Калин Материаловедческие проблемы екологии в области ядерной енергетики 2010

10. МАЛОАКТИВИРУЕМЫЕ КОНСТРУКЦИОННЫЕ МАТЕРИАЛЫ

10.1. Наведенная активность

Расчет наведенной активности материалов можно проводить для полубесконечной мишени для различных элементов при следующих допущениях:

накопление радиоактивных продуктов идет исключительно под действием потоков нейтронов деления по всему энергетическому спектру;

поскольку спектр рентгеновского и γ-излучений формируется за счет (n, γ), (n, p) и (n, β )-реакций, то расчет активности проводится только по этим типам ядерных реакций;

вклад фотоядерных реакций незначителен;

вклад рассеянных потоков нейтронов на величину наведенной активности незначителен.

Полный выход γ-квантов по какому-либо химическому элементу принято рассчитывать как сумму усредненных величин для каждого изотопа с учетом его содержания в природном элементе. Количество образовавшихся радиоактивных атомов в единичном объеме определяется как

где F – поток (флюенс) нейтронов; Σ – макроскопическое сечение

реакций (Σ = Σn,γ + Σn,β + Σγ,p); Σn,γ, Σn,β, Σγ,p – макроскопические сечения реакций (n, γ), (n, β) и (n, p) соответственно.

С учетом как образования, так и распада радиоактивных ато-

Здесь величина Nn (табл. 43) – предельно возможное количество образовавшихся радиоактивных атомов в КМ; λ – постоянная радиоактивного распада изотопа [с-1], рассчитывается для каждого изотопа:

где η1/2 – период полураспада радиоактивного изотопа.

171

Таблица 43

Накопление радиоактивных изотопов в единице объема, нуклид/м3

где А0 – наведенная активность в начальный момент после окончания радиоактивного воздействия на КМ.

Для оценки наведенной активности используют также величину удельной массовой активности Аm (Бк/мг), которая рассчитывается при условии, что материал объемом 1 м3 подвергается воздействию потока нейтронов 1020 м-2∙с-1 в течение одного года.

Эффективность замедления (χ) позволяет оценить способность единицы объема материала к замедлению нейтронов до тепловых

где k(A)=1+[(А-1)/(А+1)]2∙ln (А – атомная масса

облучаемого материала); Σs – макроскопическое сечение упругого взаимодействия нейтронов с элементарным объемом материала.

где Σa – макроскопическое сечение неупругого взаимодействия нейтронов с элементарным объемом материала. Параметры χ и – ос-

172

новные для выбора материала замедлителя нейтронов. Лучшие по параметру χ – Ве, В и С (у Ве аномально высокое значение χ = 5∙109 м-1), наименьшие значения χ у Mn, Fe, Zr, Та, U. По коэффициенту лучшими являются Ве, C, Al, Si, Ti, и V (Ве и С обладают аномально большими значениями ), а наименьшие значения

имеют Та и U. Взаимодействие потоков нейтронов деления с атомами химических элементов сопровождается упругим рассеянием нейтронов (их замедлением) и неупругим взаимодействием (возбуждением ядер с поглощением нейтронов) с испусканием γ-квантов.

С точки зрения использования эффективных замедлителей нейтронов целесообразно применение элементов с низким значением Σa и высокими значениями Σs, χ и .

10.2. Ядерно-физические характеристики КМ

В реальных конструкциях ТУК применяются, как правило, различные сплавы или комбинация различных материалов, поэтому важно оценить их комплексные ядерно-физические характеристики для выявления наиболее предпочтительных КМ с точки зрения защиты от нейтронов и γ-излучения. В табл. 44 представлены значения Σs и Σa, используемых традиционно как для изготовления ТУК (ста-

ли 12Х18Н10Т, 08Х18Н10Т, 06Н2М, 10ХСНД, 14X17H2, 38Х2Н2МА), так и применяемых в других конструкциях ядерных установок (ванадиевые сплавы V-20Ti, V-3Ti-10Cr-1Zr-0,ЗС, V-30Ti- 1Zr-0,ЗС, V-20Ti-10Cr-1Si).

