NM / Тема_9

114

9 РАДИАЦИОННО-СТОЙКИЕ МАТЕРИАЛЫ

По принципу действия атомные электростанции (АЭС) и тепловые электростанции (ТЭС) мало отличаются друг от друга. На АЭС и ТЭС вода доводится до кипения и образующийся пар подается на лопасти вы- сокоскоростной турбины, заставляя ее вращаться. Вал турбины соединен с валом генератора, который при вращении вырабатывает электрическую энер- гию. Различие АЭС и ТЭС состоит в способе нагрева воды до кипения. Если в ТЭС для нагрева воды сжигается уголь или мазут, то в АЭС для этой цели ис- пользуют тепловую энергию управляемой цепной реакции деления урана.

9.1 Основные компоненты современного ядерного реактора

Для выработки электроэнергии в настоящее время в большинстве стран применяют легководные реакторы (LWR). Реакторы этого типа имеют две мо- дификации: реакторы с водой под давлением (PWR) и кипящие реакторы (BWR), из которых наибольшее распространение получили реакторы с водой под давлением. На рисунке 9.1 представлена схема АЭС, оборудованной легко- водным реактором с водой, находящейся под давлением. Сведения о материа- лах, используемых в реакторах, приведены в таблице 9.1.

Рисунок 9.1 – Схема передачи тепла между элементами станции PWR:

1 – бетонная оболочка; 2 – оболочка из нержавеющей стали; 3 – турбина; 4 - генера- тор; 5 – конденсатор; 6 – гра- дирня; 7 – парогенератор; 8 – циркуляционные насосы; 9 – корпус реактора; 10 – актив- ная зона; 11 – компенсатор давления; 12 – контейнмент

115

Вкорпусе реактора находятся активная зона и первый контур. В первом контуре циркулирует вода, являющаяся теплоносителем и замедлителем. Вода отводит тепло от активной зоны к теплообменнику (парогенератор), в котором тепло передается второму контуру, где вырабатывается пар. Преобразование энергии происходит в турбогенераторе, где пар используется для выработки электроэнергии. Первый контур со всеми трубопроводами и компонентами за- ключен в специально созданную конструкцию, называемую контейнментом. Таким образом, любые радиоактивные продукты деления, которые могут выйти из топлива в воду первого контура, изолируются от окружающей среды.

Впервом контуре вода находится под давлением 15,5 МПа и при макси- мальной температуре 315°С. Эти условия предохраняют воду от кипения, по- скольку точка кипения воды при давлении 15,5 МПа значительно выше 315°С.

Топливо состоит из слабообогащенного диоксида урана (UO2), изготов- ленного в виде цилиндрических таблеток размером 8 × 12 мм. Таблетки спека- ют при высокой температуре, обрабатывают до нужного размера и укладывают

116

в трубки, которые заполняют гелием и герметически запаивают. Получаются длинные топливные стержни с диаметром около 10 мм (рисунок 9.2), из кото- рых собирают сборки. Сборка является топливной единицей, содержащей большое количество энергии. Обычная станция мощностью 1000 МВт содер- жит около 200 топливных сборок и от 40000 до 50000 топливных стержней. Общее количество топлива в активной зоне реактора PWR мощностью 1000 МВт составляет приблизительно от 100 до 110 т диоксида урана.

Рисунок 9.2 – Размещение топлива в тепловыделяющем эле- менте для промышленных станций с реактором типа LWR: 1 – топливная таблетка; 2 – газовый зазор; 3 – заглушка; 4 – пружина; 5 – изолятор; 6 – оболочка

В каждом реакторе в зависимости от его конструкции от 16 до 25 ячеек оставлены свободными для регулирующих стержней. Они перемещаются с помощью управляющего стержня, проходящего через крышку корпуса реактора.

Пар, выходящий из турбины, конденсируется в водоох- лаждаемом конденсаторе, в котором сбрасывается оставшая- ся тепловая энергия. В некоторых системах охлаждения ис- пользуются градирни.

9.2 Радиационная повреждаемость конструкционных материалов

Конструкционные материалы под действием облучения испытывают структурные превращения, оказывающие отрицательное влияние в первую оче- редь на механические свойства и коррозионную стойкость. Из всех видов облу- чения (нейтроны, α- и β-частицы, γ-излучение) наиболее сильное влияние ока- зывает нейтронное облучение.

117

Радиационно-стойкими материалами называют материалы, сохра-

няющие стабильность структуры и свойств в условиях нейтронного облу-

чения.

