способ защиты внутриреакторных элементов от разрушения

Формула изобретения

1. Способ защиты внутриреакторных элементов, в частности, тепловыделяющих элементов, тепловыделяющих сборок и технологических каналов от разрушения, отличающийся тем, что на поверхность или часть поверхности тепловыделяющих элементов, и/или тепловыделяющих сборок, и/или технологических каналов наносят покрытие из материала с микротвердостью, превышающей микротвердость конструкционных материалов и их окислов контура ядерных реакторов.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что на поверхность наносят алмазоподобное покрытие.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что на поверхность наносят карбиды, нитриды или бориды металлов.

4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что на поверхность наносят алмазоподобное покрытие совместно с карбидами, нитридами, боридами металлов в различном сочетании.

Описание изобретения к патенту

Способ относится к технологии защиты элементов активной зоны ядерных реакторов канального и корпусного типа от разрушения в результате коррозии и механического истирания путем нанесения защитных покрытий. Прежде всего для повышения работоспособности тепловыделяющих элементов, технологических каналов, тепловыделяющих сборок.

Тепловыделяющие элементы (твэл) активной зоны большинства российских ядерных реакторов выполнены из сплава циркония с 1% ниобия на зарубежных реакторах из циркалоя. Помимо сплавов циркония используются сплавы алюминия и стали. В основном это достаточно пластичные, имеющие низкую твердость материалы. Твэлы объединяются в тепловыделяющие сборки (ТВС) с помощью дистанционирующих решеток, которые выполнены из стали или сплава циркония. При эксплуатации ТВС различные механические загрязнения теплоносителя, появляющиеся в контуре в результате монтажных или ремонтных работ (металлические стружки, проволока, сварной град и т.п.), а также дисперсные частицы, образующиеся в результате коррозии конструкционных материалов (продукты коррозии более твердые, чем основной металл), осаждаются или застревают в районе дистанционирующих решеток. Указанные загрязнения, находясь в зоне дистанционирующих решеток, под воздействием потока теплоносителя осуществляют колебательные движения и механически воздействуют на поверхность твэла (твэлов). В результате этого нарушается защитная окисная пленка, интенсифицируются коррозионные процессы, а также происходит и чисто механический износ тонкой оболочки твэла - дебриз-эффект.

Для решения этой проблемы на ряде зарубежных реакторов были установлены сетчатые фильтры, позволяющие удалять механические загрязнения определенного размера, это отсекает поступление в активную зону значительной части крупных частиц (Strasser A. Experiments, Mechanisms and Management. 26-29 May 1992, Dimitrovgrad, Russia). Другим решением являются мероприятия, осуществляемые для предотвращения попадания загрязнений в контур реактора при проведении монтажных и ремонтных работ. Несмотря на реализацию этих решений, главной причиной разгерметизации твэлов на настоящий момент как на зарубежных, так и на российских реакторах является дебриз-эффект. Все проводимые мероприятия направлены на уменьшение вероятности попадания механических частиц в активную зону реактора, но ни одно из них не решает задачу борьбы с дебриз-эффектом в случае попадания частиц в активную зону и застревания их, как правило, в дистанционирующей решетке.

При эксплуатации сборок могут происходить некоторые деформационные процессы в местах контакта твэлов в местах крепления, прежде всего в дистанционирующих решетках. Под воздействием потока теплоносителя происходит вибрация твэлов, в результате чего реализуется фреттинг-коррозия (Смирнов А.В. Марков Д. В. Поленок B.C. и др. Исследование причин разгерметизации штатных твэлов ВВЭР и РБМК. Научно-технический семинар "Модернизация, совершенствование и повышение эксплуатационной надежности ядерного топлива РБМК" с.39-48. 25-27 октября 2000 г., г. Электросталь).

Помимо этого, в канальных реакторах типа РБМК, в которых не подавлен радиолиз теплоносителя, под воздействием образующихся окислителей протекают процессы локальной коррозии как твэлов, так и технологических каналов (ТК). Образующиеся окислы циркония совместно с продуктами коррозии стальных конструкций циркуляционного контура, проходя через активную зону, приводят к механическому истиранию защитного окисного слоя на поверхности твэл.

Эти проблемы можно решить, если обеспечить защиту поверхностей прежде всего оболочек твэл от истирания под воздействием вибраций в системе оболочка твэл - дистанионирующая решетка (фреттинг-коррозия) либо в системе оболочка твэл - механическая частица, застрявшая в дистанционирующей решетке (дебриз-эффект), а также необходимо исключить контакт агрессивной среды, которой является теплоноситель при неподавленном радиолизе воды, с поверхностью оболочки твэл.

Эти 3 задачи можно решить путем нанесения на поверхности внутриреакторных конструкций, таких как твэлы, ТВС и ТК защитные покрытия.

Известен способ защиты топливосодержащего графитового блока, выполненного из смеси карбида циркония, карбида урана и графита путем нанесения покрытия из карбидов циркония или ниобия (пат.РФ 2066485, БИ 25, 1996 г.), но это покрытие защищает поверхности блока от высоких температур.

