Реферат: Реакторный графит: разработка, производство и свойства

Ю. С. Виргильев, А. Н. Селезнев, А. А. Свиридов, И. П.Калягина

Конструкционныеуглеродные материалы (КУМ) нашли широкое применение в атомных реакторахразличного назначения: исследовательских, транспортных, промышленныхуран-графитовых (ПУГР), высокотемпературных (ВТГР), энергетических (ЭГП-6) ибольшой мощности канальных (РБМ-К). В них КУМ используются в тепловыделяющих элементахзамедлителя и отражателя нейтронов. В последнем случае потребность в графитеисчислялась десятками тысяч тонн, что потребовало создания в стране совершеннонового промышленного производства — производства реакторного графита. Крометого в конструкциях названных реакторов используются изделия из графитовразличных марок в качестве уплотнителей и подшипников.

Производствографитов базируется на применении коксов различной микроструктуры в качественаполнителей и как связующих веществ пеков, получаемых, как правило, изкаменноугольных смол. Наполнителями для графитов атомных реакторов могутслужить коксы, полученные из нефти или из конденсированных продуктов коксованияуглей, которые по своей микроструктуре близки к изотропным. Их оценка по10-балльной системе равна 1,9—2,3 балла в соответствии с ГОСТ 26132-84 (Коксынефтяные и пековые. Метод определения микроструктуры).

Технологияполучения указанных графитов для кладки реакторов и колец твердого контактасостоит в подготовке наполнителя (стадий прокаливания, измельчения и разделенияна фракции), смешивании подготовленной шихты с пеком и прессовании полученноймассы в заготовки требуемых габаритов. Затем «зеленые» заготовки обжигаются,пропитываются каменноугольным пеком до достижения необходимой плотности, ипосле операции последнего обжига гра-фитируются. При этом графит стремятсяполучить «максимально чистым», без примесей различных элементов (особеннобора), что принципиально для эффективной работы реактора в целом.

Историческая справка

Вотечественной практике нефтяной спецкокс (марки КНПС) был получен в 40-х годахна мощностях Московского опытного нефтеперерабатывающего завода «Нефтегаз» ипереработан в графит для атомных реакторов на Московском электродном заводе(МЭЗ) [1]. На основе этого графита в 1946—1947 гг. изготовили блоки с размерами100x100x500 мм для первого на европейско-азиатском континенте реактора [2].Реактор эксплуатируется уже в течение 55 лет.

Вусловиях МЭЗа, той его части, которая была построена и пущена в эксплуатацию в30-х годах, стабильное многотоннажное производство реакторного графита не моглобыть реализовано, и для обеспечения создаваемых уран-графитовых реакторов в1946 г. в Москве был построен завод, вошедший в дальнейшем в качестве опытногов состав образованного в 1960 г. Государственного научно-исследовательскогоинститута конструкционных материалов на основе графита (НИИграфит). На опытномзаводе произведены блоки кладки всех ПУГР, реактора Первой АЭС в Обнинске,энергетических реакторов Бело-ярской и Билибинской АЭС, блоки двух первыхреакторов РБМ-К Ленинградской АЭС с гарантированным ресурсом эксплуатации 30лет, а также разработан графит (ВПГ) для изготовления колец твердого контакта(КТК) для реакторов РБМ-К с гарантированным ресурсом их эксплуатации 20 лет. Вдальнейшем, в связи с переориентацией мощностей МЭЗа на решение других важныхдля промышленности и государства задач, массовое производство КТК и блоковкладки РБМ-К, а затем и втулок ПУГР было переведено на построенный и пущенный вэксплуатацию в 1954 г. Челябинский электродный завод (ЧЭЗ). Для его обеспечениясырьем организовано расширенное производство кокса КНПС, в том числе наВолгоградском НПЗ [3].

Такимобразом, в период 1940—70-х гг. были созданы производства как реакторныхграфитов, так и сырья для них, по мощности соответствующие планам созданияатомной энергетики в СССР. Созданные мощности позволяли поставлять изделия длявсех типов ядерных реакторов, а производство требуемого графита могло бытьдублировано на двух электродных заводах — в Москве и Челябинске.

Исследованиювлияния свойств исходных сырьевых материалов, параметров технологийпроизводства различных марок графитов для реакторов различных типов в период1940—50-х гг. посвящено много работ лабораторий опытного завода, МЭЗа, а с 60-хгодов и созданного института НИИграфит. Практически все вновь создаваемые маркиграфитов конструкционного назначения, изготовленные на основе изотропного коксаКНПС, проходили испытания на пригодность для работы в зоне облучения.

