Тема 1.6. Коррозионностойкие стали для элементов оборудования водо-
1.10. Реакторный графит
150
графита газообразным хлором увеличивается содержание хлора в графите, что может привести к загрязнению хлором реакторного пространства в про- цессе эксплуатации. При высокой температуре графит не плавится, а возго- няется. До температуры возгонки кристаллическая решетка графита не изме- няется.
Совершенные кристаллы графита состоят из параллельных атомных слоев (рис. 1.22).
Рисунок 1.22. Кристаллическая структура графита (1 см= 0,1 нм) В каждом слое атомы графита образуют гексагональную сетку. Меж- атомное расстояние в слое равно 0,142 нм. Расстояние между слоями 0,335 нм. Слои смещены в собственной плоскости так, что над центром и под цен- тром каждого из шестиугольников в прилегающих слоях находится атом графита. При этом любой шестиугольник в каждом третьем слое лежит над соответствующим шестиугольником в первом слое. Общепринятые парамет- ры решетки графита приведены в табл. 1.45. Образование слоистой структу- ры происходит во время графитизирующего отжига при температуре порядка 3080°С. Кристаллические слои достаточно свободно перемещаются друг от- носительно друга. В связи с этим свойства графита существенно зависят от кристаллографического направления.
Теоретическая плотность графита равна 2,27 г/см3, плотность реактор- ного графита обычно лежит в пределах 1,65-1,75 г/см3. Такое различие обу- словлено пористостью реакторного графита, составляющей 20-30 %. Поры, как правило, сообщаются между собой, поэтому графит пропускает газ. Теп- лопроводность графита мало отличается от теплопроводности многих метал- лов. Распространение тепла в графите происходит главным образом вдоль базисных плоскостей, расположенных преимущественно параллельно оси выдавливания.
Механические характеристики. Механические свойства графита суще- ственно зависят от кристаллографического напряжения. В плотноупакован-
ных плоскостях атомы углерода связаны между собой сильными ковалент- ными связями, сами же плоскости связаны друг с другом относительно слабо.
В уран-графитовых реакторах из графитовых блоков сооружают клад- ку, через которую проходят каналы. Поэтому главное требование, которое предъявляется к графиту, состоит в том, чтобы он обладал достаточной прочностью на сжатие и мог выдерживать массу выше расположенных бло- ков графита. Так, предел прочности на сжатие (σв, МПа) графита, полученно- го по электродной технологии с мелкодисперсным наполнителем, следую- щим образом зависит от плотности (, г/см3): σв = 232 + 166. Предел проч- ности на растяжение при комнатной температуре колеблется от 7 до 21 МПа, при изгибе 7-30 МПа. Предел прочности на сжатие обычно составляет 21-35 МПа. При повышении температуры прочность графита возрастает. При тем- пературах до 2000 °С увеличение прочности происходит приблизительно по линейному закону. При температуре 2800 °С прочность достигает макси- мального значения и примерно в два раза превышает прочность при комнат- ной температуре. Увеличение механической прочности с температурой свя- зывается со снятием больших внутренних напряжений, возникающих в гра- фите при охлаждении от температуры графитизации. Эти напряжения появ- ляются вследствие большого различия в коэффициентах теплового расшире- ния по направлению оси с и перпендикулярно к этой оси. Чем выше плот- ность графита, тем значительнее его прочность.
В области высоких температур изделия из графита деформируются под действием постоянных во времени напряжений, т. е. наблюдается явление ползучести. Скорость ползучести графита высока при температурах, близких к 2000 °С. Однако в условиях облучения заметная деформация наблюдается и при более низких температурах. Для кратковременных испытаний при посто- янной температуре скорость ползучести пропорциональна квадрату прило- женного напряжения. Снятие напряжения приводит к частичному восстанов- лению длины образца. Так, после снятия нагрузки восстанавливается около 30% общей деформации, достигнутой в процессе испытаний при 2563 °С.
Среда, в которой проводятся испытания, оказывает существенное вли- яние на полученные результаты. В частности, снижение давления аргона приводит к резкому возрастанию скорости ползучести. Скорость установив- шейся ползучести (υ, см-1) можно оценить по следующей зависимости:
Q RT
40 exp
υ в 3,8 , (1.11)
где σ ‒ растягивающее напряжение;
σв ‒ предел прочности;
Q ‒ энергия активации, Q = 209 кДж/моль.