Как видно из таблицы, все сплавы имеют близкие значения величин Σs и существенно (почти на порядок) различаются по величине Σa. Сплавы ванадия относятся к низкоактивируемым материалам. Это подтверждается данными, приведенными в таблице. Поэтому интересно сравнить с ними механическую смесь В-С (в пропорции 1:1) и сталь 12Х18Н10Т, гипотетически легированную до

10 % атомами В (12Х18Н10Т+10%В) и Ве (12X18H10T+10%Be).

Такие материалы выгодно отличаются от применяемых для изготовления чехлов ТУК, так как Σa у них меньше, а Σs больше (особенно при введении атомов Ве Σs увеличивается на несколько порядков).

173

Таблица 44

Расчетные величины упругого (Σs) и неупругого (Σa) взаимодействий нейтронов деления с различными КМ

Анализ ядерно-физических характеристик сплавов по параметрам эффективности замедления материала χ и коэффициенту эффективности замедления (табл. 45) показывает, что при близких значениях малоактивируемые сплавы (на основе V-Ti) в два-три раза более эффективны при применении их для замедления нейтронов (по χ). Легированная бором и бериллием сталь 12Х18Н10Т также выгодно отличается от КМ применяемых обычно в ТУК.

Рассмотрение свойств конструкционных материалов с точки зрения защиты от потоков γ-излучения (табл. 46) выявляет противоположную картину, т.е. КМ ТУК обладают более высокими (в 20 40 раз) значениями линейного коэффициента ослабления μs, который определяется из выражения

где θ0 – поток γ-квантов перед защитой; θ(х) – поток γ-квантов после защиты; х – толщина слоя защиты.

174

Таблица 45

Параметры замедления нейтронного излучения для конструкционных материалов ТУК

Таблица 46

Величины линейного коэффициента ослабления γ-излучения для конструкционных материалов ТУК

Легированные бором или бериллием материалы целесообразно дополнительно обогатить каким-либо тяжелым элементом (на-

пример, 238U, W, Zr) или защита должна иметь слоистую структуру (слои, включающие тяжелые элементы: Pb, 238U, Мо, Та, Zr и т.п.).

175

Проведенные расчеты по определению усредненных величин сечений взаимодействия нейтронов деления с рядом элементов показывают, что полученные значения существенно выше, чем даются для условий взаимодействия тепловых нейтронов с химическими элементами. Это позволяет предположить, что в условиях перевозки и хранения ОТВС процессы взаимодействия (n, γ)-излучения с КМ элементов контейнера идут более интенсивно, чем можно было бы предположить.

В условиях интенсивного воздействия излучения на КМ контейнера важными параметрами становятся эффективность замедления χ и коэффициент замедления Ө. С этой точки зрения наиболее подходящими замедлителями нейтронов деления могут быть Ве, В, С, Ni, V, Ti, Si и Al. С другой стороны учет наведенной активности и величин периодов полураспада активированных изотопов выделяет из наиболее γ-активных источников такие, как Ве, Al, Со, Ni, Nb и Мо, применение которых нежелательно или ограничено. Защита от

γ-излучения предполагает применение материалов с большим порядковым номером: 238U, W, Zr, Мо и Nb.

В результате получается, что нельзя выделить элементы, одинаково удовлетворяющие всем перечисленным требованиям безопасности. Ныне применяемые материалы чехлов ТУК удовлетворительно позволяют защищаться от γ-излучения, но неэффективно от нейтронов. В этом отношении особый интерес может вызвать применение сплавов с редкоземельными элементами. В табл. 47 представлены данные по величинам накопления радиоактивных атомов (N, нуклид/м3, т.е. фактически наведенная активность материала), сечений поглощения тепловых нейтронов ζ и периоду полураспада активируемых элементов η1/2.

