17. Конструкционные материалы ядерного реактора. Основные требования, предъявляемые к конструкционным материалам.

К конструкционным материалам ВВЭР относят металлы и сплавы, из которых изготовляют корпус реактора, главные трубопроводы, детали парогенераторов, главные циркуляционные насосы, компенсатор объема и другое оборудование 1 – го контура.

Основные требования.

–Механические свойства

–Коррозионная и эрозионная стойкость в теплоносителе при заданных параметрах.

–Низкая восприимчивость к радиационному воздействию.

–Совместимость с топливом.

–Удовлетворительные мех свойства с учетом воздействия ионизирующего излучения.

–Высокая теплопроводность.

–Низкое сечение захвата нейтронов.

–Технологичность. Экономичность. Доступность.

Корпус реактора должен обеспечивать надежную герметизацию активной зоны в течении всего периода эксплуатации (30 лет и более). Поэтому к материалу корпуса предъявляются требования высокой коррозионной стойкости в водном теплоносителе, высокой радиационной стойкости и устойчивости к хрупкому разрушению. Материал корпуса должен иметь малую теплоемкость, большую теплопроводность и возможно низкий коэффициент термического расширения. Последнее требование вызвано наличием в стенках корпуса постоянного градиента температуры, приводящего к термическим напряжениям, пропорциональным градиенту температуры и при прочих равных условиях тем больше чем выше теплоемкость и ниже теплопроводность материала.

Требования радиационной стойкости означает отсутствие значительных изменений механических свойств материала под воздействием нейтронного, гамма- и бета- излучений. Что касается требований к технологическим свойствам, то материал корпуса реактора должен обладать хорошей свариваемостью в больших сечениях, поскольку стенки корпуса имеют значительную толщину.

Перечисленным требованиям в наибольшей степени удовлетворяют различные сорта сталей. Основную опасность при использовании их в качестве конструкционных материалов представляет процесс хрупкого разрушения, в результате которого могут образовываться хрупкие изломы, развивающиеся с большой скоростью – (1÷3) 10³ м/с. Хрупкость не является постоянным свойством стали, а возникает лишь при определенном сочетании внешних и внутренних факторов и условий. На практике режим хрупкого разрушения стали может возникнуть при резком увеличении нагрузки и уменьшения температуры. На процесс хрупкого разрушения оказывает влияние и скорость изменения нагрузки, т.е. скорость деформации.

При выборе конструкционных материалов 1 –го контура, в первую очередь для корпуса реактора, необходимо учитывать повышение критической (на хрупкость) температуры Т_кр в результате облучения. Этот температурный сдвиг не зависит от химического состава, термообработки и прочности стали. Ухудшение пластических свойств стали в результате облучения – следствие нарушение атомной решетки. Радиационная стойкость сталей определяется их способностью частично восстанавливать свою структуру после полученных радиационных повреждений. Восстановление идет тем быстрее, чем выше температура стали.

Радиационный ресурс R корпуса реактора определяют по формуле

R ≤ F_доп / φ K,

где φ – плотность нейтронного потока в наиболее опасном месте корпуса реактора;

F_доп – допустимый флюенс нейтронов;

K – коэффициент запаса.

Как уже указывалось, важным требованием, предъявляемым к конструкционным материалам 1-го контура, является их коррозионная стойкость. Коррозия конструкционных материалов в воде обычно носит электрохимический характер.

Разновидностью электрохимической коррозии является щелевая коррозия, протекающая в застойных зонах теплоносителя (например, в местах механических соединений).

Наличие в растворе химически активных анионов, например Cl^–, увеличивает скорость коррозии, поскольку препятствует пассивации корродируемой поверхности. Повышение температуры увеличивает диффузионную подвижность ионов в растворе, а следовательно, и скорость коррозии.

Воздействие нейтронного излучения приводит к ухудшению защитных свойств окисных пленок и как следствие – к увеличению скорости коррозии. Кроме того, излучение реактора меняет состав теплоносителя, что также повышает скорость коррозии.

Коррозионно – стойкие конструкционные материалы получают обычно легированием, которое способствует улучшению механических свойств металла и повышает его коррозионную стойкость. При использовании в качестве конструкционных материалов нержавеющих сталей необходимо считаться с возможностью возникновения межкристаллитной коррозии при неравномерном распределении легирующих добавок по границам зерен основного металла. Например, в нержавеющей стали 1Х18Н10Т при работе в интервале 500 – 800ºС могут образовываться хромистые карбиды с соответствующим содержанием Cr и увеличением избирательной коррозии на границах зерен.

Предотвращение межкристаллитной коррозии достигается снижением содержания углерода, уменьшающим образование карбидов хрома, термической обработкой, исключающей неоднородное содержание хрома в зерне, дополнительным легированием стали более сильными, чем хром, карбидообразователями, например ниобием и титаном.

Склонность материалов к межкристаллитной коррозии увеличивается по мере укрупнения зерна, так как при этом пограничные участки обедняются легирующим элементом.

В ядерных реакторах получили распространение следующие материалы:

Алюминий - применяют в низко температурных реакторах с органическим и водным теплоносителем до 300ºС. Высоко Теплопроводность и низкое сечение захвата. Технологичен.

Магний - низкое сечение захвата, высокая теплопроводность. Низкое сечение захвата. Дешевый и доступный. Обладает повышенной коррозионностью.

Используют магнокс - это магний легированный цирконием 0,5% и алюминием 0,8%. Используют в реакторах охлаждаемых CO₂.

Бериллий - самое низкое сечение захвата. Высокая теплопроводность. Обладает низкой пластичностью. Очень токсичен.

Цирконий и его сплавы. Низкое сечение поглощения нейтронов. Высокая температура плавления. Хорошая коррозионная и эрозионная стойкость в воде и паре. Чистый цирконий пластичен, поэтому легируют ниобием. В нем растворяется водород и из-за этого увеличивается хрупкость. При высоких температурах с паром горит.

Нержавеющие аустенитные стали. Коррозионно-стойкие в воде и паре до температуры 360ºС воде и паре, 650ºС в жидкометаллических реакторах. Обладает высокой пластичностью, низкой теплопроводностью. Сравнительно высокое сечение захвата тепловых нейтронов. Технологичен. Применяют на быстрых реакторах т.к. низкое сечение поглощение в быстрой области.

Графит. Используют в высокотемпературных реакторах как замедлитель или материал для изготовления оболочек. Графит горит. Необходимо обеспечивать строгое соблюдение газового режима. Хорошо совместим с топливом. С увеличением температуры растет прочность. Высока теплопроводность. Низкое сечение захвата. Технологичность.