Окисление графита. При высоких температурах графит достаточно ре- акционноспособен. Однако с твердыми веществами графит совместим вплоть до высоких температур, когда наблюдается значительная диффузия углерода и науглероживание металлов и сплавов или возможны химические реакции
152
восстановления углеродом. Проблемы совместимости графита сводятся к во- просам его взаимодействия с теплоносителем. Скорость взаимодействия гра- фита с газами обычно определяют по относительному изменению массы об- разцов. Влияние удельной поверхности, как правило, не учитывается, хотя известно, что она изменяется при окислении. Наиболее распространенными и перспективными газами для охлаждения реакторов являются гелий, азот, уг- лекислый газ, воздух. Гелий не взаимодействует с графитом даже в условиях облучения. При температуре порядка 2000 °С может наблюдаться перенос массы графита потоком гелия в результате выкрашивания частиц графита.
Такая эрозия обычно заканчивается после удаления частиц, имевших недо- статочное сцепление с основным материалом. Примеси в гелии, например, кислород, могут явиться причиной коррозии графита.
Коррозия графита представляет собой сложный физико-химический процесс, который может быть условно разделен на несколько этапов:
1) доставка окислителя к поверхности графита посредством молеку- лярной, конвективной диффузии;
2) адсорбция молекул окислителя на кристаллах графита;
3) взаимодействие адсорбированного окислителя с поверхностными атомами углерода на активных центрах с образованием комплекса СхОу;
4) расход комплекса СхОу с образованием СО и СО2 и удалением их в газовую среду.
При температурах ниже 500°С скорость коррозии определяется скоро- стью химической реакции. При свободном доступе кислорода к реакционной поверхности существенного влияния скорости газового потока не наблюда- ется. При температуре больше 700°С скорость реакции горения графита начинает лимитироваться диффузией окислителя к реакционной поверхно- сти. При этом скорость окисления графита v [г/(см2·с)] слабо зависит от тем- пературы. Так, для графита марки ГМЗ при концентрации кислорода 0,1 % и расходе газа 3,8 л/ч эта зависимость выглядит следующим образом (табл.
1.46):
Таблица 1.46. Зависимость скорости окисления графита от температуры
Т, °С 450 550 600 700 800
lg v ‒ 9,5 ‒ 8,5 ‒ 8,3 ‒ 8,08 ‒ 8,05
В диффузионной стадии продукты реакции (СО2, СО), накапливаясь у поверхности графита, вытесняют кислород. В связи с этим увеличение ско- рости движения газовой среды интенсифицирует доставку кислорода к по- верхности и соответственно увеличивает скорость окисления графита.
При температуре 800 °С и расходе газа 3,8 л/ч зависимость скорости окисления графита марки ГМЗ от концентрации кислорода в газовой фазе (СО2, %) выражается следующим уравнением:
lg 2
95 , 0 7
lgv CO
. (1.12)
Скорость окисления графита уменьшается с ростом его плотности так же, как и с увеличением температуры термической обработки, интенсифици- руют окисление графита примеси Fe, V, Na. В присутствии примесей окисле- ние имеет локальный характер. С увеличением степени чистоты графита ско- рость его окисления снижается.
Графит c молекулярным азотом практически не взаимодействует. Ос- новным продуктом взаимодействия графита с водородом при температурах 300-1000 °С является метан. Равновесная концентрация метана в присутствии графита снижается с ростом температуры и при 1000 °С и давлении 0,1 МПа близка к нулю. Облучение ионизирует водород и способствует образованию метана. Присутствие в реакторной среде паров воды интенсифицирует окис- ление графита.
В ряде случаев для оценки стойкости графитовой кладки к окислению используют коэффициент выгорания, равный доле кислорода, взаимодей- ствующего с углеродом при прохождении над поверхностью графита. В ге- лии с 0,22% объемного содержания О2 при площади графита 0,22 м2 и скоро- сти газового потока 1,1 л/мин коэффициент выгорания при температурах 400 и 700 °С составляет 0,1 и 0,8 соответственно.
При взаимодействии с СО2 протекает следующая реакция:
СО СО 2
С 2
(1.13)
Если концентрация СО в результате протекания какой-либо другой ре- акции превысит равновесную для рассматриваемой реакции, то вследствие интенсификации обратной реакции 2СО → СО2 произойдет отложение угле- рода. При 400 – 500 °С процесс отложения графита незначителен.