Радиационную среду принято характеризовать нейтронным спектром и нейтронным потоком. Спектр определяется дискретными уровнями энергии нейтронов. В зависимости от энергии нейтронов, используемых для осуществ- ления цепной ядерной реакции, различают реакторы на медленных (тепловых) и быстрых нейтронах. Нейтронный поток характеризует интенсивность радиа- ционной среды и выражается числом нейтронов с энергией Е > 0,1 МэВ, пере- секающих площадь 1 см2 за 1 с (нейтрон/(см2·с)). Нейтронный поток, суммиро- ванный по времени (нейтрон/см2), или флюенс нейтронов, характеризует сум- марную дозу облучения и является мерой накопления радиационного воздейст- вия.

На рисунке 9.3 представлена модель радиационных повреждений, возни- кающих при соударении высокоэнергетических нейтронов с атомами кристал- лической решетки.

Рисунок 9.3 – Модель радиационных повреждений, возникающих при соударе- нии нейтронов с атомами кристаллической решетки (модель Зее- гера)

Соударения вызывают смещения атомов или каскад смещений в решетке в зависимости от количества энергии, передаваемой нейтроном атому металла.

118

Подвергшийся удару нейтроном первый атом, подобно биллиардному шару, ударяя по другим атомам, вызывает в решетке дополнительные смещения. В результате развития каскада образуются объемы с высокой концентрацией ва- кансий, по периферии окруженные зонами с повышенной плотностью межу- зельных атомов. Один нейтрон способен создать в алюминии более 6000 вакан- сий, в бериллии с большей энергией межатомной связи – более 450 вакансий.

Помимо смещений большие нейтронные потоки за счет своей энергии возбуждают атомы, усиливают их колебания (это явление названо «радиацион- ной тряской»), что сопровождается локальным повышением температуры. Рост температуры способствует радиационному отжигу, сопровождающемуся анни- гиляцией вакансий и межузельных атомов. Высокие температуры и нейтронное облучение могут вызвать в материале ядерные реакции с образованием гелия, что в свою очередь приводит к появлению газовых пузырей по границам зерен.

Структурные изменения приводят к изменению механических свойств. В результате при температуре ниже температуры рекристаллизации – низкотем- пературного облучения – металл упрочняется, но теряет вязкость и пластич- ность. Влияние суммарного нейтронного потока Ф на временное сопротивле- ние, предел текучести и пластичность аустенитной хромоникелевой стали при 20°С показано на рисунке 9.4. Сталь приобретает максимальное упрочнение при Ф = 3·1019 нейтрон/см2, причем σ0,2 растет интенсивнее σв, что приводит к снижению способности к деформационному упрочнению. Дальнейшее увели- чение потока практически не влияет на свойства стали.

Рисунок 9.4 – Изменение механи- ческих свойств аустенитной стали 12Х18Н10Т при 20оС после низко- температурного облучения нейтро- нами:

1 – σв; 2 – σ0,2; 3 – δ

119

Кроме флюенса, на свойства оказывает влияние температура, при которой проходит низкотемпературное облучение (рисунок 9.5). Наиболее резко охруп- чивание аустенитных сталей проявляется после облучения в температурном ин-

тервале 250 – 350°С.

Рисунок 9.5 – Влияние температуры нейтронного облучения (Ф = 7·1020 ней- трон/см2) стали А304 (Х18Н9) на изме- нение механических свойств при низ- кой температуре

Действие низкотемпературного облучения на свойства металла связано преимущественно с образованием точечных дефектов. В условиях облучения выше температуры рекристаллизации (высокотемпературное облучение) роль точечных радиационных дефектов снижается. Вакансии и межузельные атомы частично аннигилируют друг с другом, частично взаимодействуют с примеся- ми, дислокациями, границами раздела. Оставшиеся межузельные атомы и ва- кансии объединяются в кластеры, которые в свою очередь могут превращаться соответственно в дислокационные петли межузельного или вакансионного.

Высокотемпературное облучение активизирует диффузионные процессы и способствует распаду пересыщенных твердых растворов – старению. Этим объясняется высокотемпературная хрупкость аустенитных хромоникелевых сталей. Активизацией диффузионных процессов также объясняется снижение длительной прочности при облучении. Падение жаропрочности растет с увели- чением температуры и интенсивности нейтронного потока.

При высокотемпературном облучении большими нейтронными потоками в аустенитных сталях и сплавах на основе Ni, Ti, Mo, Zr, Be зарождаются и рас- тут вакансионные поры, а более подвижные межузельные атомы уходят на

120

дальние стоки (краевые дислокации, границы зерен и др.), что приводит к за- метному увеличению объема металла – радиационному распуханию.