Основные характеристики реакторного графита

Втабл. 1 приведены свойства серийно производимых отечественных марок КУМ всравнении с зарубежными аналогами [4]. При этом необходимо учитывать, чтовследствие технологических особенностей производства, фактические значениянекоторых характеристик для конкретных партий материала могут отличаться отноминальных на 10—20% [5].

Рассмотренныематериалы относятся, в основном, к классу среднезернистых графитов с плотностью1,7— 1,8 г/см3. Указанная плотность для графитов, полученных экструзионнымметодом прессования, достигается применением одной или нескольких пропитокобожженных заготовок пеком. Поскольку полуфабрикаты графитируют при температуревыше 2500 °С, такие графиты имеют хорошую кристалличность — параметркристаллической решетки С находится в интервале значений 0,6716—0,6754 нм,степень графи-тации g = 0,8—0,9 отн. ед.

Отечественныйнеуплотненный среднезернистый реакторный графит имеет прочность того же уровня,а температурный коэффициент линейного расширения (ТКЛР) — выше, по сравнению суплотненными пе-копропитками зарубежными графитами-аналогами (TSX, CSF и др.),проработавшими в качестве блоков в американских плутониевых реакторах вХанфорде [6].

ГрафитВПГ для колец твердого контакта РБМ-К, рекомендуемый также для внешнегоотражателя и опорных колонн реактора ГТ-МГР [7], по прочности,теплопроводности, ТКЛР близок по свойствам к двукратно-уплотненнымпекопропитками высокоплотным зарубежным реакторным графитам [4]:

—немецкому ATR-2E на основе пекового кокса, созданному для отражателя высокотемпературногогазоохлаждаемого реактора AVR;

—американскому Н-451 с нефтяным коксом-наполнителем для перспективного (непостроенного) ВТГР HTGR;

—французским графитам фирмы UCAR для реакторов РРЕА и SLWXX.

Приэтом по ТКЛР (что существенно для радиационной стойкости) графит ВПГпревосходит ATR-2E и, особенно, Н-451. Прочность японских мелкозернистыхграфитов марок IG-11 и IG-110 для высокотемпературного реактора HTTR, а такжеопытного графита DM332PU фирмы UCAR, выше, хотя ТКЛР у них того же порядка. Последнеепредопределяет и близкую радиационную размерную стабильность, что будетрассмотрено ниже.

Влияние типа сырья и технологии получения на свойстваграфита

Опытныепартии графитов МИГ-1 и МИГ-2, изготовленные на МЭЗе в конце 80-х годовпреимущественно из зерен фракций менее 100 мкм и отпрессованные в изостате,имеют по сравнению с графитом IG-110 (изо-графит), практически одинаковыесвойства, если их подвергнуть дополнительному уплотнению пеком.

Производимыйв промышленных условиях графит марки АРВу, который имеет общепромышленноеприменение, уступает по своим свойствам японскому реакторному графиту [4].Однако, после связывания порошка этого графита низкотемпературнымпиро-графитом, в разработанных для ВТГР композитах типа ГСП, заметно увеличилсяТКЛР и в несколько раз повысилась прочность [8].

Высокопрочныеграфиты иногда получают на основе непрокаленных коксов. Наполнитель из нихсодержит до 6—7% летучих веществ, что при обжиге позволяет получить материал смонолитной структурой без четких границ раздела между зернами [9]. У различныхмарок таких графитов были высокие плотность и прочностные характеристики. Впромышленных масштабах реализовано производство мелкозернистых марок графитатипа МПГ (МПГ-6, 7, 8), выпуск которых был освоен к концу 80-х годов на трехэлектродных заводах — МЭЗе, ДЭЗе и ВЗГИ. Технология базировалась на прессованиипорошков.

Графитымарок МПГ, несмотря на высокую прочность, не могли быть применены в качествеэлементов кладки в реакторах из-за недостаточной теплопроводности материала, атакже в связи с ограниченными габаритными размерами заготовок. Указанное былообусловлено технологическими особенностями их производства. Изменить свойстваграфита удалось значительно позже — когда перешли на применение кокса с лучшейграфити-руемостью. При этом были изменены и многие технологические параметрыпроцесса.

