрытия на основе карбидов, нитридов, боридов металлов, обладающих высокой твердостью. Для сравнения приведем микротвердости циркония, алюминия, стали с микротвердостью предлагаемых покрытий (по данным работ:. Панченко Е.В., Скаков Ю. А., Кример Б.И. В кн. Лаборатория металлографии. Под ред. Б.Г. Лифшица. Изд. “Металлургия”, Москва, 1965. Долгий Д. И. , Ольшанский Е.Д., Рязанцев Е.П. Получение алмазоподобных углеродных пленок и применение. Конверсия в машиностроении. 1999г., вып.3-4 (34-35), с. 119-122. Барышников М.В., Дубровин К.П. Обобщение результатов послереакторных исследований уран-циркониевых твэлов. Доклад на конференции. НИИАР, Дмитровград, 2000 г.). Материал – Микротвердость кг/мм2 Алюминий литой –  37,0Алюминий деформированный – 25,0затем отожженный при 40oC в течение 4 ч, неполированный Сталь 10, основной металл – 161 Сталь 45, основной металл – 191 Сталь ЭИ229 – 825 – 965 Карбид циркония – 2836 – 3480 Карбид титана – 2850 – 3390 Карбид вольфрама-циркония – 2700 – 2733 Карбид вольфрама – 3000 – 3400 Карбид бора – 3700 Карбид ванадия – 2400 – 2800 Борид титана – 3400 Борид циркония – 2200 Никель-фосфорное покрытие – 500 – 550 Алмазоподобное покрытие – 4000 – 6000 Микротвердость циркониевых оболочек твэл: До облучения – 120 После облучения – 150 – 200 Алмазоподобное покрытие имеет хорошую адгезию, высокую износостойкость, пленка не обрабатывается даже алмазной пастой, высокий класс качества поверхности. Эти покрытия обладают также высокой химической стойкостью, не реагируют с кислотами и щелочами. С целью снижения внутренних напряжений при создании относительно толстых алмазоподобных пленок (5-20 мкм) целесообразно производить совместное нанесение алмазоподобной пленки с карбидами, нитридами, боридами металлов, например хорошо совместимым с алмазоподобной пленкой карбидом кремния. Применение покрытий с высокой микротвердостью и коррозионной стойкостью и прежде всего применение алмазоподобных покрытий, а также боридов, нитридов и карбидов металлов позволит решить вопросы износа и коррозии оборудования и элементов контура энергетических установок и АЭС. Формула изобретения
|
||||||||||||||||||||||||||
