Состав и свойства реакторных материалов

Корпусные материалы. Для изготовления узлов атомных электростанций используют различные стали. Для обечаек корпусов реакторов в США широко 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 дополнительно модифицирована небольшими добавками никеля и хрома. После улучшения стали характеризуются высокой прочностью и вязкостью и благодаря низкому содержанию углерода имеют хорошую свариваемость.

Технические условия ASTM на эти стали для повышения стойкости к радиационному охрупчиванию устанавливают низкое массовое содержание вредных примесей (менее 0,012 % Р и 0,015 % S).

Исследование границ зерен и поверхностей разрушения с помощью Оже-спектроскопии показало необычайно высокую концентрацию серы (более 10 %) на поверхности разрушения сварных соединений, в которых объемное содержание серы составляло около 0,01 %.

Однако эти ферритные стали быстро теряют прочность при повышении температуры и не обладают достаточной коррозионной стойкостью. Поэтому внутренние поверхности всех компонентов первого контура плакируют аустенитными хромоникелевыми коррозионно-стойкими сталями серии 300 AISI. Химический состав и свойства этих и других реакторных сталей приведены в табл. 1.28.

Применяют стали марок 304 (Х18Н9), 316 (Х18Н12), 304L, 316L, дополнительно легированные молибденом. Буква L в конце обозначения марки указывает на низкое массовое содержание углерода, которое в этих сталях составляет около 0,03 % по сравнению с 0,08 % в сталях обычной выплавки. Низкоуглеродистые стали имеют более высокую коррозионную стой- кость, особенно к межкристаллитной коррозии и коррозии под напряжением. Состав аустенитных сталей других стран, в том числе России, близок американскому.

Таблица 1.28 Составы сталей, используемых в реакторостроении, % (по массе)

Состав и свойства реакторных материалов

Состав и свойства реакторных материалов

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, легированные хромом и молибденом. Сопротивление ползучести специальных сплавов примерно в два раза превышает сопротивление ползучести аустенитных сталей типа 18-8 при температуре 650 °С, причем при более высоких температурах это различие возрастает (рис. 1.3).

Механические свойства аустенитных Cr—Ni коррозионно-стойких сталей при комнатной температуре

Марка…………………………………………….

304

304L

316

316L

347

Временное сопротивление, МПа,

не менее …………………………………………

552

483

517

483

552

Предел текучести, МПа, не менее . .

207

172

207

207

207

Относительное удлинение на базе

50 мм, %, не менее ………………………….

50

40

40

40

40

Относительное сужение, %, не менее

60

60

50

60

50

Модуль Юнга, ГПа………………………….

200

200

200

200

200

Твердость по Бринеллю НВ, МПа,

не более …………………………………………

1800

1800

2000

1800

2000

Сопротивление ползучести при 538 °С,

МПа для деформации на 1 %

за 10 000 ч ………………………………….

131

131

165

165

221

за 100 000 ч ………………………………..

90

90

103

103

186

 

Наиболее опасным следствием облучения является радиационное распухание. На рис. 1.4 представлены характеристики радиационного распухания ряда марок сталей и сплавов. Распухание можно подавить путем структурно-принудительной рекомбинации разноименных радиационных дефектов 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 является способом подавления радиационного распухания.

Состав и свойства реакторных материалов

Распухание уменьшается при повышении содержания никеля и может быть полностью подавлено при его концентрации около 40 % (рис. 1.5). Легирование титаном и алюминием способствует переходу сталей и сплавов в группу дисперсионно-твердеющих материалов, что позволяет уменьшить высокое содержание никеля, почти полностью подавив радиационное распухание. Дисперсионному твердению способствует модифицирование стали редкоземельными элементами — иттрием, празеодимом. Высокое сопротивление распуханию достигается в экономно легированных никелем сталях типа Х12Н23МТЗЦЧ (23 % Ni), Х15Н15МЗТЦЧ (15 % Ni), Х15Н11Т2ЦЧ (11 % Ni).

Состав и свойства реакторных материалов

Материалы теплообменников

В реакторах АЭС используются крупные парогенераторы, с помощью которых осуществляется теплопередача от первого контура ко второму. Передача теплоты осуществляется через стенки тысяч труб парогенераторов. Материал труб должен обладать высокой теплостойкостью и коррозионной стойкостью, особенно со стороны второго контура, где среда более агрессивна. Первоначально для их изготовления применяли хромоникелевые стали типа 18-8 и 18-12. Более высокую надежность имеют холоднотянутые трубы из сплавов на основе никеля. На АЭС США для труб парогенераторов обычно используют инконель 600, содержащий 60,5 % Ni, 23 % Сг, 14,1 % Fe и небольшие количества других элементов. В Германии отдают предпочтение сплаву инконель 800 (34 % Ni, 21 % Сг, 43 % Fe). Инконель 600 имеет высокие прочностные характеристики и хорошо сопротивляется ползучести до 630-650 °С, однако при более высоких температурах сопротивление ползучести быстро падает.

Из-за скопления примесей в участках второго контура с плохой циркуляцией может образоваться щелочная среда. В щелочных растворах с высокой температурой резко возрастает опасность межкристаллитного коррозионного растрескивания под напряжением. Присутствующие в воде примеси и растворенные газы (водород, кислород или аммиак) способствуют коррозии. Наибольшей стойкостью к коррозионному растрескиванию обладает сплав инконель 800. Высокую надежность имеют титановые трубопроводы, особенно в агрессивных средах. Широкое внедрение трубопроводов из этого материала сдерживается высокой стоимостью как самого титана, так и изготовления из него изделий.

Конструкционные материалы тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов)

ТВЭЛы представляют собой длинные трубы, в которые загружается топливо в виде таблеток из оксида урана или смешанного уран-плутониевого оксида. Трубы служат оболочками и представляют собой барьеры, которые препятствуют выходу в контур продуктов деления, выделяющихся из топлива во время облучения.

Конструкция ТВЭЛов должна обеспечивать экономически выгодный топливный цикл. Помимо высокой радиационной стойкости ТВЭЛы должны иметь такие характеристики, которые позволяют сделать работу АЭС безопасной. Первое требование вынуждает выбирать конструкционные материалы с низким сечением захвата нейтронов, тогда как второе требование вынуждает отдавать предпочтение материалам с необходимыми механическими и коррозионными характеристиками.

Оболочки ТВЭЛов первых реакторов изготовлялись из хромоникелевых аустенитных сталей благодаря их высоким механическим и антикоррозионным характеристикам. Их недостатками являются низкая сопротивляемость распуханию под действием нейтронного облучения и высокое сечение захвата нейтронов.

На смену оболочкам из коррозионно-стойких сталей пришли оболочки из циркониевых сплавов — циркалоев. Циркалои имеют по сравнению со сталями в 15 раз меньшее сечение захвата нейтронов, низкий коэффициент линейного расширения, хорошее сопротивление ползучести и высокую пластичность.

Радиационная стойкость реакторных материалов может быть достигнута при выполнении комплекса условий. К ним относятся оптимальные химический состав и структура материалов, условия их эксплуатации: уровни рабочей температуры, нейтронного потока и свойства коррозионной среды.

 

Комментариев нет »

Комментариев нет.

RSS-лента комментариев к данной записи. TrackBack URI

Оставить комментарий