Облученный при 50 °С флюенсом нейтронов 5·1020 см-2 графит марки ГМЗ окисляется на воздухе при 600 °С раз интенсивнее, чем необлученный.
Облучение при 300-350 °С флюенсом 1,5·1021 см-2 не увеличивает скорости окисления. При температуре выше 800 °С предварительное облучение графи- та не влияет на скорость окисления. Это связывается с отжигом радиацион- ных дефектов.
Облучение газовой среды вызывает ионизацию молекул, что также влияет на кинетику окисления графита. Этот эффект наблюдается при мощ- ности дозы γ-излучения более 154,8 Кл/(кг·с). При этом скорость окисления возрастает в 2,6 раза.
Защита от окисления. Для защиты от окисления графитовой кладки ре- актора, работающей при температуре 700-800 °С, необходимо снижать объ- емное содержание кислорода в газовой среде до 0,05-0,10%. Содержание Н2О при этом не должно превышать 1%. Рекомендуется также периодически вво-
154
дить в газ соединения, склонные к пиролизу, например, СО, СН4. При этом в результате пиролиза образуется защитный слой, препятствующий окисле- нию.
В первую очередь реакция окисления протекает с участием атомов графита, имеющих повышенную энергию. Иными словами, вначале окисле- нию подвергаются активные места в кристаллической решетке. Если актив- ные места будут заняты, например, в результате адсорбции на них атомов не- которых 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 по- сле разложения при нагреве до определенной температуры оставляют атомы фосфора адсорбированными на активных местах решетки, что и снижает скорость окисления. Обычно для этой цели изделия из графита пропитывают фосфорсодержащим веществом и быстро обжигают при температуре 800- 1200°С в инертной атмосфере. В качестве фосфорсодержащих веществ ис- пользуют как органические, так и неорганические вещества, например, фос- форную кислоту, триметилфосфат и др. В результате такой обработки потери массы графита при окислении снижаются в 2-3 раза.
Для повышения стойкости графита к окислению могут быть использо- ваны и смеси веществ, которые образуют сложные соединения типа фосфат- ных стекол. Для получения фосфатного стекла графитовые изделия после пропитки раствором, содержащим необходимые компоненты, обрабатывают при температуре образования стекла. Пленка из фосфатного стекла хорошо защищает от окисления графит в интервале температур 500-950 °С. Скорость окисления при этом снижается почти на два порядка. В условиях облучения защита от окисления фосфатными покрытиями неэффективна. Это связано с повышением активности газа-окислителя при облучении, в результате чего он может взаимодействовать с атомами углерода, находящимися не только в активных местах. После прекращения воздействия облучения фосфатные по- крытия вновь предохраняют графит от окисления, что указывает на сохране- ние покрытия в условиях облучения.
Графит практически не взаимодействует с эвтектикой Pb-Bi при темпе- ратуре до 700 °С. При использовании жидкого натрия в качестве теплоноси- теля с графитовым замедлителем возникают две проблемы: перенос массы углерода и проникновение натрия в поры графита.
Натрий при взаимодействии с графитом образует соединение со слои- стой структурой. Натрий, по-видимому, располагается в пространстве между плотноупакованными слоями, причем занятым оказывается каждое восьмое межплоскостное пространство. Среднее расстояние между плотноупакован- ными плоскостями увеличивается на 5%, что вызывает расширение и рас- трескивание графита. Из-за переноса углерода натрием может происходить науглероживание аустенитной нержавеющей стали или осаждение углерода из теплоносителя в более холодных частях системы. Если графит не обрабо-
тан соответствующим 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 газов в очехлованных блоках графита.
Радиационная стойкость. Облучение графита частицами высокой энер- гии приводит к изменению его физико-механических характеристик и разме- ров, что связано с деформацией кристаллической решетки графита. Под вли- янием облучения происходит образование вакансий и смещенных атомов.
