Реакторні графіт: розробка, виробництво і властивості
Ю. С. Віргиліо, А. Н. Селезньов, А. А. Свиридов, І. П.
Калягіна
Конструкційні
вуглецеві матеріали (КУМ) знайшли широке застосування в атомних реакторах
різного призначення: дослідних, транспортних, промислових
уран-графітових (ПУГР), високотемпературних (ВТГР), енергетичних (ЕГП-6) і
великої потужності канальних (РБМ-К). У них КУМ використовуються у тепловиділяючих елементах
сповільнювача і відбивача нейтронів. В останньому випадку потреба в графіті
обчислювалася десятками тисяч тонн, що зажадало створення в країні абсолютно
нового промислового виробництва - виробництва реакторного графіту. Крім
того в конструкціях названих реакторів використовуються вироби з графітів
різних марок як ущільнювачів і підшипників.
Виробництво
графітів базується на застосуванні коксів різної мікроструктури як
наповнювачів і як в'яжучих речовин пековий, що отримуються, як правило, з
кам'яновугільних смол. Наповнювачами для графітів атомних реакторів можуть
служити коксу, отримані з нафти або з конденсованих продуктів коксування
вугілля, яке за своєю мікроструктурі близькі до ізотропним. Їх оцінка по
10-бальною системою дорівнює 1,9-2,3 бали відповідно до ГОСТ 26132-84 (Кокси
нафтові та пекові. Метод визначення мікроструктури).
Технологія
отримання зазначених графітів для кладки реакторів і кілець твердого контакту
полягає в підготовці наповнювача (стадій прожарювання, подрібнення й поділу
на фракції), змішуванні підготовленої шихти з Пеком і пресуванні отриманої
маси в заготовки необхідних габаритів. Потім «зелені» заготовки обпалюються,
просочуються кам'яновугільним Пеком до досягнення необхідної щільності, і
після операції останнього випалу гра-фітіруются. При цьому графіт прагнуть
отримати «максимально чистим», без домішок різних елементів (особливо
бору), що принципово для ефективної роботи реактора в цілому.
Історична довідка
В
вітчизняній практиці нафтової спецкокс (марки КНПС) був отриманий у 40-х роках
на потужностях Московського досвідченого нафтопереробного заводу «Нафтогаз» і
перероблений в графіт для атомних реакторів на Московському електродному заводі
(МЕЗ) [1]. На основі цього графіту в 1946-1947 рр.. виготовили блоки з розмірами
100x100x500 мм для першого на європейсько-азіатському континенті реактора [2].
Реактор експлуатується вже протягом 55 років.
В
умовах ОЕЗ, тій його частині, яка була збудована і пущена в експлуатацію в
30-х роках, стабільне багатотоннажні виробництво реакторного графіту не могло
бути реалізовано, і для забезпечення створюваних уран-графітових реакторів у
1946 р. у Москві був побудований завод, який увійшов до надалі як досвідченого
до складу утвореного в 1960 р. Державного науково-дослідного
інституту конструкційних матеріалів на основі графіту (НІІграфіт). На досвідченому
заводі зроблені блоки кладки всіх ПУГР, Першої реактора АЕС в Обнінську,
енергетичних реакторів Біло-Ярському і Білібінська АЕС, блоки двох перших
реакторів РБМ-К Ленінградській АЕС з гарантованим ресурсом експлуатації 30
років, а також розроблений графіт (ВПГ) для виготовлення кілець твердого контакту
(КТК) для реакторів РБМ-К з гарантованим ресурсом їх експлуатації 20 років. У
Надалі, у зв'язку з переорієнтацією потужностей ОЕЗ на вирішення інших важливих
для промисловості і держави завдань, масове виробництво КТК і блоків
кладки РБМ-К, а потім і втулок ПУГР було переведено на побудований і пущений в
експлуатацію в 1954 р. Челябінський електродний завод (ЧЕЗ). Для його забезпечення
сировиною організовано розширене виробництво коксу КНПС, у тому числі на
Волгоградському НПЗ [3].
Таким
чином, у період 1940-70-х рр.. були створені виробництва як реакторних
графітів, так і сировини для них, за потужністю відповідні планам створення
атомної енергетики в СРСР. Створені потужності дозволяли постачати вироби для
всіх типів ядерних реакторів, а виробництво необхідного графіту могло бути
продубльовано на двох електродних заводах - у Москві та Челябінську.
