ПЛОТНОСТЬ И КОЭФФИЦИЕНТ ТЕРМИЧЕСКОГО РАСШИРЕНИЯ СТАЛИ 12Х18Н10Т В ДИАПАЗОНЕ ТЕМПЕРАТУР ОТ 100-850 ˚С ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР Текст научной статьи по специальности «Технологии материалов»

ГЛОБАЛЬНАЯ ЯДЕРНАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ, 2021 № 4(41), С. 31-35

ИЗЫСКАНИЕ, ПРОЕКТИРОВАНИЕ,

--СТРОИТЕЛЬСТВО И МОНТАЖ _

ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ОБОРУДОВАНИЯ

УДК 669.14.018.44 : 621.039.5

ПЛОТНОСТЬ И КОЭФФИЦИЕНТ ТЕРМИЧЕСКОГО РАСШИРЕНИЯ СТАЛИ 12Х18Н10Т В ДИАПАЗОНЕ ТЕМПЕРАТУР ОТ 100-850 С ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР

© 2021 А.З. Альхмуд, А.Б. Круглов

Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва, Россия

В статье представлены результаты исследования плотности стали 12Х18Н10Т и коэффициента термического расширения ТКЛР (а) в диапазоне температур от 100 до 850 °С. Измерения проводились с помощью дилатометра Б1Ь-405 С. Сталь 12Х18Н10Т заменит традиционные оболочковые материалы ТВЭЛ, которые изготавливаются из циркониевого материала. Оболочка из стали 12Х18Н10Т может использоваться в качестве толерантного топлива. Показано, что теплофизические свойства и точные дилатометрические результаты исследований стали 12Х18Н10Т, делают возможным использование стальных оболочек в ТВС РУ ВВЭР. В статье приведены результаты сравнения с аналогичными данными системы ГСССД.

Ключевые слова: толерантное топливо, плотность, коэффициент термического расширения, дилатометр.

Поступила в редакцию 01.09.2021 После доработки 08.10.2021 Принята к печати 15.10.2021

Введение

После ядерных аварий, произошедших в мире, возникла необходимость в изучении и разработке материалов, используемых на атомных электростанциях как наиболее важный материал для защиты в активной зоне ядерных реакторов из циркониевых материалов в легководных реакторах [1]. Циркониевая оболочка взаимодействует с водой в процессе охлаждения реактора, и при высоких температурах сильно реагирует, в результате чего образуется большое количество атомов водорода [2, 3]. Поэтому изучаются термические свойства материалов, которые могут быть использованы в качестве альтернативы циркониевому сплаву.

Измерения ТКЛР (а) были проведены на дилатометре DIL-402 С. Для обеспечения точности измерения теплофизических свойств и использования новых конструкционных материалов необходимы эталонные материалы - вещества с известными и стабильными свойствами для использования их в экспериментальных методиках и для контроля исправности экспериментального оборудования. Измерения были проведены по рабочему эталону дилатометра из А1203 [4].

Исследование влияния циклов нагрева и охлаждения на ТКЛР образцов из стали 12Х18Н10Т

Измерения термического расширения на дилатометре проводится в два этапа. На первом в дилатометр устанавливается рабочий эталон термического расширения и в исследуемом диапазоне температур проводится регистрация сигнала датчика перемещения и температуры. На втором этапе, выполняемом по температурному режиму первого, измерения проводятся с исследуемым образцом. Результат двух

© Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2021

измерений анализируются с помощью программы Proteus Thermal Analysis [4, 5]. На рисунке 1 представлено влияние циклов нагрева и охлаждения на ТКЛР образцов из стали 12Х18Н10Т.

25

СО

О 20 ч

ö"

15 "I-1-1-1-1-1-Г

0 200 400 600 800 1000 Т, oC

Рисунок 1 - ТКЛР (а) стали 12Х18Н10Т: О - один цикл нагрева до Т = 850 °С; О - 25 циклов

нагрева;------ интерполяция результатов измерений; сплошная линия - ТКЛР стали 12Х18Н10Т

по данным [6-8] [TEC (а) of steel 12X18H10T: О is one heating cycle up to Т = 850 °С; О is 25 heating

cycles;.....is interpolation of measurement results; solid line is TEC of steel 12X18H10T according

to [6-8]

На рисунке 2 отражено влияние термоциклирования на ТКЛР стали 12Х18Н10Т.