Выполненныев конце 70-х гг. в институте НИИ-графит исследования по получению графитовэкструзионным прессованием непрокаленных коксов (опытные среднезернистыеграфиты марок КПГ) [10] не реализованы в промышленности.

Небыла внедрена в 80-х годах и технология получения экструзионным методомкрупногабаритных заготовок для атомных реакторов, так называемый«нудель-процесс». Опытная партия заготовок была выпущена в небольшом объеме,получила марку ГР-1

Таблица 1 Физические свойства реакторных графитов различных марок отечественных и зарубежных производителей [4] Марка

d,

г/см3 !

о, МПа Е, ГПа KIC* МПл-м1/2 X, Вт/(м • К) р, ТКЛР, КИК-1 мкОм'м растяжение изгиб сжатие РБМК 1,68 7,6 19 34 6,5 0,37 103 10 3,8 6^ 14 ^3 ^0 0,33 «89» Тз" 4^2 ЭГП-6 1,69 11,7 28 11,2 80 5,9 3,7 ^5~ 25 5,2 75 10,4 4Й? TSGBF 1,65 16 14 2,7 8^ ^20 ^9 TSX 1,71 38 11,4 6,0 1,1 37 6,3 12,6 4Л~ P3AN 1,68 14 42 11 2,5 9^2 ^8 TJ ^9 PGA 1,74 10 15 32 12 140 6 1,3 «б» II 35 5^ 3~?" ВПГ 1,84 16 35 60 12 1,20 160 8 5,0 8 ^20 58 Т и? То 5,4 ATR-2E 1,80 12,5 23 57 9,6 179 4,4 Т 57 8,4 163 4^" Н-327 1,78 13 21 32 — 0,64 150 5,6 1,3 Т Т? 28 4^" — 140 тг зТ Н-451 1,76 16 28 56 9 1,45 135 3,6 т? 16 54 8 — 125 4^6" IG-110 1,78 25 39 80 9,4 0,78 124 11,5 4,2 10 — 128 — 4^2 МИГ-1 1,73 16 24 55 7,9 120 11 4,8 МИГ-2 1,67 35 70 75 90 13 5,1 АРВу 1,69 14,5 26 61 6,8 51 16 5,3 7^8" бТ Тз" 4J ГР-1 1,73 15 30 70 8-10 0,80 86 15 5,2 Is ^25 84 90 Т4 5,4 АГ-1500 1,73 41 60 8 80 18 4,0 То 90 10,5 4j P3JHA2N 1,78 16 11 126 10 2,9 Тб 4,1 КПГ 1,80 14 30 64 9,0 1,2 140 9-12 6,8 ^27 11 — 140 13 6,8 МПГ 1,80 32 55 100 11 1Д 95 11,7 7,3 95 10,7 6^ СПП 1,56 17 49 8,3 0,8 80 13,5 5,8 ЕР 1,60 20 28 7,5 0,1 50 25 5,9 8 25 17,5 — 170 5,5 TTi ГСП-50 1,72 33 70 205 17 86 21 5,8 ГСП-90 1,79 95 352 21 90 32 5,5 РРЕА 1,85 22 34 82 12 — 140 9 5,0 19 28 — 11 130 10 «5^3» SLWXX 1,83 20 24 64 11 1,3 165 7 4,6 16 21 10 — 146 9 «sT DM332PU 1,81 34 43 91 12 1,0 117 11 4,6 CSF 1,68 17 52 11 255 4,5 1,8 Т? 46 Т Тз2~ 7,7 3,8

Примечания:Числитель — показатели для параллельного высоте блока направления, знаменатель— перпендикулярного. Для изотропных графитов — средние значения.Теплопроводность (X) дана для комнатной температуры, ТКЛР — для интервалатемператур 250—500 °С, KJC — коэффициент интенсивности напряжения (вязкостьразрушения) и была предназначена для блоков ВТГР. Хотя и следовало ожидатьповышения технических характеристик материала ГР [11], однако подобнаятехнология на фоне массового производства атомных графитов марок ГР и ВПГ дляреакторов РБМ-К была технически и экономически нецелесообразна.

Полученномуграфиту ГР-1 были присущи высокая прочность и повышенный ТКЛР. По свойствам онпревосходил графиты, отработавшие свой ресурс в кладках национальных реакторовВТГР — американский FSV (Н-327) и немецкий AYR (ATR-2E). По прочности присжатии и изгибе, модулю упругости и ТКЛР графит ГР-1 лучше американскогографита Н-451, разработанного для призматических блоков кладки более мощноговысокотемпературного реактора HTGR. Из-за технологических особенностейпроизводства полуфабриката МПГ графит ГР-1 имеет недостаточнуютеплопроводность, ее можно повысить дополнительными пекопропитками, что однакоудорожает процесс производства.

