Способ эксплуатации бериллиевого блока ядерного реактора
Патент 2184401
Авторы
Классы МПК
Способ эксплуатации бериллиевого блока ядерного реактора
Реферат
Использование: в атомной энергетике, а именно при эксплуатации бериллиевых блоков отражателей и замедлителей нейтронов исследовательских и энергетических реакторов. Сущность изобретения: бериллиевый блок облучают до достижения флюенса (2 - 6)1022 см-2 при энергии нейтронов Е>0,1 МэВ, выгружают из реактора и проводят отжиг при температуре 400-600oС в течение 0,1-100 ч, после чего продолжают облучение в реакторе. Отжиг проводят в вакууме или инертной среде периодически до исчерпания ресурса блока. Технический результат заключается в увеличении ресурса бериллиевого блока. 1 з.п.ф-лы.
Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к эксплуатации бериллиевых блоков отражателей и замедлителей нейтронов исследовательских и энергетических ядерных реакторов.
Наиболее близким аналогом заявляемого изобретения является штатный способ эксплуатации бериллиевого блока реактора СМ (З.И.Чечеткина, В.П.Гольцев, В. И. Клименков, С.Н. Вотинов, В.А. Цыканов. Поведение металлического бериллия в реакторе СМ-2, Атомная энергия, т. 29, вып.3, 1970, с.174-177), при котором производят его загрузку в активную зону реактора СМ и облучают до начала образования трещин в блоке, которые фиксируются при проведении периодических осмотров его состояния, после чего прекращают эксплуатацию блока и выгружают из реактора. Недостатком указанного способа является низкий ресурс бериллиевого блока, что, вследствие высокой стоимости бериллия и необходимости частой замены вышедших из строя блоков, экономически неоправданно. Целью данного изобретения является увеличение ресурса бериллиевого блока. Поставленная цель достигается введением дополнительной операции отжига облученного блока для обеспечения восстановления механических свойств материала блока и формирования специальной структуры, обладающей повышенной радиационной стойкостью. Выгрузку облученного блока из реактора проводят при достижении флюенса (2-6)1022cм-2 (E>0,1MэB) до момента начала образования трещин. Этот момент определяется опытным путем, по результатам исследований большого количества облученных изделий и накопления статистики для каждого типа изделий и марки используемого бериллия. При флюенсе нейтронов менее 21022 см-2 сопротивление растрескиванию еще достаточно для сохранения его целостности и продолжения эксплуатации в штатном режиме, при флюенсе более 61022см-2 - ресурс радиационной стойкости полностью исчерпан. Конкретное значение флюенса безопасной эксплуатации из указанного интервала определяется опытным путем, зависит от марки используемого бериллия и типа изделия. Операцию отжига облученного бериллиевого блока проводят в печи специальной конструкции в достаточно глубоком вакууме (не хуже 110-2 Тор) или инертной среде (инертные газы, например, гелий или аргон, либо другой газ, химически не активный к бериллию), поскольку в случае отжига на воздухе повышенная склонность бериллия к окислению ведет к образованию коррозионного повреждения поверхностного слоя, что усиливает охрупчивание материала и ускоряет начало растрескивания бериллиевого блока. Отжиг облученного бериллиевого блока проводят при температуре 400-600oС в течение 0,1-100 часов, причем, в целом, соблюдается обратно пропорциональная зависимость, то есть при 400oС продолжительность отжига 100 часов, при 600oС - 0,1 часа. Более точно режим отжига определяется экспериментальным путем и зависит от марки используемого бериллия и типа изделия. В результате отжига происходит трансформация части радиационных дефектов типа дислокационных петель в петли более крупного размера, которые значительно менее сильно влияют на охрупчивание бериллия. Это приводит к восстановлению механических свойств облученного бериллия на 30-40%. Одновременно при отжиге происходит формирование структуры, обладающей повышенной радиационной стойкостью. При облучении бериллия в результате ядерных реакций образуется большое количество атомов гелия, которые при низких температурах остаются в узлах кристаллической решетки в местах образования. С увеличением температуры отжига возрастает диффузионная подвижность атомов гелия, но, лишь начиная с температуры 400oС, их подвижность становится достаточной для миграции по кристаллической решетке, что приводит к образованию газовых пузырьков. При дальнейшем повышении температуры происходит рост пузырьков. Начиная с температуры выше 600oС, размер пузырьков становится столь значительным, что приводит к заметному распуханию бериллия. Оно может достигать величин до 10% и выше. Существенное изменение габаритов бериллиевого блока вследствие распухания недопустимо из-за условий безопасной эксплуатации в активной зоне реактора. Длительность отжига из интервала 0,1-100 часов выбирается в зависимости от температуры по аналогичным соображениям. Чем ниже температура отжига, тем дольше он должен длиться для достижения эффекта, который имеет место при более высокой температуре. Операцию отжига проводят периодически, каждый раз по достижении флюенса (2-6)1022cм-2(E>0,1MэB), то есть повторно и т.д. до исчерпания ресурса блока. Новые существенные признаки данного изобретения для бериллиевых блоков в научной и технической литературе не обнаружены, предложенное решение не следует явным образом из уровня техники, совокупность признаков обеспечивает новые свойства, что позволяет сделать вывод, что заявляемое решение соответствует критерию изобретательский уровень. Проведена практическая проверка предлагаемого способа на фрагментах бериллиевых блоков. Фрагменты блока из реакторного бериллия технической чистоты ТВ-56 облучали в реакторе СМ. Один из фрагментов блока при достижении флюенса нейтронов 5,71022 см-2 (Е>0,1МэВ) был выгружен из реактора и отожжен в вакууме при 500oС в течение 3 часов. Потом загружен в специальное разборное облучательное устройство и облучен в реакторе еще дополнительно до флюенса 21022 см-2 (Е>0,1МэВ). По окончании облучения фрагмент был разрезан на образцы и подвергнут материаловедческим исследованиям. Результаты проведенных исследований свидетельствуют о сохранении высокой радиационной стойкости материала фрагмента. Остальные фрагменты блока непрерывно облучались в реакторе. При флюенсе (6,3-6,5)1022 см-2 (Е>0,1МэВ) на их поверхности образовалась сетка трещин, последующие исследования подтвердили полное исчерпание ресурса. Таким образом, приведенный пример конкретного осуществления показывает, что в данном случае операция отжига обеспечивает значительное улучшение характеристик радиационной стойкости бериллиевого блока (таких как сопротивление радиационному охрупчиванию и растрескиванию), а соответственно и увеличение его ресурса. Оценки показывают, что предлагаемое изобретение приблизительно на 50% увеличит ресурс бериллиевых блоков при их эксплуатации в ядерном реакторе, что позволяет достичь цели изобретения.Формула изобретения
1. Способ эксплуатации бериллиевого блока ядерного реактора, включающий его облучение в реакторе и выгрузку, отличающийся тем, что выгрузку блока производят по достижении флюенса нейтронов (2-6)1022 см-2 (Е>0,1МэВ), проводят отжиг в вакууме или инертной среде при температуре 400-600oС в течение 0,1-100 ч, после чего продолжают облучение в реакторе. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что отжиг проводят периодически до исчерпания ресурса блока.