ПОИСК Статьи Рисунки Таблицы Условия работы бериллия в реакторах и требования, предъявляемые к материалу из "Радиационное материаловедение бериллия" Исследовательские реакторы для материаловедческих целей. по конструкции исполнения активной зоны и способу съема тепла с тепловыделяющих элементов или сборок можно подразделить на реакторы бассейнового типа, корпусные и канальные [45]. В этих реакторах в качестве замедлителя используется обычная вода повышенной чистоты, а отражатель выполнен из металлического бериллия. [c.23] В реакторах корпусного типа съем тепла с топливных элементов осуществляется водой под давлением 10—60 кГ/см , омывающей ТВЭЛы и блоки отражателя со скоростью 10—20 м/сек. Интенсификация теплосъема, а также ряд конструктивных решений позволили ири мощности этих реакторов 60—250 Мвт получить весьма высокие плотности нейтронных потоков, достигающие величин 5-10 и 4-10 нейтр/см -сек соответственно для тепловых и быстрых нейтронов. Температура охлаждающей воды в реакторах корпусного типа находится в пределах 50—70 °С, а максимальная температура бериллиевого отражателя достигает 120 °С. К числу высокопоточных реакторов корпусного типа следует отнести СМ-2 (СССР), ATR, HFIR (США), BR-2 (Бельгия) и др. [c.24] Типичным представителем исследовательских реакторов канального типа является МИР (СССР). Активная зона его состоит из бериллиевой кладки, пронизанной каналами с топливными сборками [46]. Вода первого контура под давлением 15 кГ/см циркулирует, омывая бериллиевые блоки, со скоростью 10 м/сек. При тепловой мощности реактора 100 Мвт максимальная температура в бериллии достигает 180 °С. [c.24] Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы приобретают высокие технико-экономические показатели при использовании бериллия в качестве материала оболочек топливных элементов и отражателя нейтронов [5, 36, 47]. [c.24] Активная зона реактора 630А (США) окружена бе-риллиевым отражателем температура газового теплоносителя при давлении 105 кГ/см достигает 1950 °С. По ряду соображений можно предположить, что температура бериллиевого отражателя достигает значений порядка 550—600 °С. [c.25] В работе [36] указывается на перспективность использования бериллия в газоохлаждаемом реакторе типа HTGR. Обнадеживающие результаты получены при использовании бериллиевого отражателя в воздушной среде в составе реактора SNAP-8 (США) [48]. [c.25] Анализ условий работы элементов отражателя, выполненного из бериллия, в существующих и создающихся ядерных реакторах позволяет выделить примерно три температурные области его эксплуатации. Низкотемпературная область применения бериллия составляет 50- 150 °С, область повышенных температур — 400—600 и высокотемпературная область — выше 600 °С. [c.25] Интенсивность нейтронных потоков, воздействию которых подвергается бериллий, находится в пределах 10 3—5-10 5 нейтр/см .сек, что определяет интегральную дозу облучения в течение разумного времени эксплуатации бериллия от 10 до 10 нейтр/см . [c.25] Требования к материалам, входящим в состав активной зоны, весьма многообразны, но среди них можно выделить несколько главных [51—53] минимальный захват нейтронов структурная и размерная стабильность механическая надежность высокая теплопроводность и малое термическое расширение коррозионная и эрозионная стойкость в теплоносителе. [c.25] Структурное повреждение бериллия под воздействием нейтронного облучения может приводить к нескольким радиационным эффектам, основными из которых являются распухание, газонакопление, изменение механических свойств, растрескивание и разрушение материала. При этом степень радиационного повреждения бериллия обусловлена типом и характером дефектов структуры и связана с интегральной дозой и температурой облучения. [c.26] Возникновение и накопление атомов-трансмутантов в бериллии и образование в определенных условиях газовой пористости приводят к радиационному распуханию материала. Эти же дефекты заметным образом влияют на изменение прочности и пластичности бериллия. [c.26] Высокая теплопроводность и малые значения коэффициента термического расширения у бериллия благоприятно сказываются на механической надежности материала, приводя, в частности, к умеренным величинам термических напряжений и их изменениям при циклическом изменении температуры. [c.26] Таким образом, основными проявлениями радиационного повреждения бериллия являются структурные изменения, распухание, газонакопление, снижение пластичности и возможное растрескивание (разрушение) материала. Понимание природы этих повреждений и установление механизма элементарных процессов, протекающих в бериллии При облучении, помогут дать правильную оценку работоспособности материала и рекомендовать границы его применимости в ядерных реакторах. [c.26] Вернуться к основной статье