Внутритвэльная коррозия сталей ЭК-164 и ЧС-68 быстрого энергетического реактора на основе диоксида урана

23.10.2015 2015 - №03 Материалы и ядерная энергетика

Е.А. Кинёв В.С. Шихалёв А.В. Барыбин

https://doi.org/10.26583/npe.2015.3.05

Аустенитная хромоникелевая сталь ЭК-164 является перспективным материалом для оболочек твэлов ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Важным аспектом ее работоспособности является физико-химическая совместимость с типичным ядерным топливом на основе таблеточного диоксида урана. Выполнены послереакторные исследования облученной комбинированной сборки с максимальным выгоранием 9,1 % т.а. и повреждающей дозой 77,3 сна, укомплектованной твэлами с оболочками из сталей ЧС-68 и ЭК-164 в холоднодеформированном состоянии. Использованы методы гамма-сканирования, электропотенциальной резистометрии, оптической металлографии. По данным гамма-сканирования и резистометрии потенциальными участками развития коррозии оболочек являются высокотемпературные участки твэлов. Проведен сравнительный анализ внутритвэльной коррозии оболочек из сталей ЭК-164 и ЧС-68 по высоте активной зоны. В сечении максимума энерговыделения при температурах эксплуатации ниже 540 °С глубина коррозии стали ЧС-68 со стороны топлива не превысила 15 мкм. На аналогичных участках оболочки из стали ЭК-164 глубина внутренней коррозии составила 10 мкм. Максимум коррозионных повреждений обеих сталей зарегистрирован при температурах от 600 до 650 °С. Здесь глубина коррозионных повреждений в форме межкристаллитной и общей коррозии не превышает 20 мкм. Существенные отличия по механизму коррозии сталей не обнаружены. Отмечен факт локального усиления коррозии на стыках топливных таблеток и местах концентрации осколочного цезия. Напротив, в местах сужения остаточного зазора между топливом и оболочкой, где отсутствует цезий, коррозия стали ЭК-164 минимальна. Предельное утонение оболочек исследованных твэлов с максимальным выгоранием 9 % т.а. составило не более 5 % от исходной толщины.

Ссылки

1. Мосин А.М., Евсеев М.В., Портных И.А. и др. Изменение физико-механических свойств оболочек твэлов из сталей ЭК164 и ЧС68 после эксплуатации в реакторе БН-600 в течение четырех микрокампаний // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2011. – Вып.1. – С. 224-230.
2. Митрофанова Н.М., Целищев А.В., Агеев В.С. и др. Конструкционные материалы для оболочек твэлов и чехлов ТВС реактора БН-600 // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2011. – Вып.1. – С. 211-223.
3. Кинёв Е.А. Внутритвэльная коррозия оболочек из нержавеющей стали в условиях реакторного облучения // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2008. – Вып.2. – С. 107-113.
4. Щербаков Е.Н., Козлов А.В., Аверин С.А. и др. Использование электропотенциального контроля для оценки влияния технологических и эксплуатационных факторов на состояние оболочки твэлов БН-600 // ВАНТ. Серия: Материаловедение и новые материалы. – 2007. – Вып. 1 (68-69). – С. 425-444.
5. Шамардин В.К., Крюков Ф.Н. Методы исследования и результаты экспериментов, моделирующих физико-химическое взаимодействие нержавеющих сталей с продуктами деления ядерного топлива – М.: ЦНИИатоминформ, 1989. – 31 с.

твэл оболочка резистограмма гамма-сканирование металлография коррозия

Ссылка для цитирования статьи: Кинёв Е.А., Шихалёв В.С., Барыбин А.В. Внутритвэльная коррозия сталей ЭК-164 и ЧС-68 быстрого энергетического реактора на основе диоксида урана. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2015. – № 3. – С. 49-55. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2015.3.05 .