Объем аустенитных сталей, облученных при рабочей температуре 450°С, линейно растет с увеличением нейтронного потока. Объем может увеличиться на 20 % и более. Распухание усиливается в результате скопления в микропорах газов, образовавшихся при облучении.

Легирование хромоникелевых сталей титаном, молибденом, ниобием снижает их распухание. Высокохромистые ферритные и перлитные стали с меньшей растворимостью водорода характеризуются меньшей склонностью к распуханию.

Пластичность титановых сплавов после облучения также падает. Однако, в отличие от сталей, они не имеют провала пластичности в этом температурном интервале (рисунок 9.6).

Рисунок 9.6 – Деформационная спо- собность α-сплава титана до (1) и по- сле (2) нейтронного облучения (2·1021

нейтронов/см2; Тобл ≈ 250оС; Е > 1 МэВ)

Воздействие облучения на полимерные материалы приводит к разрыву полимерных цепочек. Смещение обрывков цепей и свободных радикалов изме- няет свойства полимеров и способствует их разрушению.

Примеры изменения свойств некоторых материалов под действием ней- тронного облучения приведены в таблице 9.2.

При облучении резко снижается коррозионная стойкость металлов и сплавов. Вода и водяной пар являются теплоносителями в водном и водопаро- вом трактах АЭС. Вследствие радиолиза меняется состав электролита – проис- ходит разрушение молекул воды с образованием ионов и атомов кислорода, во-

121

дорода и щелочных гидроксид-ионов ОН–. Конструкционные реакторные мате- риалы, подвергающиеся облучению, работают в контакте с водой и паром. Об- разующийся кислород окисляет металл, а водород его наводораживает и тем самым дополнительно охрупчивает. Радиолиз воды и увеличение концентрации гидроксид-ионов способствует растворению поверхностных оксидных пленок, в обычных условиях защищающих металл от коррозии.

Скорость коррозии сплавов на основе алюминия в водной среде в услови- ях облучения возрастает в 2 – 3 раза. Аустенитные хромоникелевые стали во влажном паре подвержены межкристаллитной коррозии и коррозионному рас- трескиванию.

122

9.3 Состав и свойства реакторных материалов

Корпусные материалы. Для изготовления узлов атомных электростан- ций используют различные стали. Для обечаек корпусов реакторов в США ши-

роко используют рекомендуемые ASTM (American Society for Testing Materials)

ферритные низкоуглеродистые и низколегированные стали марок А508-2 и А533. Стали легированы марганцем и молибденом, причем первая марка до- полнительно модифицирована небольшими добавками никеля и хрома. После улучшения стали характеризуются высокой прочностью и вязкостью и, благо- даря низкому содержанию углерода, имеют хорошую свариваемость. Техниче- ские условия ASTM на эти стали для повышения стойкости против радиацион- ного охрупчивания устанавливают низкое содержание вредных примесей (ме- нее 0,012 % Р и 0,015 % S) и особенно меди (менее 0,1 %) и ванадия (менее 0,06

%).

Однако эти ферритные стали быстро теряют прочность при повышении температуры и не обладают достаточной коррозионной стойкостью. Поэтому внутренние поверхности всех компонентов первого контура плакируют аусте- нитными хромоникелевыми коррозионностойкими сталями серии 300 AISI. Химический состав и свойства этих и других реакторных сталей приведены в таблице 9.3.

Корпус жидкометаллического реактора, работающего при более высокой температуре, для предотвращения ползучести изготавливают целиком из сталей типа 304 и 316.

Корпуса современных модификаций реакторов HTGR работают при еще более высоких температурах (до 700°С) и давлениях в активной зоне (7,25 МПа). Для их изготовления применяют сплавы на основе никеля и кобальта, ле- гированные хромом и молибденом. Сопротивление ползучести специальных сплавов примерно в 2 раза превышает сопротивление ползучести аустенитных сталей типа Х18Н8 при температуре 650°С, причем при более высоких темпе- ратурах это различие возрастает.

123

Наиболее опасным следствием облучения является радиационное распу- хание. На рисунке 9.7 представлены характеристики радиационного распухания ряда марок сталей и сплавов. Радиационное распухание можно подавить путем структурно-принудительной рекомбинации металлов за счет непрерывного распада твердого раствора с определенной дилатацией на границе матрицы с образующейся вторичной фазой. Возникающие при распаде сильные поля структурных напряжений способствуют рекомбинации радиационных дефектов и существенно снижают распухание. Развитое дисперсионное твердение явля- ется способом подавления радиационного распухания.