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. