книги из ГПНТБ / Герасимов В.В. Материалы ядерной техники учеб. пособие

требуются почти «черные» стержни. Стержень называется «чер­ ным», если все нейтроны, проходящие через его поверхность, поглощаются внутри этого стержня. Обычно тело считается «черным» для тепловых нейтронов, если поперечное сечение по­ глощения тепловых нейтронов много больше поперечного сече­ ния рассеяния.

В ряде случаев необходимо поглощать надтепловые нейтро­ ны. Например, гафний считают «черным» вблизи резонансов по­ глощения, которые у гафния расположены при энергиях 1; 1,2; 2,38; 7,8 эв. Подобно гафнию большинство надтепловых погло­ тителей принадлежит к поглотителю резонансного типа. Одним из методов повышения эффективности регулирующего стержня является изготовление его из смеси поглотителей, подобранных таким образом, чтобы резонансные максимумы одного лежали между резонансными максимумами другого. К такому типу по­ глотителей относятся сплавы Cd, Ag, In и смеси редкоземель­ ных элементов. При поглощении нейтронов в результате проте­ кания ядерных реакций в стержне выделяется энергия, приводя­ щая к его разогреву. В поглотителях, где протекает реакция (п, а), к числу которых относится В, практически вся энергия ядерной реакции поглощения выделяется в регулирующем стержне. В поглотителях, где идет реакция (п, у), значительная часть энергии вместе с у-излучением уносится из стержня. В обоих случаях в водо-водяных реакторах с высокой плотно­ стью энерговыделения количество тепла, генерируемого в стерж­ нях, может быть очень высоким. В связи с этим необходимо обеспечить охлаждение стержней. При наличии защитной обо­ лочки на стержне должен быть создан хороший тепловой кон­ такт между материалом поглотителя и оболочкой для беспре­ пятственного отвода тепла через оболочку. Эффективность стержней в работающем реакторе изменяется в течение кампа­ нии. Постепенно за счет протекания ядерных реакций выводится значительное количество ядер поглощающего материала. В ря­ де случаев эффективность стержней мало изменяется при выго­ рании поглощающего изотопа. Это происходит в том случае, когда продуктом ядерной реакции в стержне является стабиль­ ный и долгоживущий изотоп с большим сечением захвата. К числу таких материалов можно отнести диспрозий и европий.

Материалы системы управления и защиты должны обладать большим сечением поглощения нейтронов и в ряде случаев в широком спектре энергий нейтронов. Материалы должны быть радиационностойким'и.

Изменение геометрии поглощающих элементов может выве­ сти из строя систему управления и защиты. С экономической точки зрения выгодно применять неохлаждаемые каналы СУЗ. В связи с этим материал поглощающего элемента и его оболоч­

ка должны быть жаропрочным и стойким к коррозии при вы­ сокой температуре.

Металлоконструкции канальных реакторов. В канальных ре­ акторах с графитовым замедлителем материалы, из которых из­ готовлены конструкции, находящиеся в активной зоне, работают при высокой температуре в условиях интенсивного облучения. К этим материалам предъявляются требования жаропрочности •и радиационной стойкости.

Корпус реактора. Корпус реактора н крышка в рабочих ус­ ловиях подвергаются воздействию механических напряжений вследствие избыточного давления в реакторе, термических на­ грузок в стационарных и нестационарных температурных режи­ мах, вибрационных нагрузок, а на транспортных установках, кроме того, действию ударных нагрузок. Материал корпуса, на­ ходясь в условиях интенсивного нейтронного облучения, должен иметь высокую прочность при достаточном уровне пластичности. Облучение нейтронами в течение всего периода работы реакто­ ра (до 30 лет) не должно вызывать охрупчивания материала. В связи с этим выдвигается требование высокой радиационной стойкости. Материал корпуса должен иметь хорошую тепло­ проводность и низкий коэффициент термического расширения, чтобы не возникали высокие температурные напряжения, а так­ же должен быть стоек к малоцикловой усталости.

Материал корпуса должен быть стойким к коррозии. Загряз­ нение теплоносителя радиоактивными продуктами коррозии ухудшает радиационную обстановку. Местная коррозия может привести к возникновению концентраторов напряжений. Наводороживание особенно в сочетании с облучением может вызвать охрупчивание материала корпуса.

Материал корпуса должен быть технологичным и хорошо свариваться в больших толщинах. Высокий уровень местных напряжений в сварных соединениях требует последующей тер­ мической обработки. Термическая обработка корпусов, имею­ щих значительные габариты, вызывает серьезные трудности.

Заметим также, что высокая прочность материала корпуса реактора позволяет снизить его вес и габариты, что в ряде слу­ чаев крайне важно.