Из таблицы следует, что такие элементы, как Sm, Gd, намного превосходят бор, широко используемый в ядерной энергетике для торможения (поглощения тепловых) нейтронов. Однако и здесь не все гладко, следует отметить, что бор представляет собой только (n, α)-источник, в отличие от редкоземельных металлов, которые являются (n, γ)-источниками и требуют дополнительной защиты от γ-излучения.

176

Таблица 47

Величины сечений поглощения тепловых нейтронов ζа и периодов полураспада η1/2 некоторых элементов

10.3. Повышение эффективности защиты от излучения

Основным направлением повышения эффективности защиты от излучения и снижения наведенной активности следует считать создание материалов, содержащих более эффективные компоненты как для замедления нейтронов, так и для поглощения (n,γ)- излучения. Повысить эффективность защиты можно также путем более продуманной компоновки контейнера, расположения ОТВС. При этом необходимо учитывать ряд моментов, связанных как с эффективностью защиты, так и стоимостью контейнера и его массой. Например, в программе ISTM-II (США) по разработке транспортных контейнеров для перевозки ОЯТ учитываются следующие факторы:

компоновку элементов поглощения необходимо проводить с учетом наибольшего поглощения (n, γ)-излучения;

основным способом нейтрализации быстрых и промежуточных нейтронов является торможение их до тепловых скоростей и последующее их эффективное поглощение; материалы защиты от γ- и нейтронного излучения должны размещаться равномерно или чередоваться слоями;

177

с точки зрения снижения массы контейнера тяжелую компоненту защиты целесообразно располагать ближе к ОТВС; для уменьшения массы и габаритов контейнера целесообразно располагать менее активируемую защиту за более ак-

тивируемой; снижение вклада в мощность дозы излучения от промежу-

точных и тепловых нейтронов достигается применением последующего слоя с хорошим замедляющим материалом

(например, Н2О).

При проектировании устройств для хранения и перевозки ТУК рассматриваются также материалы комплексной защиты от нейтронов и γ-излучения: лимонитовая руда (Fe2O3∙3H2О); магнокс

(0,05…0,1%Be, 0,1%С, 1…4%Аl, Mg); сплавы на основе циркония: циркаллой-2, оженит Zr+(0,1…0,3%Sn, 0,1…0,3%Fe, 0,1…0,3%Ni, 0,1…0,3%Nb), Zr-Al-Sn, Zr-Al-Mo-Sn и, наконец, малоактивируемые ферритно-мартенситные стали типа Х13, Х6М и др.

Необходимо отметить, что стали менее эффективны для защиты от γ-излучения по сравнению со свинцом, но могут быть достаточно эффективными для защиты от нейтронов в сочетании с другими материалами. Например, поскольку захват нейтронов атомами железа приводит к жесткому γ-излучению (Е = 1–2 МэВ), необходимо добавлять в материал 2–5 мас. % бора, который служит эффективным замедляющим материалом (одновременно он и хороший поглотитель тепловых нейтронов). Хорошей защитой от потоков нейтронов является также сплав борал (смесь 45 % В4С + 55 % Аl).

10.4. Разработка малоактивируемых материалов

Один из инструментов обеспечения ядерной безопасности при транспортировке и хранении ОЯТ – высокопрочный контейнер, эффективно поглощающий радиоактивные излучения продуктов деления. Поэтому возникает проблема создания соответствующих КМ. Они должны быть жаропрочными, термоциклически прочными, ра- диационно-стойкими и малоактивируемыми (т.е. не содержать или содержать в ограниченном количестве Nb, Mo, Ni, Сu, Ag, и Co). Такое сочетание требований резко сужает круг возможных материалов.

178

С точки зрения уровня физических, механических, а также радиационных характеристик наиболее реальными кандидатными малоактивируемыми материалами (МАМ) являются жаропрочные 12%-ные хромистые стали типа ЭП450 (12Х13М2БФР) и ЭП823 (16Х12СМВФБР). Эти стали показали высокий уровень работоспособности в качестве конструкционных материалов оболочек твэлов и чехлов ТВС РБН (БН-600, БН-350, БОР-60 и др.). Однако без добавок использовать эти стали в качестве конструкционного материала бланкета ТЯР нежелательно из-за чрезмерно высокого уровня и длительного спада (более 1000 лет) наведенной γ-активности, возникающей в результате ядерных реакций и трансмутации легирующих элементов стали под действием жесткого облучения быстрыми нейтронами.