Смещенные атомы образуют комплексы по 3-6 атомов каждый. Образуются также дислокационные петли. Это приводит к увеличению размера элемен- тарной ячейки графита в направлении с и уменьшению параметра решетки а пропорционально флюенсу облучения. Увеличение постоянной решетки по оси с при облучении графита связано с внедрением смещенных атомов или их комплексов в межслоевое пространство графита. Сжатие решетки по оси а вызвано, вероятно, ее релаксацией на вакансиях. Повышение температуры облучения устраняет радиационные дефекты ‒ рекомбинацию пар вакансия ‒ смещенный атом, что приводит к уменьшению деформации кристаллической решетки графита. Так, при флюенсе нейтронов 2·1020 см-2 при увеличении температуры облучения с 60-300 °С относительное удлинение по оси с уменьшается в 50 раз. При низкой температуре относительное изменение па- раметра с при облучении не превышает 15%.
Основным следствием деформации кристаллической решетки графита при облучении является изменение его макроразмеров. В поликристалличе- ских графитовых стержнях, полученных методом выдавливания с последу- ющим спеканием, обычно ось с преимущественно устанавливается в ради- альном направлении, ось а ‒ в продольном. Изменение параметров кристал- лической решетки при облучении приводит к анизотропному изменению размеров графитовых изделий. Макроскопическое распухание не полностью соответствует увеличению кристаллической решетки графита, так как кри- сталлографическое расширение частично компенсируется заполнением су- ществующих пор. С повышением температуры до 364-500 °С и выше процесс заполнения пор и дополнительного спекания превосходит рост кристалличе- ской ячейки и приводит к сжатию поликристаллического графита. Влияние температуры облучения можно наблюдать по относительному значению рас- пухания графитовых кирпичей по высоте кладки реактора (рис. 1.23).
156
Рисунок 1.23. Деформация графита в каналах
Несмотря на то, что плотность нейтронного потока наибольшая на се- редине высоты кладки, распухание здесь наименьшее вследствие более высо- кой температуры. Максимум роста наблюдается на входной, более холодной стороне кладки. Другая особенность ‒ неравномерное накопление радиаци- онных нарушений в толще графита. Максимальные нарушения имеют место со стороны, примыкающей к источнику быстрых нейтронов ‒ делящемуся урану. В прилегающих к ТВЭЛу слоях графита коэффициент теплопроводно- сти уменьшается в 40 раз.
Облучение увеличивает ползучесть графита. В отсутствие облучения ползучесть графита не наблюдается при температуре ниже 150-200 °С. При облучении флюенсом нейтронов 1020 см-2 и температуре 80 °С ползучесть при напряжении 10 МПа составляет 0,7 – 0,8%. Облучение снижает тепло- и электропроводность графита.
Применение графита в конструкциях активной зоны реактора.
В уран-графитовых реакторах, основной частью конструкции является многотонная графитовая кладка.
Несмотря на большое разнообразие конструкций кладок, есть ряд об- щих принципов. Кладку собирают в виде штабеля из графитовых деталей, подгоняя детали друг к другу для исключения значительных зазоров между ними. В то же время при конструировании кладки должна обеспечиваться необходимая подвижность ее деталей, во избежание разрушения конструк- ции вследствие термической и радиационной деформаций. Вся конструкция заключается в герметичный кожух, который в реакторах с повышенной тем- пературой эксплуатации предохраняет графит от окисления.
Основными элементами кладки являются графитовые блоки, имеющие форму призмы с отверстиями. Выбор материала и конструкций графитовых
блоков зависит от температурного режима графитовой кладки, типа теплоно- сителя и конструктивных особенностей труб технологических каналов, в ко- торых размещаются ТВЭЛы. В практике реакторостроения применяются два вида размещения технологических каналов – горизонтальный и вертикаль- ный.
Большинство действующих уран-графитовых реакторов имеют верти- кальное расположение технологических каналов. Такая конструкция облег- чает процесс выгрузки ТВЭЛов. Кроме этого, в вертикальных кладках графит находится под действием собственной массы, поскольку многотонная урано- вая загрузка либо подвешена на верхних конструкциях реактора, либо опира- ется на нижние подреакторные опоры. Напряжения, создаваемые в нижних графитовых блоках массой всего столба графита, не превышают 2-4 кг/см2.
Тепловое расширение такой колонны в длину происходит свободно, без взаимодействия с соседними колоннами. Для теплового и радиационного расширений блоков в поперечном направлении между колоннами преду- смотрен зазор.