Графитмарки СПП-МПГ-Р для топливных элементов высокотемпературных реакторов (шаровыеТВЭЛы и компакты) можно получить из мелкозернистого наполнителя — порошкаграфита МПГ. Связующим здесь является плохо графитирующаясяфенол-формальдегидная смола. К тому же окончательная температура обработки непревышает 2000 °С. Поэтому такой двухфазный материал имеет неграфитированныйкомпонент и невысокую теплопроводность [12].

Нефтянойполукокс в качестве связующего используется в композиционном графит-графитовомматериале ЕР, в котором летучие вещества в полукоксе связывают рафинированныйприродный графит-наполнитель. При графитации из полукокса образуется прочныйграфитовый каркас, а природный графит обусловливает пластичность материала иего высокую теплопроводность в радиальном направлении.

Поряду причин после закрытия производства спецкокса на нефтеперерабатывающихзаводах в Горьком и Москве, а позже — в 1994 г. и на НПЗ в Волгограде [13],производство атомных графитов, базировавшееся исключительно на коксе КНПС, былоостановлено, и заводы оказались не готовы к его восстановлению из-за отсутствияразработок по коксу-дублеру.

Расширение сырьевой базы для получения реакторногографита

СпециалистамиУглеродпрома и Челябинского электродного завода был выполнен большой объемисследований свойств коксов отечественных производителей. Наиболее пригодным посвоей микроструктуре оказался пековый кокс коксохимических производств [14,15]. Однако по своим свойствам он существенно отличается от кокса КНПС, чтопотребовало, соответственно, изменить параметры технологического процесса [16].Результатом отработки технологии на новом сырье стало полное восстановлениепроизводства графитов ВПГ и изделий из них (сменных элементов — колец и втулокдля различных типов реакторов) на мощностях Челябинского электродного завода,что обеспечило бесперебойную и безаварийную эксплуатацию реакторов, их своевременныйремонт и замену ТВЭЛов.

НИИграфитвместе со специализированными институтами после большого объема исследованийграфита ВПГ на основе прокаленного пекового кокса, а также испытаний изделий изэтого графита, были выданы положительные заключения о применимости полученныхматериалов в существующих конструкциях реакторов без уменьшения ресурсаэксплуатации изделий и агрегатов в целом.

Наодном из предприятий была проведена попытка получить графит для КТК (условнографит ГР-76-КС) на основе сланцевого (смоляного) прокаленного кокса смикроструктурой Бср = 3,9—4,3 балла. Однако известно, что кокс с такоймикроструктурой, хотя и дает хорошие значения теплопроводности, имеетпониженные прочность и плотность, а полученные графиты отличаются повышеннойанизотропией свойств, что и подтвердилось на опытных партиях.

Дальнейшеесовершенствование водо-графитовых атомных реакторов пойдет, как можно ожидать,по пути повышения их единичной мощности, увеличения гарантированного срокаслужбы с одновременным повышением надежности при эксплуатации. Для этих целейУглеродпром и ЧЭЗ отрабатывают технологии получения нескольких марок графитов свысокими эксплуатационными характеристиками [17, 18].

Вкачестве сырья используется композиционный наполнитель из непрокаленных коксов,различных по природе и микроструктуре. Указанное, в сочетании с выбраннымспособом прессования, позволяет получать графиты с широким диапазоном свойств,необходимые для новых конструкций реакторов различных размеров. В целяхустойчивости производства графитов разработана и внедрена в производство наЧЭЗе технология получения пекового кокса с более низкой температурой окончанияпроцесса коксования по сравнению с таковой на коксохимических предприятиях[19].

Свойствановых марок графитов, полученных в промышленных условиях ЧЭЗа, представлены втабл. 2.

