Долговременная коррозия графита ВТГР с SiC покрытием
DOI:
https://doi.org/10.26577/RCPh.2022.v81.i2.06Ключевые слова:
ВТГР, графит, SiC покрытие, коррозияАннотация
При создании казахстанского высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (ВТГР) будет использоваться разновидность топлива с улучшенным графитом и его градиентным защитным покрытием на основе карбида кремния (SiC). Поэтому, целью данной работы является определение скорости и особенности протекания длительной высокотемпературной коррозии реакторного графита и его SiC-покрытия при температуре 1200 К и давлении 200-250 кПа в гелии с примесью воды и кислорода в концентрациях, близких к нормальной работе ВТГР; разработка численной модели коррозионного эксперимента при конвекционном способе подачи рабочей смеси. В результате четыре последовательных этапов испытаний длительностью 30 дней каждый (общая длительность коррозии составила 120 дней) потери массы образцов чистого графита (без SiC-покрытия) составляют от 1,8 % до 10,4 % в зависимости от производителя. В целом средняя скорость коррозии незащищенного графита соответствует литературным данным. Применение SiC-покрытия поверх графитов снижает скорость коррозии образцов в 100-500 раз. Разработанная модель позволила описать как высокотемпературные процессы коррозии графита ВТГР так и динамику массопереноса всех газовых компонентов по всему объему установки за время эксперимента.
Библиографические ссылки
2 K. Sawa and S. Ueta, Nuclear Engineering and Design, 233, 163-172 (2004).
3 K. Minato and K. Fukuda, Response of fuel, fuel elements and gas-cooled reactor cores under accidental air or water ingress conditions: Proceedings of IAEA Technical Committee Meeting, IAEA-TECDOC-784, 86-91 (1995).
4 T. Nishihara, et al., JAEA Technology 2018–004, (2018).
5 Y. Chikhray, et al. ANS Proceedings. International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016), Las Vegas, NV, November 6-10, 1, 572-577 (2016).
6 X. Yu, et al., Nuclear Engineering and Design, 238, 2230-2238 (2008).
7 C.I. Contescu, et al., Carbon, 127, 158-169 (2017).
8 J.J. Kane, et al., J. Nucl. Mater, 493, 343-367 (2017).
9 T. Takeda and M. Hishida, Int. J. Heat Mass Transf., 39 (3), 527-536 (1996).
10 A.C. Kadak and T. Zhai, Nucl. Eng. Des., 236, 587-602 (2006).
11 M.S. El-Genk and J.-M.P. Tournier, J. Nucl. Mater., 420 (1-3), 141-158 (2012).
12 E.S. Kim and H.C. No J. Nucl. Mater., 350, 96-100 (2006).
13 V.M. Gremyachkin, et al., Russ. J. Phys. Chem. B, 1-2, 543-546 (2008).
14 T. Uda, et al., Fusion Eng. Des., 29, 238-246 (1995).
15 Y.M. Ferng and C.W. Chi, Nucl. Eng. Des., 248, 55-65 (2012).
16 C. Contescu, Y. Lee, R. Mee, Oak Ridge National Laboratory Technical Report, ORNL/TM-2018/1057 (2019).
17 P.D. Neufeld, et al., J. Chem. Phys., 57, 1100-1102 (1972).
18 R.S. Brokaw Ind. Eng. Chem. Process, 8 (2), 240-253 (1969).
19 B.E. Poling, J.M. Prausnitz, J.P. O’Connell, The Properties of Gases and Liquids: Fifth Ed. (McGraw-Hill, 2001), 803 p.
20 P.L. Walker, F. Rusinko, L.G. Austin, Adv. Catal., 11, 133-221 (1959).
21 OpenFOAM, free open source CFD software.– URL: https://www.openfoam.com (request date 15.04.2022).