Конструкция графитовой кладки канального водографитового реактора с кипящей водой и прямой подачей насыщенного пара в турбину (РБМК- 1000). Графитовая кладка реактора заключена в кожух и опирается на свар- ные металлоконструкции, которые вместе с кожухом образуют герметичную полость, заполненную смесью гелия с азотом. Графитовая кладка имеет ци- линдрическую форму и состоит из собранных в колонны отдельных блоков сечением 250х250 мм с осевыми цилиндрическими отверстиями. В этих от- верстиях размещаются технологические каналы и каналы СУЗ. Для графито- вой кладки используется графит ГР-280. На рис. 1.24 приведена схема РБМК.
Для обеспечения условий теплоотдачи, а также возможности компен- сации сокращения диаметра отверстий в блоке, в результате радиационно- термической усадки графита и увеличения диаметра канальной трубы вслед- ствие ползучести, между блоками и технологическими каналами располагают разрезные графитовые кольца высотой 20 мм, являющиеся упругими тепло- передающими элементами.
Их размещают по высоте канала вплотную друг к другу таким образом, что одно из них плотно прилегало к стенке канала, а другое – к внутренней поверхности отверстия в графитовом блоке. На рис. 1.25 показана схема раз- мещения графитовых колец в ячейке реактора РБМК. Такой тип реактора эксплуатировался на Чернобыльской АЭС.
158
Рис. 1.24. Схема канального реактора РБМК большой мощности Радиальные зазоры, создаваемые графитовыми кольцами, дают свобо- ду для радиационной усадки блока и увеличения диаметра трубы канала. Та- кого рода контактные кольца устанавливаются в зоне максимальных тепло- вых потоков.
Конструкция графитовой кладки корпусных низкотемпературных газо- графитовых реакторов. Корпусные низкотемпературные газографитовые ре- акторы составляют основу атомной энергетики Англии и Франции. Актив- ную зону таких реакторов собирают в стальном или железобетонном корпу- се, устанавливаемом на опоры в бетонной шахте. Внутри корпуса имеется плита, на которой монтируется графитовая кладка, состоящая из вертикаль- ных колонн с отверстиями по центру.
Рис. 1.25. Схема размещения
графитовых колец в ячейке реактора РБМК:
1 – блок; 2 – циркониевая труба; 3, 4 – разрезанные графитовые кольца
Каждую колонну набирают из отдельных блоков. Высота кладки со- ставляет 8-10 м, диаметр – от 14 до 16 м. В отверстия кладки загружают ТВЭЛы. Загрузка и выгрузка ТВЭЛов проводятся через отверстия в крышке или в днище корпуса реактора с помощью перегрузочной машины. Теплоно- сителем служит углекислый газ.
Конструкция графитовой кладки высокотемпературных газографито- вых реакторов (ВТГР). Высокотемпературный газографитовый реактор явля- ется одним из перспективных реакторов IV поколения В корпусном ВТГР в качестве замедлителя, отражателя и основного конструкционного материала активной зоны используется графит. Теплоносителем в ВТГР является гелий, что позволяет достичь значительно более высоких температур и соответ- ственно высокого КПД (40%) (рис. 1.26).
Такие типы реакторов построены и находятся в опытной эксплуатации в ряде стран: «Драгон» в Великобритании, «Пич-Боттом» и «Форт-Сент- Врейн» в США, AVR и ТШР-300 в Германии.
Применение углерод-графитовых материалов в конструкциях ТВЭЛов. ТВЭЛы представляют собой устройство, предназначенное для раз-
мещения в активной зоне в определенном порядке ядерного топлива, генера- ции производимой в активной зоне тепловой энергии и передачи ее теплоно- сителю. ТВЭЛы состоят из топливного сердечника, оболочки, кольцевых и дистанционирующих деталей. На рис. 1.27 показаны стержневые ТВЭЛы с топливным сердечником из двуокиси урана.
160
Рис. 1.26. Схема высокотемпературного газографитового реактора
Рис. 1.27. Стержневые ТВЭЛы с двуокисью урана контейнерного (а) и монолитного (б) типов:
1 – оболочка; 2 – топливный сердечник; 3 – газовый зазор; 4 – сборник газооб- разных продуктов деления; 5 – концевые детали
В топливном сердечнике осуществляется процесс деления ядер тяже- лых элементов. В зависимости от структуры топлива ТВЭЛы бывают с одно- родными (монолитными) и дисперсионными топливными сердечниками. Од- нородные топливные сердечники могут быть металлическими (уран, плуто- ний, торий и их сплавы) и керамическими (окислы, нитриды, карбиды и дру- гие соединения урана, тория, плутония).