Дослідженню
впливу властивостей вихідних сировинних матеріалів, параметрів технологій
виробництва різних марок графітів для реакторів різних типів у період
1940-50-х рр.. присвячено багато робіт лабораторій дослідного заводу, ОЕЗ, а з 60-х
років і створеного інституту НІІграфіт. Практично всі новостворювані марки
графітів конструкційного призначення, виготовлені на основі ізотропного коксу
КНПС, проходили випробування на придатність для роботи в зоні опромінення.
Основні характеристики реакторного графіту
В
табл. 1 наведені властивості серійно вироблюваних вітчизняних марок КУМ в
порівняно із закордонними аналогами [4]. При цьому необхідно враховувати, що
внаслідок технологічних особливостей виробництва, фактичні значення
деяких характеристик для конкретних партій матеріалу можуть відрізнятися від
номінальних на 10-20% [5].
Розглянуті
матеріали належать, в основному, до класу середньозернисті графітів з щільністю
1,7 - 1,8 г/см3. Вказана щільність для графітів, отриманих екструзійних
методом пресування, досягається застосуванням однієї або декількох просочень
обпалених заготовок Пеком. Оскільки напівфабрикати графітіруют при температурі
вище 2500 ° С, такі графіти мають хорошу кристалічності - параметр
кристалічної решітки З знаходиться в інтервалі значень 0,6716-0,6754 нм,
ступінь графи-тації g = 0,8-0,9 отн. од.
Вітчизняний
неущільнених середньозернисті реакторний графіт має міцність того ж рівня,
а температурний коефіцієнт лінійного розширення (ТКЛР) - вище, в порівнянні з
ущільненими пе-копропіткамі зарубіжними графіті-аналогами (TSX, CSF тощо),
пропрацювали в якості блоків у американських плутонієвих реакторах у
Ханфорді [6].
Графіт
ВПГ для кілець твердого контакту РБМ-К, рекомендований також для зовнішнього
відбивача і опорних колон реактора ГТ-мГр [7], за міцністю,
теплопровідності, ТКЛР близький за властивостями до двократно-ущільненим
пекопропіткамі високощільні закордонним реакторним графіту [4]:
--
німецькому ATR-2E на основі пекового коксу, створеному для відбивача високотемпературного
газоохлаждаемого реактора AVR;
--
американському Н-451 з нафтовим коксом-наповнювачем для перспективного (не
побудованого) ВТГР HTGR;
--
французьким графіту фірми UCAR для реакторів РРЕА і SLWXX.
При
це по ТКЛР (що істотно для радіаційної стійкості) графіт ВПГ
перевершує ATR-2E і, особливо, Н-451. Міцність японських дрібнозернистих
графітів марок IG-11 і IG-110 для високотемпературного реактора HTTR, а також
досвідченого графіту DM332PU фірми UCAR, вище, хоча ТКЛР у них того ж порядку. Остання
зумовлює і близьку радіаційну розмірну стабільність, що буде
розглянуто нижче.
Вплив типу сировини і технології одержання на властивості
графіту
Досвідчені
партії графітів МІГ-1 і МІГ-2, виготовлені на МЕЗе в кінці 80-х років
переважно із зерен фракцій менш 100 мкм і відпресовані в ізостате,
мають у порівнянні з графітом IG-110 (ізо-графіт), практично однакові
властивості, якщо їх піддати додаткового ущільнення Пеком.
Вироблений
в промислових умовах графіт марки АРВу, який має загальнопромислове
застосування, поступається за своїми властивостями японському реакторному графіті [4].
Однак, після зв'язування порошку цього графіту низькотемпературним
піро-графітом, в розроблених для ВТГР композитах типу ДСП, помітно збільшився
ТКЛР і в кілька разів підвищилася міцність [8].
Високоміцні
графіти іноді отримують на основі непрокаленних коксів. Наповнювач з них
містить до 6-7% летких речовин, що при випаленні дозволяє отримати матеріал з
монолітною структурою без чітких меж розділу між зернами [9]. У різних
марок таких графітів були високі щільність і характеристики. У
промислових масштабах реалізовано виробництво дрібнозернистих марок графіту
типу МПГ (МПГ-6, 7, 8), випуск яких був освоєний до кінця 80-х років на трьох
електродних заводах - МЕЗе, ДЕЗе і ВЗГІ. Технологія базувалася на пресуванні
порошків.
Графіт
марок МПГ, не дивлячись на високу міцність, не могли бути застосовані в якості
елементів кладки в реакторах через недостатню теплопровідності матеріалу, а
також у зв'язку з обмеженими габаритними розмірами заготовок. Зазначене було
обумовлено технологічними особливостями їх виробництва. Змінити властивості
графіту вдалося значно пізніше - коли перейшли на застосування коксу з кращого
графіті-вання. При цьому були змінені і багато технологічні параметри
процесу.
Виконані
в кінці 70-х рр.. в інституті НДІ-графіт дослідження щодо отримання графітів
екструзійних пресуванням непрокаленних коксів (досвідчені середньозернисті
графіти марок КПГ) [10] не реалізовані в промисловості.
Не
була впроваджена в 80-х роках і технологія отримання екструзійних методом
великогабаритних заготовок для атомних реакторів, так званий
«Нудель-процес». Дослідна партія заготовок була випущена в невеликому обсязі,
отримала марку ГР-1
Таблиця 1 Фізичні властивості реакторних графітів
різних марок вітчизняних і зарубіжних виробників [4]
Марка
d,
г/см3!
о, МПа
Е, ГПа
KIC * МПЛ-м1/2
X, Вт/(м • К)
р, ТКЛР, КІК-1 мкОм'м
розтягнення вигин
стиснення
РБМК
1,68
7,6
19
34
6,5
0,37
103
10
3,8
6 ^
14
^ 3
^ 0
0,33
"89"
Тз "
4 ^ 2
ЕГП-6
1,69
11,7
28
11,2
80
5,9
3,7
^ 5 ~
25
5,2
75
10,4
4Й?
TSGBF
1,65
16
14
2,7
8 ^
^ 20
^ 9
TSX
1,71
38
11,4
6,0
1,1
37
6,3
12,6
4Л ~
P3AN
1,68
14
42
11
2,5
9 ^ 2
^ 8
TJ
^ 9
PGA
1,74
10
15
32
12
140
6
1,3
"б"
II
35
5 ^
3 ~?"
ВПГ
1,84
16
35
60
12
1,20
160
8
5,0
8
^ 20
58
Т
і?
Те
5,4
ATR-2E
1,80
12,5
23
57
9,6
179
4,4
Т
57
8,4
163
4 ^ "
Н-327
1,78
13
21
32
-
0,64
150
5,6
1,3
Т
Т?
28
4 ^ "
-
140
тг
ЗТ
Н-451
1,76
16
28
56
9
1,45
135
3,6
т?
16
54
8
-
125
4 ^ 6 "
IG-110
1,78
25
39
80
9,4
0,78
124
11,5
4,2
10
-
128
-
4 ^ 2
МІГ-1
1,73
16
24
55
7,9
120
11
4,8
МІГ-2
1,67
35
70
75
90
13
5,1
АРВу
1,69
14,5
26
61
6,8
51
16
5,3
7 ^ 8 "
БТ
Тз "
4J
ГР-1
1,73
15
30
70
8-10
0,80
86
15
5,2
Is
^ 25
84
90
Т4
5,4
АГ-1500
1,73
41
60
8
80
18
4,0
Те
90
10,5
4j
P3JHA2N
1,78
16
11
126
10
2,9
Тб
4,1
КПГ
1,80
14
30
64
9,0
1,2
140
9-12
6,8
^ 27
11
-
140
13
6,8
МПГ
1,80
32
55
100
11
1Д
95
11,7
7,3
95
10,7
6 ^
СПП
1,56
17
49
8,3
0,8
80
13,5
5,8
ЕР
1,60
20
28
7,5
0,1
50
25
5,9
8
25
17,5
-
170
5,5
TTi
ДСП-50
1,72
33
70
205
17
86
21
5,8
ДСП-90
1,79
95
352
21
90
32
5,5
РРЕА
1,85
22
34
82
12
-
140
9
5,0
19
28
-
11
130
10
"5 ^ 3"
SLWXX
1,83
20
24
64
11
1,3
165
7
4,6
16
21
10
-
146
9
"sT
DM332PU
1,81
34
43
91
12
1,0
117
11
4,6
CSF
1,68
17
52
11
255
4,5
1,8
Т?
46
Т
Тз2 ~
7,7
3,8
Примітки:
Чисельник - показники для паралельного висоті блоку напрямки, знаменник
- Перпендикулярного. Для ізотропних графітів - середні значення.
Теплопровідність (X) дана для кімнатної температури, ТКЛР - для інтервалу
температур 250-500 ° С, KJC - коефіцієнт інтенсивності напруги (в'язкість
руйнування) і була призначена для блоків ВТГР. Хоча і слід було очікувати
підвищення технічних характеристик матеріалу ГР [11], проте подібна
технологія на тлі масового виробництва атомних графітів марок ГР і ВПГ для
реакторів РБМ-К була технічно і економічно недоцільна.
отриманому
графіті ГР-1 були властиві висока міцність і підвищений ТКЛР. За властивостями він
перевершував графіти, відпрацювали свій ресурс в кладках національних реакторів
ВТГР - американський FSV (Н-327) і німецький AYR (ATR-2E). По міцності при
стиску і вигині, модулю упругості і ТКЛР графіт ГР-1 краще американського
графіту Н-451, розробленого для призматичних блоків кладки більш потужного
високотемпературного реактора HTGR. З-за технологічних особливостей
виробництва напівфабрикату МПГ графіт ГР-1 має недостатню
теплопровідність, її можна підвищити додатковими пекопропіткамі, що однак
здорожує процес виробництва.
Графіт
марки СПП-МПГ-Р для паливних елементів високотемпературних реакторів (кульові
ТВЕЛи і компакти) можна отримати з дрібнозернистого наповнювача - порошку
графіту МПГ. Сполучною тут є погано графітірующаяся
фенол-формальдегідні смола. До того ж остаточна температура обробки не
перевищує 2000 ° С. Тому такий двофазний матеріал має неграфітірованний
компонент і невисоку теплопровідність [12].
Нафтовий
напівкокс як сполучна використовується в композиційному графіт-графітовому
матеріалі ЕР, в якому летючі речовини в напівкокс пов'язують рафінований
природний графіт-наповнювач. При графітаціі з напівкоксу утворюється міцний
графітовий каркас, а природний графіт зумовлює пластичність матеріалу і
його високу теплопровідність в радіальному напрямку.
За
ряду причин після закриття провадження спецкокса на нафтопереробних
заводах в Горькому та Москві, а пізніше - в 1994 р. і на НПЗ у Волгограді [13],
виробництво атомних графітів, що базувалося виключно на коксі КНПС, було
зупинено, і заводи виявилися не готові до його відновлення через відсутність
розробок по коксу-дублеру.
Розширення сировинної бази для отримання реакторного
графіту
Фахівцями
Углеродпрома і Челябінського електродного заводу було виконано великий обсяг
досліджень властивостей коксів вітчизняних виробників. Найбільш придатним по
своєї мікроструктурі виявився пековий кокс коксохімічних виробництв [14,
15]. Однак за своїми властивостями він істотно відрізняється від коксу КНПС, що
зажадало, відповідно, змінити параметри технологічного процесу [16].
Результатом відпрацювання технології на новому сировину стало повне відновлення
виробництва графітів ВПГ і виробів з них (змінних елементів - кілець і втулок
для різних типів реакторів) на потужностях Челябінського електродного заводу,
що забезпечило безперебійну і безаварійну експлуатацію реакторів, їх своєчасний
ремонт і заміну ТВЕЛів.
НІІграфіт
разом зі спеціалізованими інститутами після великого обсягу досліджень
графіту ВПГ на основі прожарену пекового коксу, а також випробувань виробів з
цього графіту, були видані позитивні висновки про застосовність отриманих
матеріалів в існуючих конструкціях реакторів без зменшення ресурсу
експлуатації виробів і агрегатів в цілому.
На
одному з підприємств була проведена спроба отримати графіт для КТК (умовно
графіт ГР-76-КС) на основі сланцевого (смоляного) прожарену коксу з
мікроструктурою БСР = 3,9-4,3 бала. Однак відомо, що кокс з такою
мікроструктурою, хоча і дає гарні значення теплопровідності, має
знижені міцність і щільність, а отримані графіти відрізняються підвищеною
анізотропією властивостей, що й підтвердилося на досвідчених партіях.
Подальше
вдосконалення водо-графітових атомних реакторів піде, як можна очікувати,
шляхом підвищення їх одиничної потужності, збільшення гарантованого терміну
служби з одночасним підвищенням надійності при експлуатації. Для цих цілей
Углеродпром і ЧЕЗ відпрацьовують технології одержання декількох марок графітів з
високими експлуатаційними характеристиками [17, 18].
В
Як сировина використовується композиційний наповнювач з непрокаленних коксів,
різних за природою і мікроструктурі. Зазначене, в поєднанні з обраним
способом пресування, дозволяє отримувати графіти з широким діапазоном властивостей,
необхідні для нових конструкцій реакторів різних розмірів. З метою
стійкості виробництва графітів розроблена і впроваджена у виробництво на
ЧЕЗе технологія отримання пекового коксу з більш низькою температурою закінчення
процесу коксування в порівнянні з такої на коксохімічних підприємствах
[19].
Властивості
нових марок графітів, отриманих в промислових умовах ЧЕЗа, представлені в
табл. 2.
Таблиця
2 Властивості нових марок графітів на основі композиційних наповнювачів,
отриманих на Челябінськом електродному заводі
Марка графіту на основі
Властивості
графітів
композиційного наповнювача
dk, г/см3
о,
МПа
Е, ГПа
X,
р, мкОм • м
ТКЛР, КГ6
до-1
вигин
стиснення
Вт/(м-К)
ЧКГ-3 (0275x260 мм)
1,82
30,
2
52
, 9
10,0
116
10
, 3
4,2
ЧКГ-4 (0205x260 мм)
1,83
26,
4
58
, 6
11,3
137
9,
4
4Д
ГРЧ (0125x1200 мм)
1,89
30,
5
83
, 1
12,4
122
9,
0
5,0
ГРЧ (430x570x1300 мм)
1,79
19,
2
47
, 3
8,6
152
8,
0
4,4
ГРЧ-Г (0260x230 мм)
1,89
23,
7
65
, 1
11,0
164
8,
0
4,2
Таким
чином, виконані дослідження дозволили розробити технологію одержання
нових марок високощільних графітів з широким діапазоном властивостей; значно
розширити габарити заготовок і виробів з них; впровадити у виробництво
різне за своєю природою сировину від декількох постачальників і розробити
технології одержання нових видів сировини. Все це робить виробництво нових КУМ
гнучким і стійким і дозволяє розглядати самі матеріали як перспективні
для застосування в атомних реакторах нових конструкцій підвищеної потужності
(наприклад, МКЕР-1500) з тривалим терміном гарантованої експлуатації.
Зміна властивостей графіту в умовах радіації
В
результаті багаторічних радіаційних випробувань вуглецевих матеріалів у
дослідних і промислових реакторах і вивчення властивостей кернів,
систематично вибуріваемих з кладок діючих реакторів, встановлені
закономірності поведінки графіту при опроміненні і залежність спостережуваних
змін від технічних характеристик графіту, в тому числі від його структури і
властивостей. З останніх найважливішим є радіаційне зміна розмірів або
формозміни (мал. la), оскільки визначає як конструктивну стабільність
кладки, так і радіаційне зміна макросвойств самого графіту.
При
низькотемпературному опроміненні (<300 ° С) усадка відсутня, а первинне
розпухання V] стабілізується на який визначається температурою рівні (А ///),. При
високих дозах воно переходить у вторинну розпухання зі швидкістю Vl (мал. la,
крива 7). Опромінення при середніх температурах (350-800 ° С), відповідних
робітникам, викликає усадку, що йде в водографітових реакторах протягом 20-25 років
з постійною швидкістю v2. Усадка при Fm змінюється вторинним розпухання з
швидкістю V2 (крива 2 на рис. 1). При високотемпературному опроміненні (> 900
° С) початкова усадка невелика або відсутня і переходить у вторинну
розпухання зі швидкістю V $ (крива 3).
Природно,
що має місце в промислових партіях згадана вище варіація структури і
властивостей, зовнішніх факторів (умов опромінення, окислення, «якості» опромінення і
т.д.), відображається на вказаних на рис. la показники: швидкість усадки зростає
як зі зменшенням ТКЛР, так і особливо з погіршенням ступеня досконалості
кристалічної структури. При цьому вторинне розпухання наступає швидше за
дозі, його швидкість вище (значення Fm і F0 зменшуються, v збільшується).
Зниження щільності із-за розпухання або окислення зменшує швидкість V. Зростання
температури опромінення спочатку збільшує V, а потім остання знижується.
Екстремум швидкості розпухання відповідає температурі 700-850 ° С.
На
рис. 2 для температури опромінення 350-450 ° С дані дозові залежності
формозміни вітчизняного блокового реакторного графіту ГР і графіту TSX
американського реактора N в Ханфорді [6]. У графіту TSX вище формозміни
блоків кладки, особливо її анізотропія. Низьку розмірну стабільність графіту
зумовило використання високо-анізометрічного коксу Conventional.
дозові
залежності для графіту ГРП-2 принципово такі ж, що і для графіту ГР. При
температурах 500-550 ° С усадка в перпендикулярному напрямку та сама, а в
паралельному - більше. Вторинне розпухання починається при більшому флюенсе і
йде з тією ж швидкістю. Швидкість усадки ГРП-2 близька до такої у Н-451, а її
рівень менше, ніж у
Рис.
1. Залежність відносних змін розмірів (а) і фізичних властивостей (б)
графіту від флюенса нейтронів (/).
/о
- Критичний флюенс нейтронів; р - Електроопір; Е - модуль Юнга; К --
термічний опір (зворотній теплопровідність); о - межа міцності при
стисненні; Н - твердість. Температури опромінення (° С): 1 - 50-300; 2 - 300-900; 3 --
> 900
Рис.
2. Залежність від флюенса нейтронів відносної зміни розмірів зразків
(/ У//) реакторних графітів.
Орієнтування
зразків - паралельно (| |) і перпендикулярно (JL) висоті блоку. Температура
опромінення 350-450 ° С
Рис.
3. Залежність відносної зміни довжини зразків ВТГР різних марок від
флюенса нейтронів.
Вирізка
зразків перпендикулярно (а) і паралельно (б) довжині заготовок. Температура
500-600 ° С. 1 - ГРП-2; 2 - Н-451; 3 - ГР-1; 4 - ATR-2E; 5 - IG-110
зарубіжних
графітів на основі пропечений коксів ATR-2E і IG-110 (рис. 3).
дозові
залежно формозміни при 350 - 450 ° С зразків дрібнозернистих графітів:
вітчизняних АРВу, МІГ-1, МІГ-2, ДСП і японського IG-110, опромінених разом у
реакторі БОР-60, дані на рис. 4 [20]. Формозміни пресованого АРВу,
природно, зі зворотним анізотропією близько до такого «прошивного» ГР на рис.
2. При зв'язуванні порошку цього графіту піроуглеродом швидкість усадки такого
композиту різко зростає через наявність не-графітованих компонента --
піроуглерода. Усадка відформованих в ізостате зразків інших трьох графітів
ізотропна і менше, ніж у АРВу. При цьому МІГ-1 і -2 стабільніше японського
реакторного графіту. Положення показаних на рис. 4 кривих пояснюється
відмінністю мікроструктури графітів й відмінністю значень їх ТКЛР, з яким
пов'язане формозміни.
Гарна
кристалічності, міцніші структурні зв'язки, високе значення ТКЛР
графітів на основі непрокаленного нафтового коксу зумовили їх високу
радіаційну стабільність [21]. З цієї причини дозові залежності
формозміни ГР-1 близькі до таких для зразків МПГ. Його формозміни
істотно менше, ніж у графітів на основі пропечений коксів: ГР (див. рис.
2) та ГРП-2,
Рис.
4. Залежність відносної зміни розмірів зразків дрібнозернистих
графітів на основі пропечений нафтових коксів від флюенса нейтронів.
1
- АРВу; 2 - IG-110; 3 - МІГ-1; 4 - МІГ-2; 5 - ДСП-90
а
також зарубіжних щільних графітів ATR-2E і IG-110 (рис. 3).
Швидкість
усадки і її рівень у зразків матричного матеріалу СПП-МПГ-Р був вищим, ніж у
МПГ, незважаючи на те, що наповнювачем служив порошок графіту МПГ (рис. 4).
Визначальним тут з'явилося поведінка другої фази - не повністю
графітіро-ного сполучного [22].
Накопичені
дані дозволили намітити область надійної експлуатації (life-time) реакторного
графіту ГР, що істотно перш за все для прогнозування ресурсу кладок
діючих реакторів. Для перпендикулярного напрямки, де вторинне
розпухання починається раніше по дозі, на рис. 5 нанесена залежність
критичного флюенса F0 від температури. З її зростанням він знижується. Ліворуч від кривої
- Область, де вторинне розпухання ще не розвинулось. Праворуч - область, в
якої воно превалює і йде з постійною швидкістю. Тут графіт може
працювати, втрачаючи свою міцність нижче початкового значення до опромінення. При цьому
руйнування кладки під собст-
Рис.
5. Залежність від температури опромінення критичного флюенса нейтронів
(life-time) зразків реакторних графітів.
венним
вагою ще не відбувається. Наявність окислення, так само як і зниження початкової
міцності зменшує допустимий час роботи.
Проведені
дослідження забезпечили безпечну роботу реакторного графіту ГР-220 в кладках
промислових реакторів і обгрунтували можливість продовження терміну їх роботи.
Експлуатація ПУГР протягом 40 років, коли їх ресурс був перевищений більш ніж у
два рази, підтвердила зроблені висновки. Результати випробувань зразків графітів
ГР-280 і ГРП-2 для реакторів РБМ-К при подальшій експлуатації підтвердили
гарантії, видані при розробці графітів для цього реактора, і дозволили
обгрунтувати продовження терміну їх роботи ще на 15 років. Застосування графіту ГР-1
забезпечить роботу блоків кладки перспективного реактора МКЕР-1500 з 50-річним
ресурсом, здатного замінити реактори РБМ-К після закінчення їх експлуатації
[23].
У
розроблених на основі альтернативних коксів графітів експериментально і шляхом
розрахунку [24] підтверджена радіаційна розмірна стабільність. Формозміни
разом опромінених при 350-450 ° С в реакторі БОР-60 зразків реакторного
втулочно графіту - альтернативних і стандартного - зіставлене на рис. 6.
Оскільки у графітів ГР-КП-П і ГР близькі ТКЛР і ступеня досконалості
кристалічної структури, вони мали й близькі швидкості усадки. При цьому
вторинне розпухання у першій почнеться пізніше по дозі. Виконана в
Відповідно до [24] розрахункова оцінка для ГР-КП-П (пунктиром на рис. 6) близька до
наявними експериментальними даними.
У
графіту ГР-КС-П усадка та швидкість усадки перпендикулярних зразків близька до
показниками стандартного графіту. У той же час, низький ТКЛР паралельних
зразків зумовив більш високу усадку і її швидкість в цьому напрямку. За
рахунок цього з'являється і більша анізотропія формозміни. З ними збігаються і
дозові залежності графіту ЕГП-6 на основі цього коксу для втулок реакторів
БіАЕС.
Рис.
6. Залежність від флюенса нейтронів відносного зміни довжини зразків
втулочно реакторного графіту на основі різних коксів.
Температура
350-450 ° С: 1 - нафтовий КНПС (ГР-76); 2, 2 '- пековий (ГР-КП-П); 3, 4 --
сланцевий (ГР-КС-П і ЕГП-6). Суцільні криві - експеримент, пунктир (2 ') --
розрахунок. Вирізка зразків - паралельно (| |) і перпендикулярно (_1_)
щодо направлення пресування
Розраховане
відповідно до [24] формозміни при 500-600 ° С зразків графіту ГРП-2-КП
близько до такого для двічі ущільненого і з Пеком-наповнювачем графіту
ATR-2E.