§2 . 3

Требования к материалам узлов, находящихся вне активной зоны

К материалам трубопроводов и паропроводов предъявляют требование высокой прочности и способности противостоять хрупкому разрушению.

трубопроводов обычно значительна. Продукты коррозии, пере­ ходящие в теплоноситель, ухудшают радиационную обстановку и создают опасность образования отложений на поверхности тепловыделяющих элементов.

Барабаны-сепараторы мощных атомных станций с кипящими реакторами имеют значительные размеры: длину до 20 м п диа­ метр до 2,5 м. В корпус барабана-сепаратора вваривается зна­ чительное число патрубков. Указанные обстоятельства обуслов­ ливают требование высокой прочности материалов при доста­ точном уровне пластичности, стойкости к малоцикловой уста­ лости, технологичности, стойкости к коррозии.

При генерации пара происходит концентрирование примесей, находящихся в воде. Последнее обстоятельство резко увеличи­ вает коррозионную агрессивность среды. Материал парогенера­ тора должен быть стоек к коррозии, особенно к коррозии под напряжением. Высокая теплопроводность материала позволяет уменьшить размеры парогенератора.

Скорость потока теплоносителя в циркуляционных насосах существенно выше, чем в трубопроводах. Материал, из которого изготовлены узлы насоса, должен быть стоек не только к кор­ розии, но и к эрозии и кавитации.

Аналогичные требования предъявляют к материалам, иду­ щим на изготовление арматуры.

§ 2 . 4

Материалы, применяемые в реакторостроении

В качестве конструкционных материалов в реакторостроении используют металлы и их сплавы. Это обстоятельство связано с тем, что сплавы металлов могут обладать высокой прочностью при достаточном уровне пластичности, способны упрочняться при пластической деформации.

Металлургические процессы получения и обработки метал­

ченно, там, где требуется высокая пластичность и отсутствие примесей. В качестве материала для прокладок используют вы­ сокочистые никель и медь. Для оболочек твэлов исследователь­ ских реакторов используют алюминий высокой чистоты. В каче­ стве материала замедлителя и отражателя применяют чистый бериллий. Из алюминия технической чистоты (содержание при­

строении используют сплавы металлов. Так, сплавы на основе алюминия используют для изготовления оболочек твэлов и тех­ нологических каналов водоохлаждаемых реакторов для произ­ водства плутония, для изготовления каналов системы управле­ ния и защиты канальных кипящих реакторов. Максимальная рабочая температура, при которой могут использоваться спла­ вы алюминия, 250°. При более высокой температуре сплавы алюминия не стойки к коррозии.

В реакторах, где теплоносителем является углекислый газ, оболочки твэлов изготовляют из сплавов магния. Низкая жаро­ стойкость и коррозионная стойкость ограничивают уровень ра­ бочих температур 400°.

Сплавы циркония применяют для изготовления оболочек твэлов водоохлаждаемых реакторов, технологических каналов кипящих реакторов. Максимально допустимая температура 350° ограничена коррозионной стойкостью сплавов циркония и пол­ зучестью.

Материалы на основе Al, Mg, Zr технологичны, имеют ма­ лое сечение захвата и поэтому находят широкое применение в активной зоне.

Широкое применение в реакторостроении нашли сплавы на основе железа. В первую очередь следует отметить аустенитные нержавеющие стали. Их применение связано с высокой корро­ зионной стойкостью в различных теплоносителях, жаропрочно­ стью, технологичностью. При обогащенном ядерном горючем аустенитные нержавеющие стали используют для изготовления оболочек твэлов, каналов и других элементов активной зоны, а также для плакирования корпусов реакторов, барабанов-сепара­ торов, выполненных из низколегированной стали. Вне активной зоны эти стали применяют для изготовления трубопроводов пер­ вого контура, парогенераторов, теплообменников, трубопроводов конденсатно-питательного тракта и контура многократной цир­ куляции кипящих реакторов, циркуляционных насосов и арма­ туры. Максимальная рабочая температура 700° обусловлена уровнем лоропрочности аустенитных нержавеющих сталей.

Перлитные низколегированные стали используют для изго­ товления корпуса, парогенератора водо-водяных реакторов и па­ ропроводов перегретого пара, барабанов-сепараторов, теплооб­ менников кипящих реакторов. Наряду с углеродистыми эти ста­ ли применяют в качестве материала паропроводов насыщенного пара и трубопроводов конденсатно-питательного тракта кипя­ щих реакторов.