25

. 20

<

О

1-й

Ö15

10

w и В

***

Mi*

1"

корр+12Х18Н1 ОТотж 31-012018

корр+12Х-25 отж-14.04-2018

корр+12Х18Н10Т 27-12-2017

корр+12Хd8-06-02-2020

Жа,1/к,10л-6,ГСССД

С корр+12Xd8_10_02_2020

0 100 200 300 400 500 600 700 800 900 Температура, °С

Рисунок 2 - Сравнение данных ТКЛР образца с разницей в год для стали 12X18H10T и данные из ГСССД [Comparison of the TEC data for a sample with a difference in a year for steel 12X18H10T and data

from the State Service of Standard Reference Data]

В таблице 1 показана физическая плотность для стали 12Х18Н10Т в интервале температур 100-900 °С. По данным о ТКЛР плотность исследуемого материала рассчитывается по формуле:

Р(Т) = р(Го) * (l + /ТТ0 a(t)dT)"

где p(To)=7920 кг/м плотность при температуре T0 = 20°С.

Таблица 1 - Плотность для стали 12Х18Н10Т в интервале температурах 100-900 °С [Density for steel 12X18H10T in the temperature range 100-900 °С]

Температуры, Т °С Плотность, кг/м3, р

100 7886

200 7841

300 7796

400 7747

500 7697

600 7646

700 7591

800 7529

900 7471

На рисунке 3 представлена графическая зависимость плотности стали 12Х18Н10Т в интервале температур 100-900 °С.

Рисунок 3 - Зависимость плотности стали 12Х18Н10Т в интервале температур 100-900 °С [Dependence of the density of steel 12X18H10T in the temperature range 100-900 °С]

3

Плотность циркониевого сплава Э-110 составляет ~ 8000 кг/м3 [9] при

о 3

температурах 500°С, а для стали 12Х18Н10Т ~ 7700 Кг/м при этой же температуре. Эти результаты показывают, что физические свойства материалов близки друг к другу, поэтому они могут быть использованы в ядерных реакторах. Проведен анализ существующих направлений разработки оболочек для толерантного топлива [10-12].

Вывод

Получены новые экспериментальные данные по плотности и коэффициентам термического расширения стали 12Х18Н10Т. Показано хорошее согласие с существующими данными об изменении плотности в исследуемом интервале температур. Испытания стали из 12Х18Н10Т, которые проводились в течение многих лет, показали, что при точных методах измерений, ее коэффициент термического расширения стабилен во времени. Благодаря этому и некоторым другим свойствам

исследованная сталь может быть рекомендована для изготовления и дилатометрии в диапазоне температур 100-850 °С.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Кириллов, П.Л. Теплофизические свойства материалов ядерной техники / П.Л. Кириллов. -Москва : ИздАТ, 2007. - 194 с.

2. Лескин С.Т., Шелегов А.С., СлободчукВ.И. Физические особенности и конструкция реактора ВВЭР-1000: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2011. - 116 с.

3. Денисов, В.П. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций / В.П. Денисов, Ю.Г. Драгунов. - Москва : ИздАТ, 2002. - 477 с.

4. Выговский, С.Б. Физические конструкционные особенности ядерных энергетических установок с ВВЭР / С.Б. Выговский, Н.О. Рябов, А.А. Семенов, Е.В. Чернов, Л.Н. Богачек. -Москва : НИЯУ МИФИ, 2011. - 376 с.

5. Походун, А.И. и др. Экспериментальные методы исследований. Измерения теплофизических величин / А.И, Походун, А.В. Шарков. - Санкт-Петербург : СПб ГУ ИТМО, 2006. - 87 с.

6. Группа компаний NETZSCH : официальный сайт www netzsch. com.

7. Таблицы стандартных справочных данных. Стали 12Х18Н9Т и 12Х18Н10Т. Удельная теплоемкость и удельная энтальпия в диапазоне температур 400-1380К при атмосферном давлении. ГСССД 32-82. - Москва : Издательство Стандартов, 1983.

8. Таблицы стандартных справочных данных. Молибден, монокристаллическая окись алюминия, сталь 12Х18Н10Т. Температурный коэффициент линейного расширения. ГСССД 59-83. - Москва : Издательство Стандартов, 1984.

9. Alhmoud A.Z., Kruglov V.B, Internal Report at National Research Nuclear University (MEPhI). -Russia, Moscow, 2019.

10. Massalski, T.B., Okamoto, H., Subramanian, P.R., & Kacprzak, L. (1991). Binary Alloy Phase Diagrams (ASM International, Materials Park, OH, 1990), 2983-2986.

11. Savchenko, A.M., Konovalov, Y.V., Laushkin, A.V., & Yuferov, O.I. (2017). Low-Melting Zirconium Alloys. Letters on Materials, 7(3), 229-233.

12. Самойлов, О.Б. Безопасность ядерных энергетических установок / О.Б. Самойлов, Г.Б. Усынин, А.М. Бахметьев. - Москва : Энергоатомиздат, 1989. - 280 c.