Таблица2 Свойства новых марок графитов на основе композиционных наполнителей,полученных на Челябинском электродном заводе

Марка графита на основе Свойства графитов композиционного наполнителя dk, г/см3 о, МПа Е, ГПа X, р, мкОм • м ТКЛР, КГ6 к-1 изгиб сжатие Вт/(м -К) ЧКГ-3 (0275x260 мм) 1,82 30, 2 52 ,9 10,0 116 10 ,3 4,2 ЧКГ-4 (0205x260 мм) 1,83 26, 4 58 ,6 11,3 137 9, 4 4Д ГРЧ (0125x1200 мм) 1,89 30, 5 83 ,1 12,4 122 9, 5,0 ГРЧ (430x570x1300 мм) 1,79 19, 2 47 ,3 8,6 152 8, 4,4 ГРЧ-Г (0260x230 мм) 1,89 23, 7 65 ,1 11,0 164 8, 4,2

Такимобразом, выполненные исследования позволили разработать технологию полученияновых марок высокоплотных графитов с широким диапазоном свойств; значительнорасширить габариты заготовок и изделий из них; внедрить в производстворазличное по своей природе сырье от нескольких поставщиков и разработатьтехнологии получения новых видов сырья. Все это делает производство новых КУМгибким и устойчивым и позволяет рассматривать сами материалы как перспективныедля применения в атомных реакторах новых конструкций повышенной мощности(например, МКЭР-1500) с длительным сроком гарантированной эксплуатации.

Изменение свойств графита в условиях радиации

Врезультате многолетних радиационных испытаний углеродных материалов висследовательских и промышленных реакторах и изучения свойств кернов,систематически выбуриваемых из кладок действующих реакторов, установленызакономерности поведения графита при облучении и зависимость наблюдаемыхизменений от технических характеристик графита, в том числе от его структуры исвойств. Из последних важнейшим является радиационное изменение размеров илиформоизменение (рис. la), поскольку определяет как конструктивную стабильностькладки, так и радиационное изменение макросвойств самого графита.

Принизкотемпературном облучении (< 300 °С) усадка отсутствует, а первичноераспухание V] стабилизируется на определяемом температурой уровне (А///),. Привысоких дозах оно переходит во вторичное распухание со скоростью Vl (рис. la,кривая 7). Облучение при средних температурах (350—800 °С), соответствующихрабочим, вызывает усадку, идущую в водографитовых реакторах в течение 20—25 летс постоянной скоростью v2. Усадка при Fm сменяется вторичным распуханием соскоростью V2 (кривая 2 на рис. 1). При высокотемпературном облучении (>900°С) начальная усадка невелика или отсутствует и переходит во вторичноераспухание со скоростью V$ (кривая 3).

Естественно,имеющая место в промышленных партиях упомянутая выше вариация структуры исвойств, внешних факторов (условий облучения, окисление, «качества» облучения ит.д.), отражается на указанных на рис. la показателях: скорость усадки растеткак с уменьшением ТКЛР, так и особенно с ухудшением степени совершенствакристаллической структуры. При этом вторичное распухание наступает быстрее подозе, его скорость выше (значения Fm и F0 уменьшаются, v увеличивается).Снижение плотности из-за распухания или окисления уменьшает скорость V. Росттемпературы облучения сначала увеличивает V, а затем последняя снижается.Экстремум скорости распухания соответствует температуре 700—850 °С.

Нарис. 2 для температуры облучения 350—450 °С даны дозовые зависимостиформоизменения отечественного блочного реакторного графита ГР и графита TSXамериканского реактора N в Ханфорде [6]. У графита TSX выше формоизменениеблоков кладки, особенно ее анизотропия. Низкую размерную стабильность графитаобусловило использование высоко-анизометричного кокса Conventional.

Дозовыезависимости для графита ГРП-2 принципиально такие же, что и для графита ГР. Притемпературах 500—550 °С усадка в перпендикулярном направлении та же, а впараллельном — больше. Вторичное распухание начинается при большем флюенсе иидет с той же скоростью. Скорость усадки ГРП-2 близка к таковой у Н-451, а ееуровень меньше, чем у

/>

Рис.1. Зависимость относительных изменений размеров (а) и физических свойств (б)графита от флюенса нейтронов (/).

/о— критический флюенс нейтронов; р — электросопротивление; Е — модуль Юнга; К —термическое сопротивление (обратная теплопроводность); о — предел прочности присжатии; Н — твердость. Температуры облучения (°С): 1 — 50-300; 2 — 300-900; 3 — >900

/>

Рис.2. Зависимость от флюенса нейтронов относительного изменения размеров образцов(/У//) реакторных графитов.

Ориентировкаобразцов — параллельно (||) и перпендикулярно (JL) высоте блока. Температураоблучения 350—450 °С

/>

Рис.3. Зависимость относительного изменения длины образцов ВТГР различных марок отфлюенса нейтронов.

Вырезкаобразцов перпендикулярно (а) и параллельно (б) длине заготовок. Температура500—600 °С. 1 — ГРП-2; 2- Н-451; 3— ГР-1; 4 — ATR-2E; 5- IG-110

зарубежныхграфитов на основе прокаленных коксов ATR-2E и IG-110 (рис. 3).

Дозовыезависимости формоизменения при 350— 450 °С образцов мелкозернистых графитов:отечественных АРВу, МИГ-1, МИГ-2, ГСП и японского IG-110, облученных вместе вреакторе БОР-60, даны на рис. 4 [20]. Формоизменение прессованного АРВу,естественно, с обратной анизотропией близко к таковому «прошивного» ГР на рис.2. При связывании порошка этого графита пироуглеродом скорость усадки такогокомпозита резко возрастает из-за наличия не-графитированного компонента —пироуглерода. Усадка отформованных в изостате образцов остальных трех графитовизотропна и меньше, чем у АРВу. При этом МИГ-1 и -2 стабильнее японскогореакторного графита. Положение показанных на рис. 4 кривых объясняетсяразличием микроструктуры графитов и отличием значений их ТКЛР, с которымсвязано формоизменение.

Хорошаякристалличность, более прочные структурные связи, высокое значение ТКЛРграфитов на основе непрокаленного нефтяного кокса обусловили их высокуюрадиационную стабильность [21]. По этой причине дозовые зависимостиформоизменения ГР-1 близки к таковым для образцов МПГ. Его формоизменениесущественно меньше, чем у графитов на основе прокаленных коксов: ГР (см. рис.2) и ГРП-2,

/>

Рис.4. Зависимость относительного изменения размеров образцов мелкозернистыхграфитов на основе прокаленных нефтяных коксов от флюенса нейтронов.

1- АРВу; 2 — IG-110; 3 — МИГ-1; 4 — МИГ-2; 5 — ГСП-90

атакже зарубежных плотных графитов ATR-2E и IG-110 (рис. 3).

Скоростьусадки и ее уровень у образцов матричного материала СПП-МПГ-Р был выше, чем уМПГ, несмотря на то, что наполнителем служил порошок графита МПГ (рис. 4).Определяющим здесь явилось поведение второй фазы — не полностьюграфитиро-ванного связующего [22].

Накопленныеданные позволили наметить область надежной эксплуатации (life-time) реакторногографита ГР, что существенно прежде всего для прогнозирования ресурса кладокдействующих реакторов. Для перпендикулярного направления, где вторичноераспухание начинается раньше по дозе, на рис. 5 нанесена зависимостькритического флюенса F0 от температуры. С ее ростом он снижается. Левее кривой— область, где вторичное распухание еще не развилось. Правее — область, вкоторой оно превалирует и идет с постоянной скоростью. Здесь графит можетработать, теряя свою прочность ниже исходного значения до облучения. При этомразрушения кладки под собст-

/>

Рис.5. Зависимость от температуры облучения критического флюенса нейтронов(life-time) образцов реакторных графитов.

веннымвесом еще не происходит. Наличие окисления, так же как и понижение исходнойпрочности уменьшает допустимое время работы.

Проведенныеисследования обеспечили безопасную работу реакторного графита ГР-220 в кладкахпромышленных реакторов и обосновали возможность продления срока их работы.Эксплуатация ПУГР в течение 40 лет, когда их ресурс был превышен более чем вдва раза, подтвердила сделанные выводы. Результаты испытаний образцов графитовГР-280 и ГРП-2 для реакторов РБМ-К при дальнейшей эксплуатации подтвердилигарантии, выданные при разработке графитов для этого реактора, и позволилиобосновать продление срока их работы еще на 15 лет. Применение графита ГР-1обеспечит работу блоков кладки перспективного реактора МКЭР-1500 с 50-летнимресурсом, способного заменить реакторы РБМ-К после окончания их эксплуатации[23].

Уразработанных на основе альтернативных коксов графитов экспериментально и путемрасчета [24] подтверждена радиационная размерная стабильность. Формоизменениевместе облученных при 350—450 °С в реакторе БОР-60 образцов реакторноговтулочного графита — альтернативных и стандартного — сопоставлено на рис. 6.Поскольку у графитов ГР-КП-П и ГР близки ТКЛР и степени совершенствакристаллической структуры, они имели и близкие скорости усадки. При этомвторичное распухание у первого начнется позднее по дозе. Выполненная всоответствии с [24] расчетная оценка для ГР-КП-П (пунктир на рис. 6) близка кимеющимся экспериментальным данным.

Уграфита ГР-КС-П усадка и скорость усадки перпендикулярных образцов близка кпоказателям стандартного графита. В то же время, низкий ТКЛР параллельныхобразцов обусловил более высокую усадку и ее скорость в этом направлении. Засчет этого появляется и большая анизотропия формоизменения. С ними совпадают идозовые зависимости графита ЭГП-6 на основе этого кокса для втулок реакторовБиАЭС.

/>

Рис.6. Зависимость от флюенса нейтронов относительного изменения длины образцоввтулочного реакторного графита на основе различных коксов.

Температура350—450 °С: 1 — нефтяной КНПС (ГР-76); 2, 2' — пековый (ГР-КП-П); 3, 4 —сланцевый (ГР-КС-П и ЭГП-6). Сплошные кривые — эксперимент, пунктир (2 '} —расчет. Вырезка образцов — параллельно (||) и перпендикулярно (_1_)относительно направления прессования

Рассчитанноев соответствии с [24] формоизменение при 500—600 °С образцов графита ГРП-2-КПблизко к таковому для дважды уплотненного и с пеком-наполнителем графитаATR-2E.

Свойстваграфитов в результате облучения быстро по дозе изменяются и затемстабилизируются (рис. 16). Уровень роста экспоненциально снижается приувеличении температуры облучения [25]. При дозах, превышающих критическийфлюенс нейтронов, вследствие начавшейся радиационной деградации структурыразвивается новое (вторичное) изменение свойств: плотность, прочностные характеристики,теплопроводность падают; пористость, электросопротивление растут; идетнакопление и развитие трещин (рис. 16). Деградация может начаться и при меньшихдозах и температурах, вследствие окисления и(или) радиолитической коррозии.

Нарис. 7 в качестве иллюстрации приведены дозовые зависимости относительногоизменения предела прочности при сжатии образцов ГР, облученных висследовательских реакторах, и этого же графита, высверленного из кладокразличных реакторов. Видно, что прирост прочности графита из работавших блоковкладки реакторов БиАЭС (ЭГП-6) и РБМ-К (ГР), где критический флюенс не былдостигнут и вторичное изменение свойств еще не началось, совпадает с таковым уоблученных без окисления образцов графита марки ГР [25].

Небольшоеокисление графита в реакторе АВ-2 вызвало медленное изменение прочностныхсвойств выше 5 • 1021 см~2. Его уровень остался

/>

Рис.7. Зависимость от флюенса нейтронов относительного изменения предела прочностипри сжатии облученных образцов (Т) и кернов, отобранных из различных реакторов.

2- БиАЭС; 3 — ЛАЭС-1; 4 — АВ-2; 5 — АМ-1. Температура облучения 500—600 °С (1—4)и 350—450 °С (5)

/>

Рис.8. Зависимость отношения пределов прочности при сжатии и изгибе графита ГР отфлюенса нейтронов.

Температура(°С): х — 60—90; о — 140—160; Д — 200; — 200-300; • — 500; »- 500-700

положительным— графит не разупрочнился. Окисление в реакторе AM-1 графита уже в началеэксплуатации при еще меньших дозах (раньше по времени) привело к заметномуснижению («сбросу») прочности — ее значения стали ниже исходных, аотносительные изменения — отрицательными.

Отношениепределов прочности при сжатии, изгибе и растяжении для данного класса КУМпостоянно, а их относительный рост при облучении не зависит от исходныхзначений. Это отношение остается тем же, что и у необлученного графита, покарадиационная деградация графита не началась. В этой связи в работе [26] предложенкритерий качества графита (Y), представляющий отношение пределов прочности присжатии и изгибе, увеличивающийся при деградации материала из-затехнологического брака или (что важно) при вторичном распухании (рис. 8).

Заключение

Разработанныйв нашей стране кокс нефтяной пиролизный специальный (КНПС) и созданные на егооснове реакторные графиты, обеспечили эксплуатацию водо-графитовых реакторовразличного назначения в течение проектного срока и его продление. Порадиационной стойкости эти графиты превосходили зарубежные аналоги.

Показанавозможность замены в реакторных графитах снятого с производства кокса КНПСнедефицитными и дешевыми прокаленными сланцевым и пековым коксами, чтообеспечило бесперебойные поставки сменных элементов (втулок и КТК) для действующихреакторов.