В последнее время показана возможность изготовления из перлитных низколегированных и углеродистых сталей контура

многократной циркуляции кипящих реакторов. Рассматриваемые стали менее коррозионностойки, чем аустенитные. Применение их в водоохлаждаемых реакторах связано с точным соблюде­ нием соответствующего водно-технологического режима и нали­ чием средств очистки теплоносителя от продуктов коррозии. Из перлитных сталей изготавливают металлоконструкции каналь­ ных реакторов. Верхний температурный предел применения низ­ колегированных сталей (500°) и углеродистых сталей (350°) ограничивается их жаропрочностью. Стали технологичны и хо­ рошо освоены промышленностью. Существенным достоинством низколегированных и углеродистых сталей является их деше­ визна.

Сплавы на основе никеля и титана используют для изготовле­ ния парогенераторов в тех случаях, когда требуется материал, стойкий к коррозии п'од напряжением. Из никелевых сплавов изготовляют теплообменники реакторов с использованием в ка­ честве теплоносителя натрия.

Вряде случаев использование сплавов титана обусловлено их низким удельным весом. Максимальные рабочие температуры для сплавов титана 400°, для никелевых сплавов 800°. Коррози­ онная стойкость этих сплавов высока. Большое сечение погло­ щения нейтронов делает нежелательным использование их в ак­ тивной зоне реакторов на тепловых нейтронах.

Вядерных космических двигателях, термоэлектрических и термоэмиссионных преобразователях материалы работают при температуре до 3000°. В этих условиях находят применение ту­ гоплавкие металлы (W, Mo, Nb) и их сплавы. Из них изготов­ ляют оболочки твэлов и элементы активной зоны. Материалы эти имеют высокую жаростойкость, совместимы с ядерным го­ рючим. Однако вольфрам и молибден недостаточно техноло­ гичны и охрупчиваются при температурах, сравнительно низ­ ких по отношению к температуре их плавления.

Сплавы меди, обладающие хорошей теплопроводностью, ис­ пользуют для изготовления трубчатки конденсаторов и теплооб­ менников. Недостатком этих сплавов является низкая коррози­ онная стойкость при высокой скорости омывающей воды, особен­ но морской. Кроме того, продукты коррозии медных сплавов,

переходя в теплоноситель, способствуют его активации и обра­ зованию отложений на твэлах.

Из неметаллических конструкционных материалов следует остановиться на графите. Из графита делают кладку в каналь­ ных реакторах. Для предотвращения выгорания графита клад­ ка продувается азотом или гелием, очищенными от кислорода. Содержание примесей с высоким сечением захвата нейтронов в графите стремятся снизить до минимума. Изменение формы и размеров изделий из графита под действием облучения и высо­

кой температуры является существенным его недостатком.

Вядерных космических двигателях из графита изготовляют матрицы твэлов. В этих условиях графит может эксплуатиро­ ваться до температуры 2000° и выше.

Вкачестве ядерного горючего в большинстве случаев при­ меняют неметаллические соединения урана. Из чистого урана изготавливают, например, сердечники твэлов реакторов для про­ изводства плутония.

Вреакторах на быстрых нейтронах наряду с двуокисью ура­ на применяют сплавы урана. Недостатком урана и ряда его сплавов является низкая радиационная стойкость. Низкая кор­ розионная стойкость урана в воде при высокой температуре в

■Случае нарушения герметичности оболочки твэла ведет к раз­ дуванию блока, ухудшению теплосъема и в конечном счете к аварии.

В большинстве случаев ядерное горючее используют в виде соединений урана: интерметаллидов, окислов, карбидов, нитри­ дов и т. д. Соединения эти могут эксплуатироваться при высо­ кой температуре. Они, как правило, радиационностойки. К недо­ статкам некоторых из них, например двуокиси урана, следует отнести низкую теплопроводность.

тельность чередования слоев может легко нарушаться при пла­ стической деформации, а также в результате возникновения не­ регулярности во время роста кристаллов вследствие образования так называемых дефектов упаковки. При наличии дефектов упа­ ковки последовательность слоев в гранецентрированной решет­ ке может быть АВСАВАВС... Гранецентрированная плотноупакованная кубическая ре­ шетка имеет координацион­ ное число 12, т. е. каждый шар имеет шесть ближай­ ших соседей в своей плос­ кости и по три касающихся его шара, находящихся в слоях, лежащих непосредст­ венно выше и ниже рас­ сматриваемого. Расстояние между центрами ближай­

ской решеткой элементами с меньшим атомным радиусом ато­ мы последних располагаются в пустотах (межузлиях) г. ц. к. решетки. Наибольшие пустоты находятся в центре куба и по­ середине его ребер. Каждая такая пустота окружена шестью атомами решетки, занимающими место в вершине правильного октаэдра. В связи с этим рассматриваемые пустоты называют октаэдрическими. В решетке аустенита октаэдрические пустоты занимают атомы углерода. Если предположить, что кубическая гранецентрнрованная решетка построена из жестких шаров ра­ диуса соприкасающихся друг с другом, то максимальный радиус сферы, которую можно поместить в октаэдрические пу­ стоты, будет 0,41 г.

Структура объемноцентрированного куба является менее плотноупакованной. Атомы в о. ц. к. решетке располагаются в вершинах и в центре элементарной кубической решетки. Каж­ дый атом имеет восемь ближайших соседей, располагающихся

на расстоянии аѴ 3/2 (0,866 а), где а — длина ребра куба элементарной ячейки, т. е. координационное число равно восьми. В структуре о. ц. к. более крупные пустоты занимают положение на гранях куба элементарной ячейки. Они окружены четырьмя

28 Г л . 3. Свойства реакторных материалов

атомами, располагающимися в вершинах тетраэдра, и называ­ ются тетраэдрическими. Более мелкие пустоты, окруженные ше­ стью атомами, располагаются посередине ребер и граней куба элементарной ячейки и называются октаэдрическими. В струк­ туре мартенсита атомы углерода внедряются в октаэдрические пустоты, расположенные только на ребрах, параллельных оси z, и в центрах граней, перпендикулярных к указанной оси, это

плотноупакованных плоскостей, подобных плоскости (111) в гранецентрнрованной решетке. Наиболее плотноупакованнымн яв­ ляются плоскости (ПО).

В гексагональной плотноупакованной решетке каждый атом окружен шестью расположенными на равных расстояниях сосе­ дями, принадлежащими к этому же слою, и, кроме того, имеет по три ближайших соседа в слоях, расположенных выше и ниже данного слоя. Координационное число равно 12. В гексагональ­ ной решетке также имеются пустоты, аналогичные пустотам в г. ц. к. решетке.

Гранецентрированную кубическую решетку имеют Al, РЬ, Си, аустенит в хромоникелевой нержавеющей стали; объемноцентри­ рованную кубическую решетку — Nb, Mo, высокотемпературная модификация циркония и его сплавов, низкотемпературная мо­ дификация вольфрама, феррит в низколегированных, углероди­ стых и ферритных нержавеющих сталях, уран при температуре свыше 769° и ряд его сплавов; гексагональную решетку — Be, Mg, низкотемпературная модификация циркония, Ni.

Кристаллическая решетка металлов и сплавов всегда имеет те или иные дефекты, существенно влияющие на свойства ма­ териала. Способность материала противостоять механическим нагрузкам (в том числе и при высоких температурах), совме­ стимость, стойкость к коррозии под напряжением, радиационная стойкость могут быть рассмотрены на современном научном уровне лишь с учетом дефектов кристаллической решетки.

Точечные дефекты. Дефекты кристаллической решетки под­ разделяются на точечные и линейные. К точечным дефектам относятся вакансии и межузельные атомы. Вакансии обра­ зуются при удалении атома из узла кристаллической решетки.

нию кристаллической решетки, нарушению ее периодического строения и в конечном счете к изменению структуры металла. Примесные атомы, находящиеся в узлах кристаллической ре­ шетки или в межузлиях, также искажают решетку и в этом смысле являются точечными дефектами.

щийся в поверхностном слое металла, может в процессе испа­

также границы зерен, в которых правильное расположение ато­ мов нарушено.

При образовании твердых растворов внедрения атомы ле­ гирующего элемента находятся в межузлиях. На искажение кристаллической решетки при образовании точечного дефекта затрачивается определенная работа. В связи с этим межузель­ ный атом обладает повышенной энергией по сравнению с ато­ мами, находящимися в узлах кристаллической решетки. Обра­ зование вакансий ведет к искажению плотноупакованной ре-' шетки и соответственно к изменению энергии кристалла. При взаимодействии одиночных вакансии между собой могут обра­ зовываться скопления вакансий. Если межузельный атом встречается с вакансией, искажение решетки исчезает. Вакан­ сии играют решающую роль в диффузионных процессах, проис­ ходящих в металлах.

Дислокации и их перемещение. Дислокация принадлежит к линейным несовершенствам кристалла. Рассмотрим дислока­ цию, образовавшуюся в кристалле при сдвиге. На рис. 3.2 по­ казан параллелепипед, верхняя часть которого сдвинута отно­ сительно нижней на одно межатомное расстояние. Зафиксиро­ вано положение, когда сдвиг охватил не всю плоскость сколь­

ка. На рис. 3.3 для случая примитивной кубической решетки показан разрез параллелепипеда по атомной плоскости, пер­ пендикулярной к линии AB на рис. 3.2. В этом сечении при-