Властивості
графітів в результаті опромінення швидко по дозі змінюються і потім
стабілізуються (рис. 16). Рівень зростання експоненціально знижується при
збільшенні температури опромінення [25]. При дозах, що перевищують критичний
флюенс нейтронів, що почалася внаслідок радіаційної деградації структури
розвивається новий (вторинне) зміна властивостей: щільність, міцнісні
характеристики, теплопровідність падають; пористість, Електроопір
зростають; йде накопичення і розвиток тріщин (рис. 16). Деградація може початися
і при менших дозах і температурах, внаслідок окислення і (або) радіолітіческой
корозії.
На
рис. 7 в якості ілюстрації наведені дозові залежності відносного
зміни межі міцності при стисканні зразків ГР, опромінених в
дослідних реакторах, і цього ж графіту, висвердлені з кладок
різних реакторів. Видно, що приріст міцності графіту з працювали блоків
кладки реакторів БіАЕС (ЕГП-6) і РБМ-К (ГР), де критичний флюенс не був
досягнутий і вторинне зміна свойств ще не почалося, співпадає з таким у
опромінених без окислення зразків графіту марки ГР [25].
Невелике
окислення графіту в реакторі АВ-2 викликало повільне зміна міцності
властивостей вище 5 • 1021 см ~ 2. Його рівень залишився
Рис.
7. Залежність від флюенса нейтронів відносної зміни межі міцності
при стисненні опромінених зразків (Т) і кернів, відібраних з різних реакторів.
2
- БіАЕС; 3 - ЛАЕС-1; 4 - АВ-2; 5 - АМ-1. Температура опромінення 500-600 ° С (1-4)
і 350-450 ° С (5)
Рис.
8. Залежність відносини меж міцності при стиску і вигині графіту ГР від
флюенса нейтронів.
Температура
(° С): х - 60-90; о - 140-160; Д - 200; - 200-300; • - 500; »- 500-700
позитивним
- Граф не разупрочнілся. Окислення в реакторі AM-1 графіту вже на початку
експлуатації при ще менших дозах (раніше за часом) призвело до помітного
зниження ( «скидання») міцності - її значення стали нижчими вихідних, а
відносні зміни - негативними.
Ставлення
меж міцності при стисненні, вигині і розтягуванні для даного класу КУМ
постійно, а їх відносний ріст при опроміненні не залежить від вихідних
значень. Це відношення залишається тим же, що і у неопромінених графіту, поки
радіаційна деградація графіту не почалася. У зв'язку з цим в роботі [26]
запропонований критерій якості графіту (Y), що представляє ставлення меж
міцності при стиску і вигині, що збільшується при деградації матеріалу з-за
технологічного шлюбу або (що важливо) при вторинному розпухання (рис. 8).
Висновок
Розроблений
в нашій країні кокс нафтовий піролізний спеціальний (КНПС) і створені на його
основі реакторні графіти, забезпечили експлуатацію водо-графітових реакторів
різного призначення протягом проектного строку і про його продовження. За
радіаційної стійкості ці графіти перевершували зарубіжні аналоги.
Показана
можливість заміни в реакторних графіту знятого з виробництва коксу КНПС
недефіцитних і дешевими пропечений сланцевих і пековий коксу, що
забезпечило безперебійне постачання змінних елементів (втулок і КТК) для
діючих реакторів.
Розроблено
графіт (ГР-1) на основі непрокаленного коксу (Нудель-процес) з підвищеною
радіаційної стійкістю для проектованих реакторів ГТ-мГр і МКЕР-1500,
отримані полумасштабние заготівлі та обгрунтована радіаційними випробуваннями
зразків працездатність графіту.
Запропоновано
критерії працездатності графіту за критерієм якості (Y), який визначається на
вибуріваемих керна; блоків - з вимірювання на опромінюваних зразках значенням
критичного флюенса нейтронів об'ємного формозміни; всій кладки - по
стрілі прогину периферійних осередків.
Список літератури
1.
Сусідом В.П. Історія розвитку вуглецевої промисловості. М.: Аспект прес,
1999, 264 с.
2.
Жежерун І.Ф. Будівництво та пуск першого в Радянському Союзі атомного реактора.
М.: Атомиздат, 1978, 144 с.
3.
Віргиліо Ю.С. Реакторний графіт, його розробка, виробництво,
працездатність. У СБ матер. Ювілейній Межд. конф. НИК