REFERENCES

[1] Kirillov, P.L. Teplofizicheskie svojstva materialov yadernoj tekhniki [Thermophysical Properties of Nuclear Engineering Materials]. Moscow: IzdAT, 2007 (in Russian).

[2] Leskin S.T., Shelegov A.S., Slobodchuk V.I. Fizicheskie osobennosti i konstrukciya reaktora VVER-1000: Uchebnoe posobie. [Physical Features and Design of the WWER-1000 Reactor: Textbook]. Moscow: NRNU MEPhI, 2011. 116 p. (in Russian).

[3] Denisov V.P., Dragunov Yu.G. Reaktornye ustanovki VVER dlya atomnyh elektrostancij [WWER Reactor Installations for Nuclear Power Plants]. Moscow: IzdAT, 2002 (in Russian).

[4] Vygovsky S.B., Ryabov N.O., Semenov A.A., Chernov E.V., Bogachek L.N. Fizicheskie konstrukcionnye osobennosti yadernyh energeticheskih ustanovok s VVER [Physical Design Features of Nuclear Power Plants with VVER]. Moscow: NRNU MEPhI, 2011. 376 p. (in Russian).

[5] Pokhodun A.I., Sharkov A.V. Eksperimental'nye metody issledovanij. Izmereniya teplofizicheskih velichin [Experimental research methods. Measurements of Thermophysical Quantities]. St. Petersburg: SPb SU ITMO, 2006. 87 p. (in Russian).

[6] Gruppa kompanij NETZSCH [NETZSCH Group of Companies]: official website www.netzsch.com.

[7] Tablicy standartnyh spravochnyh dannyh. Stali 12H18N9T i 12H18N10T. Udel'naya teploemkost' i udel'naya ental'piya v diapazone temperatur 400-1380K pri atmosfernom davlenii. GSSSD 32-82 [Tables of Standard Reference Data. Steel 12X18N9T and 12X18N10T. Specific Heat Capacity and Specific Enthalpy in the Temperature Range 400-1380 K at Atmospheric Pressure. Service of Standard Reference Data 32-82]. Moscow: Publishing House of Standards. 1983 (in Russian).

[8] Tablicy standartnyh spravochnyh dannyh. Molibden, monokristallicheskaya okis' alyuminiya, stal' 12H18N10T. Temperaturnyj koefficient linejnogo rasshireniya. GSSSD 59-83. [Tables of Standard Reference Data. Molybdenum, Monocrystalline Aluminum Oxide, Steel 12X18H10T. Temperature Coefficient of Linear Expansion. Service of Standard Reference Data 59-83]. Moscow: Publishing House of Standards. 1984 (in Russian).

[9] Alhmoud A.Z., Kruglov V.B Internal Report at National Research Nuclear University (MEPhI). Russia, Moscow, 2019 (in English).

[10] Massalski, T.B., Okamoto, H., Subramanian, P.R., & Kacprzak, L. (1991). Binary Alloy Phase Diagrams (ASM International, Materials Park, OH, 1990), 2983-2986 (in English).

[11] Savchenko, A.M., Konovalov, Y.V., Laushkin, A.V., & Yuferov, O.I. (2017). Low-Melting Zirconium Alloys. Letters on Materials, 7(3), 229-233 (in English).

[12] Samojlov, O.B. i dr. Bezopasnost' yadernyh energeticheskih ustanovok [Safety of Nuclear Power Plants]. Moscow: Energoatomizdat, 1989. 280 p. (in Russian).

Density and Coefficient of Thermal Expansion of 12X18H10T Steel in the Temperature Range from 100-850 C for WWER Reactors

A.Z. Alhmoud1, A.B. Kruglov2

National Research Nuclear University «MEPhI», Kashirskoye shosse, 31, Moscow, Russia 115409

'ORCID iD: 0000-0002-8213-1455 e-mail: ahmad_homoud@yahoo. com 2e-mail: abkruglov@mephi.ru

Abstract - The article presents the results of studying the density of steel 12Kh18N10T and the coefficient of thermal expansion TEC (a) in the temperature range from 100 to 850°C. The measurements were carried out using a DIL-405 C dilatometer. Steel 12Kh18N10T will replace traditional TVEL cladding materials, which are made of zirconium material. The cladding made of steel 12X18H10T can be used as a Tolerant fuel. It is shown that the thermophysical properties and accurate dilatometric results of studies of steel 12Kh18N10T make it possible to use steel cladding in fuel assemblies of a VVER reactor. The article presents the results of comparison with similar data from the State Service of Standard Reference Data system.

Keywords: Accident tolerant fuel, density, coefficient of thermal expansion, dilatometer.