Известен способ защиты внутриреакторных конструкций - стальных поверхностей оборудования контуров ядерного реактора - путем нанесения никель-фосфорного покрытия (прототип - Авторское свидетельство 1028091, БИ 22, 1989 г. ), покрытие имеет твердость выше твердости циркония, но это покрытие в случае нанесения на циркониевые поверхности имеет существенный недостаток, оно имеет с цирконием слабую адгезию и при облучении в нейтронном потоке никель образует радиоактивный кобальт-58, который ухудшает радиационную обстановку контура реактора.

Задачей, на которую направлено изобретение, является подавление дебриз-эффекта, фреттинг и локальной коррозии твэлов, ТВС и ТК, выполненных из циркония и его сплавов, что в конечном итоге повысит надежность работы ядерного реактора за счет снижения вероятности разрушения внутриреакторных элементов из-за коррозии и механического истирания.

Для этого предложен способ защиты внутриреакторных элементов, в частности тепловыделяющих элементов, тепловыделяющих сборок и технологических каналов, от разрушения, заключающийся в том, что на поверхность, или часть поверхности тепловыделяющих элементов, и/или тепловыделяющих сборок, и/или технологических каналов наносят покрытие из материала с микротвердостью, превышающей микротвердость конструкционных материалов и их окислов контура ядерных реакторов.

При этом на поверхность наносят алмазоподобное покрытие.

Кроме того, на поверхность наносят карбиды, нитриды или бориды металлов.

На поверхность можно наносить алмазоподобное покрытие совместно с карбидами, нитридами, боридами металлов в различном сочетании.

Чтобы решить поставленные задачи покрытие должно иметь следующие свойства:

1 - твердость и износоустойчивость покрытия должно превышать аналогичные свойства частиц, которые могут появиться в контуре;

2 - сечение поглощения нейтронов материала покрытия должно быть соизмеримо с поглощением нейтронов конструкционного материала твэла, ТВС или ТК, либо вклад в поглощение нейтронов этого покрытия должен быть соизмерим с поглощением нейтронов окисной пленки продуктов коррозии, присутствующей на поверхности твэл и пр., при условии, что материал покрытия не выполняет еще и другие функции, например выравнивание энерговыделения по высоте зоны;

3 - материал покрытия не должен активироваться с образованием долгоживущих радионуклидов с жестким спектром излучения;

4 - покрытие должно иметь хорошее сцепление с материалом твэла, ТВС или ТК и не разрушаться в процессе эксплуатации.

Этим целям удовлетворяют прежде всего алмазоподобные покрытия, а также покрытия на основе карбидов, нитридов, боридов металлов, обладающих высокой твердостью.

Для сравнения приведем микротвердости циркония, алюминия, стали с микротвердостью предлагаемых покрытий (по данным работ:. Панченко Е.В., Скаков Ю. А., Кример Б.И. В кн. Лаборатория металлографии. Под ред. Б.Г. Лифшица. Изд. "Металлургия", Москва, 1965.

Долгий Д. И. , Ольшанский Е.Д., Рязанцев Е.П. Получение алмазоподобных углеродных пленок и применение. Конверсия в машиностроении. 1999г., вып.3-4 (34-35), с. 119-122. Барышников М.В., Дубровин К.П. Обобщение результатов послереакторных исследований уран-циркониевых твэлов. Доклад на конференции. НИИАР, Дмитровград, 2000 г.).

Материал - Микротвердость кг/мм²

Алюминий литой - 37,0

Алюминий деформированный - 25,0

затем отожженный при 40^oC в течение 4 ч, неполированный

Сталь 10, основной металл - 161

Сталь 45, основной металл - 191

Сталь ЭИ229 - 825 - 965

Карбид циркония - 2836 - 3480

Карбид титана - 2850 - 3390

Карбид вольфрама-циркония - 2700 - 2733

Карбид вольфрама - 3000 - 3400

Карбид бора - 3700

Карбид ванадия - 2400 - 2800

Борид титана - 3400

Борид циркония - 2200

Никель-фосфорное покрытие - 500 - 550

Алмазоподобное покрытие - 4000 - 6000

Микротвердость циркониевых оболочек твэл:

До облучения - 120

После облучения - 150 - 200

Алмазоподобное покрытие имеет хорошую адгезию, высокую износостойкость, пленка не обрабатывается даже алмазной пастой, высокий класс качества поверхности. Эти покрытия обладают также высокой химической стойкостью, не реагируют с кислотами и щелочами.

С целью снижения внутренних напряжений при создании относительно толстых алмазоподобных пленок (5-20 мкм) целесообразно производить совместное нанесение алмазоподобной пленки с карбидами, нитридами, боридами металлов, например хорошо совместимым с алмазоподобной пленкой карбидом кремния.

Применение покрытий с высокой микротвердостью и коррозионной стойкостью и прежде всего применение алмазоподобных покрытий, а также боридов, нитридов и карбидов металлов позволит решить вопросы износа и коррозии оборудования и элементов контура энергетических установок и АЭС.