Разработанграфит (ГР-1) на основе непрокаленного кокса (нудель-процесс) с повышеннойрадиационной стойкостью для проектируемых реакторов ГТ-МГР и МКЭР-1500,получены полумасштабные заготовки и обоснована радиационными испытаниями образцовработоспособность графита.

Предложеныкритерии работоспособности графита по критерию качества (Y), определяемого навыбуриваемых кернах; блоков — по измеренному на облучаемых образцах значениюкритического флюенса нейтронов объемного формоизменения; всей кладки — постреле прогиба периферийных ячеек.

Список литературы

1.Соседов В.П. История развития углеродной промышленности. М.: Аспект пресс,1999, 264 с.

2.Жежерун И.Ф. Строительство и пуск первого в Советском Союзе атомного реактора.М.: Атомиздат, 1978, 144 с.

3.Виргильев Ю.С. Реакторный графит, его разработка, производство,работоспособность. В Сб. матер. Юбилейной Межд. конф. НИКИЭТ, Москва, 2002.Издание НИКИ-ЭТ, 2002, с. 162.

4.Виргильев Ю.С. Химия тверд, топлива, 2000, № 2, с. 67— 69.

5.Виргильев Ю.С. В: Конструкционные материалы на основе углерода. Вып. XI. М.: Металлургия, 1977, с. 40—44.

6. Morgan W.C. Proc. of a spec. meet. (Bath, UK, 24—27 sept. 1995),IAEA-TECDOC-901, IAEA, 1996, p. 69-77.

7.Виргильев Ю.С., Леушин О.Е. В: Тр. НГТУ, Нижний Новгород, 2003, т. 38, с.308-312.

8.Турин В.А., Зеленский В.Ф., Евсеев В.М. и др. В сб.: Атом-но-водородная энергетикаи технология. Вып. 5. М.: Энергоатомиздат, 1983, 240 с.

9.Барабанов В.Н., Виргильев Ю.С. Радиационная прочность конструкционного графита.М.: Атомиздат, 1976, 80 с.

10.Виргильев Ю.С., Костерина Л.К., Калягина И.П. и др., Химия тверд, топлива,1978, № 1, с. 108—113.

11.Виргильев Ю.С., Гребенник В.Н., Калягина И.П. Материаловедение, 1999, № 1, с.45—53.

12.Черников А.С., Михайличенко Л.Н., Лебедев И.Г. и др. Атомная энергия, 1992, т.72, вып. 4, с. 360—366.

13.Селезнев А.Н. Углеродистое сырье для электродной промышленности. М.: Профиздат,2000, 256 с.

14.Селезнев А.Н., Шеррюбле Вал.Г. Химия тверд, топлива, 1997, № 6, с. 71-78.

15.Селезнев А.Н., Шеррюбле Вик.Г., Шеррюбле Вал.Г. Цветные металлы, 1998, № 10-11,с. 75-80.

16.Шеррюбле Вал.Г., Селезнев А.Н. Цветная металлургия, 1999, № 8-9, с. 45-47.

17.Свиридов А.А., Селезнев А.Н., Подкопаев С.А. и др. Патент РФ на изобретение №2256610.

18.Свиридов А.А., Селезнев А.Н., Подкопаев С.А. и др. Патент РФ № 2258032.

19.Селезнев А.Н., Шеррюбле Вик.Г. Цветная металлургия, 2001, № 8-9, с. 27-29.

20Виргильев Ю.С., Лебедев КГ. Неорган, мат., 2002, т. 38, № 10, с. 1192-1198.

21.Виргильев Ю.С. Химия тверд, топлива, 2003, № 4, с. 52.

22.Виргильев Ю.С., Лебедев И.Г. Материаловедение, 1999, № 1, с. 45-53.

23.Виргильев Ю.С. Ресурс графита в кладках реакторов. Неорган, мат., 1994, т. 30,№ 10, с. 1—7.

24.Виргильев Ю.С. Там же, 2001, т. 37, № 8, с. 925—930.

25.Виргильев Ю.С. Реакторный графит и его свойства. М.: ЦНИИэкономинформ цветмет,1990, 52 с.

26.Виргильев Ю.С. Физика и химия обработки материалов, 1992, № 4, с. 10-17.

Для подготовки данной работы были использованы материалы с сайта www.chem.msu.su/