Дисперсионные топливные сердечники состоят из частиц делящегося вещества, распределенных в непрерывной матрице из металлов, сплавов, ке- рамических материалов, графита и других неделящихся материалов. Глав- ным преимуществом дисперсионного топлива является его высокая радиаци- онная стойкость при глубоком выгорании.
Существенный недостаток дисперсионного топлива – относительно малое удельное содержание делящегося материала в объеме сердечника.
Этот недостаток может быть устранен путем повышенного обогащения топ- лива делящимися материалами.
В дисперсионных ТВЭЛах используются сердечники со сложной структурой, в которой каждая топливная частица заключена в защитную обо- лочку (металлическую, графитовую или керамическую). Защитные пленки повышают стойкость дисперсионных сердечников, локализуя осколки деле- ния в небольшом объеме около топливных частиц. Кроме того, покрытия способствуют достижению равномерного распределения частиц в материале матрицы.
При получении покрытий на частицах топлива применяются различные методы их нанесения. В современных производствах, в большей степени, ис- пользуют метод химического осаждения из газовой фазы.
Чаще всего углеродные покрытия получают химическим осаждением углерода из газовой фазы в кипящем слое. Исходными газами для осаждения углерода газофазными методами являются: метан, ацетилен, пропан и при- родный газ. Процесс нанесения покрытия обычно проводят при температуре от 1400 °C и выше.
В Англии патентная заявка на получение частиц ядерного горючего с углеродным покрытием была подана еще в 1959 году. Первыми промышлен- ными фирмами, которые начали заниматься такими покрытиями, были
«Mynnesota mining and manufacturing» и «Newcamer material and equipment».
В настоящее время не менее 20 фирм и лабораторий США и 14 пред- приятий в других странах интенсивно работают над получением ядерного го- рючего в виде микротоплива (МТ). Для изготовления ТВЭЛов высокотемпе- ратурного реактора с газовым охлаждением в Пич-Боттоме используют ча- стицы дикарбида урана и тория с углеродным покрытием, диспергированные в графитовой матрице. ТВЭЛы этого реактора работают при температуре ниже 1500 °C. Такое горючее используется в реакторах «Dragon» и «BBC- Krugg» в Европе и реакторе «Interex» США.
Чаще всего углеродные покрытия получают химическим осаждением углерода из газовой фазы в кипящем слое. Исходными газами для осаждения углерода газофазными методами являются: метан, ацетилен, пропан и при- родный газ. Процесс нанесения покрытия обычно проводят при температуре от 1400 °C и выше.
Один из наиболее перспективных ТВЭЛов на основе UО2 с углеродным покрытием изготовлен фирмой «Юнион карбид». Покрытие состоит из внут- ренней оболочки слоистого углерода толщиной 20 мкм и внешнего слоя столбчатого углерода толщиной 80 мкм. Такие покрытия хорошо удержива-
162
ют продукты деления при повышенных температурах и высоких степенях выгорания.
В ВТГР используются дисперсионные ТВЭЛы двух конструкций:
блочные и шаровые. В блочных конструкциях микротопливо распределено в брикетах цилиндрической формы, из которых набираются призматические ТВЭЛы, а перегрузка топлива осуществляется на остановленном реакторе.
Другой тип конструкции ядерного горючего, используемого в ВТГР – шаровые ТВЭЛы. Шаровой ТВЭЛ, в котором топливо располагается в сфе- рическом слое, дает снижение максимальной температуры в ТВЭЛе при экс- плуатации примерно на 150 °C. Вследствие низкого объемного заполнения сердечника микротопливом прочностные и теплофизические свойства ТВЭ- Ла определяются свойствами матричного графита.
В Национальном научном центре «Харьковский физико-технический
институт» (ННЦ ХФТИ) была разработана технология получения шаровых ТВЭЛов, в которой вместо прессования применяется операция формовки за-
готовки изделия с последующим уплотнением их пироуглеродом, осаждае- мым из газовой фазы (рис. 1.28).