Разработка новых малоактивируемых ферритно-мартенситных сталей (RAFMS), перспективных для применения в ТЯР типа ДЕМО, проводится на базе ЭП823 и ЭП450 за счет исключения традиционно используемых при легировании жаропрочных сталей Мо и Nb, а именно:

замена Мо на W; замена Nb на Та, V и Ti;

ограничение содержания Ni;

снижение допустимого содержания активируемых примесей (Со, Сu, Ag и др.);

оптимизация содержания других элементов, влияющих на проявление всех типов охрупчивания под облучением.

Определяющее свойство 12%-ных хромистых сталей, как конструкционного материала активной зоны реактора на быстрых нейтронах, – их малая склонность к вакансионному распуханию, а ограничивающие свойства – недостаточная жаропрочность и склонность к низкотемпературному радиационному охрупчиванию (НТРО) в интервале температур 300–400 °С. Предполагается, что отсутствие в стали молибдена и ниобия будет в значительной степени компенсироваться повышенным содержанием вольфрама, ванадия и тантала. Функцию элемента, замедляющего нейтроны, выполнят церий и бор, а в целом, комплексное легирование бором, ванадием, вольфрамом, танталом и др. даст возможность получить, при малой активируемо-

179

сти стали, желаемый уровень их свойств. В ТЯР типа ДЕМО их можно будет использовать в качестве КМ твердотельного бланкета.

Во ВНИИНМ им. А.А. Бочвара разработана малоактивируемая сталь 16Х12В2ФТаР (ЭК-181), которая наряду с удовлетворением условия быстрого спада активности обладает высокой (до 700 С) жаропрочностью. Достижение высокого уровня жаропрочности обеспечивается мелкозернистой структурой ферритной матрицы, стабилизированной и упрочненной дисперсными карбидными выделениями. Проведенные расчетные оценки изменения состава стали

16Х12В2ФТаР показали, что основной вклад в величину наведенной активности дают изотопы 55Fe, 182Та, 54Мn и 60Со. Безопасный уро-

вень суммарной дозы облучения достигается через 50–60 лет после окончания облучения, содержание таких элементов, как S, Р, О и N в процессе облучения, практически не изменяется. Облучение вызывает образование в составе стали газовых трансмутантов (Н и Не) и легкоплавких металлов (Li, Mg, Zn, Cd и Ca), концентрация которых возрастает с ростом времени облучения. По тому же принципу разрабатываются малоактивируемые аустенитные (например, Х12Г20В) и хромистые (например, 10Х9ВФА) стали.

Интерметаллиды и ванадиевые сплавы обладают также хорошей перспективой в качестве МАМ. Титан и алюминий сами по себе имеют низкую наведенную активность и малое сечение захвата нейтронов. Сплавы Ti-Al обладают низким распуханием при нейтронном облучении до флюенсов ~10 сна. Однако известно, что у интерметаллида Ti-Al низкая пластичность (= 1÷3%) и он хрупок при температурах ниже 1073 К. Их можно будет использовать в ТЯР только в качества материалов, обращенных к плазме (пластин, спеченных и напаянных на теплоотводящий материал).

Разрабатываемые сплавы на основе ванадия типа V–(4…8)%Ti–(4…5)%Cr перспективны для использования в ТЯР в качестве конструкционных материалов литиевого бланкета в бридерных реакторах благодаря не только низкой наведенной γ-активности, но и хорошей коррозионной совместимостью с жидким литием.

Известно, что борированные коррозионно-стойкие стали с концентрацией бора от 1 до 2,4 % достаточно технологичны и имеют удовлетворительные физико-механические свойства. Перспек-

180