 |
Реклама. ООО ГК "Велунд Сталь Сибирь" ИНН 5405075282 Erid: 2SDnjf1Guop
| |
ПРИМЕНЕНИЕ АЛЮМИНИЯ И ЕГО СПЛАВОВ В АТОМНОЙ ТЕХНИКЕ
Алюминий и некоторые его сплавы нашли широкое применение в атомном реакторостроении ввиду их низкой стоимости и денного комплекса ядерно-физических, химических и механических свойств.
Алюминий и его сплавы применяют для изготовления защитных оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) и регулирующих стержней системы защиты управления (СУЗ), трубопроводов, баков, и различных вспомогательных конструкций в активной зоне атомных реакторов.
Алюминий используют в качестве матрицы сердечника дисперсионных ТВЭЛов, в которых в качестве топлива используют двуокись урана и плутония или соединения урана и плутония с алюминием. Высокая теплопроводность алюминия в сочетании с рационально выбранной геометрией позволяет эксплуатировать ТВЭЛы при значительных тепловых нагрузках. Значения плотности потока нейтронов исследовательских реакторов, оснащенных ТВЭЛами такого типа, превышают 1019 нейтр/(с.м2), а в тяжеловодном реакторе СР-ЗЦ (США) нейтронный поток достигает 4,2-1019 нейтр/(с.м2) при температуре на поверхности ~100°С и скорости потока воды ~20 м/с.
В американской практике для низкотемпературных водоохлаждаемых реакторов используют технический алюминий марки 1100 и сплав 6061 системы А1—Mg—Si.
Коррозионная стойкость алюминия в воде при повышенных температурах в значительной степени зависит от его чистоты. Алюминий высокой чистоты (99,99 %) нестоек в воде при температурах выше 90 °С. Технические сорта алюминия (~99 %) длительно устойчивы в дистиллированной воде при температурах до 130 °С и кратковременно до 200 °С.
В динамических условиях скорость коррозии алюминия в несколько раз выше, чем в статических, причем процесс коррозии при больших скоростях потока воды (>3 м/с) протекает по линейному закону и может иметь место эрозионное смывание защитного окис-ного слоя (рис. 8.1). 
1 Автор: Б. А. Громов.
1 Автор: Б. А. Громов.
Из анализа следует, что технический алюминий можно эксплуатировать в водоохлаждаемых атомных реакторах при температурах не выше 130 °С.
Технический алюминий применяют в промышленных водоохлаждаемых реакторах по производству плутония в Хэнфорде и Саванна-Ривер в США, а также во многих исследовательских реакторах и реакторах по производству изотопов в США, Канаде, Англии, ФРГ, Италии, Бельгии, Японии и др.
В Советском Союзе в качестве конструкционного материала активной зоны и защитных оболочек ТВЭЛ в исследовательских водоохлаждаемых реакторах типа MP, ИРТ, ВВР-С, ВВР-М, МИР и др. при температурах до 130 °С применяют алюминиевый сплав САВ-1 системы А1—Mg—Si. Сплав САВ-1 отличается от первоначальной марки АВ (авиаль) тем, что не содержит меди и марганца, а также малым содержанием примесей, заметно поглощающих нейтроны, и имеет следующий состав, % (по массе): основные компоненты — Mg 0,45—0,90, Si 0,7—1,2; примеси (не более) — Fe 0,2, Си 0,012, Мп 0,012, Ni 0,03, Ti 0,012, Cd 0,0001, Zn 0,03, В 0,00012, прочие примеси — каждой <0,03, сумма <0,07. Из этого сплава освоена широкая номенклатура полуфабрикатов: трубы прессованные и катаные, плиты горячекатаные, листы холоднокатаные, кованые кольца, штамповки.
Сплав САВ-1 реакторной чистоты в искусственно состаренном состоянии имеет пониженную пластичность. По этой причине конструктивные элементы ядерных реакторов из этого сплава применяют в закаленном и естественно состаренном состояниях (табл. 8.1).
Для крупногабаритных изделий, эксплуатируемых при 80—130 °С в течение более 50 000 ч, разработан стабилизирующий режим термообработки: закалка после нагрева до 520 °С и старение при 222— 230 °С в течение 20—24 ч. Такая термообработка устраняет охрупчивание изделий в процессе работы при повышенных температурах и обеспечивает надежную длительную эксплуатацию конструкций.
Скорость коррозии сплава САВ-1 в дистиллированной воде при 120 °С равна 0,03 мм/год. Предел длительной прочности б100 = = 100 МПа (САВ-1Т).
Из сплава САВ-1 изготовлены основные элементы конструкций активной зоны тяжеловодного реактора первой атомной станции 
А-1 в ЧССР: бак, технологические трубы, днище, крышка и др. Сплав САВ-1 применяют в реакторах большой мощности РБМК в качестве защитных оболочек стержней СУЗ.
Конструкционные материалы активной зоны реакторов подвергаются воздействию ядерных излучений: нейтронному и у-излучению, а также вторичному электронному излучению, вызываемому действием у-квантов на атомы материала. Наибольшее практическое значение имеет облучение нейтронами. Установлено, что облучаемые при низких температурах алюминиевые детали при флюенсе 1,26ч+ +1,8.1025 нейтр/м2 (Е>0,1 МэВ) значительно повышают прочностные свойства, почти сохраняя исходную пластичность в нагарто-ванном и термоупрочненном состояниях (табл. 8.2). Наибольшие изменения изделия претерпевают в отожженном состоянии. Таким образом, нейтронное облучение при флюенсе 1,26+1,8.1025 нейтр/м2 (Е >0,1 МэВ) и температуре до 100 °С приводит к улучшению механических свойств изделий из алюминиевых сплавов.
По данным [9], алюминиевые сплавы системы А1—Mg—Si менее всего подвержены радиационному повреждению при больших флюенсах. У сплавов 6061 (Т6) после облучения быстрыми нейтронами 9,2.1026 нейтр/м2 (Е >0,1 МэВ) и тепловыми нейтронами 1,38 X X 1027 нейтр/м2 при 60 °С обнаружено увеличение временного сопротивления в 1,5 раза и снижение пластической деформации примерно вдвое.
Легирование алюминия позволяет резко снизить скорость коррозии в высокотемпературной воде. Наиболее распространенным и
|
НОВЫЕ ОБЪЯВЛЕНИЯ
НОВОСТИ
НОВЫЕ СТАТЬИ