В технологии изготовления шаровых ТВЭЛов можно выделяют основ- ных этапа:
получение топливных микросфер;
получение МТ;
изготовление шаровых ТВЭЛов.
Топливные микросферы изготавливают согласно разработкам ННЦ ХФТИ путем механической сфероидизации топливных заготовок, при- готовленных на основе пластифицированных масс. Метод заключается в об- катывании цилиндрических заготовок до совершенных микросфер. Термиче- ская обработка полученных микросфер производится в два этапа. На первом этапе осуществляется вакуумный отжиг при температуре порядка 300 °C для отгона пластификатора. На втором этапе окончательное спекание топлив- ных микросфер в вакууме или в среде инертного газа при 1450…2000 °C.
Рис. 1.28. Формирование внешней оболочки шарового ТВЭЛа
Разработанная технология изготовления ТВЭЛов методом связывания графитовых композиций пироуглеродом, осаждаемым из газовой фазы устраняет указанные недостатки. Технология изготовления шаровых ТВЭЛов с помощью метода объемного газофазного насыщения пироуглеродом пори- стых заготовок включает в себя следующие операции: приготовление графи- тового порошка требуемого гранулометрического состава; приготовление
пресс-шихты для оболочек шаровых элементов; приготовление топливной массы для сердечников; формовку заготовок топливного сердечника; заго- товку ТВЭЛа; связывание заготовок ТВЭЛа пироуглеродом; механическую обработку шаровых ТВЭЛов; термообработку и контроль изделия. Основным исходным материалом для ТВЭЛов на пироуглеродной связке служит поро- шок графита, обладающий необходимой ядерной чистотой, и МТ с пироугле- родными и карбидо-кремниевыми покрытиями. Пресс-шихту для оболочек шаровых элементов приготавливают, смешивая графитовый порошок с пла- стификатором. После введения в пресс-шихту нужного количества МТ и по- следующего тщательного перемешивания смеси получают исходный матери- ал для формирования сердечников ТВЭЛов. Заготовки оболочек и сердечни- ков шаровых элементов в сборе формуются в стальных пресс-формах. Опе- рация формовки заготовок до сравнительно низкой плотности с последую- щим связыванием пироуглеродом до плотности 1,75-1,90 г/см3, а также свя- зывание заготовок шаровых элементов пироуглеродом проводятся в специ- альной форме, которую размещают в установке пиролиза. Процесс пиролиза проводится в потоке природного газа при 900-1100 °C. Длительность процес- са пиролиза до плотности 1,75 г/см3 составляет порядка 70 ч. В качестве мат- ричного графита для шаровых ТВЭЛов ННЦ ХФТИ использовал графит, свя- занный пироуглеродом (ГСП).
В результате ресурсных испытаний, имитирующих номинальные ре- жимы эксплуатации легководных реакторов, установлено, что защитные по- крытия необлученных МТЭ из SiC и PyC обладают высокой коррозионной стойкостью в воде и паре высокого давления при 350 и 550 °C. Исследования подтвердили возможность длительной эксплуатации МТЭ с наружными за- щитными покрытиями из SiC и PyC в легководных реакторах при температу- ре теплоносителя до 600-650 °C соответственно. В работе было сделано за- ключение, что температура 1200 °C может считаться проектным пределом применения МТЭ для реакторов с легководным теплоносителем.
Уникальные свойства углерод-углеродных композиционных материа- лов позволили рекомендовать их для изготовления контейнеров для хранения радиоактивных отходов. Одним из эффективных методов, используемых для переработки и кондиционирования горючих твёрдых радиоактивных отходов (ТРО), является их сжигание. Процесс сжигания ТРО позволяет уменьшить их объем в 20-100, а массу в 10-20 раз. В результате сжигания ТРО образует- ся зола, которая содержит до 90% всех радиоактивных нуклидов. Основная проблема состоит в летучести золы, что делает проблематичным ее длитель- ное хранение. Для решения этой проблемы золу цементируют, остекловыва- ют или вводят в стеклокерамическую матрицу. Альтернативой приведенным методикам иммобилизации радиоактивных отходов может быть методика иммобилизация ТРО в пироуглеродной матрице. Методика разработана и экспериментально подтверждена в ННЦ ХФТИ. Предложенная методика позволяет объединить процесс связывания ТРО пироуглеродом с созданием наружного герметичного контейнера из углерод-углеродного композита.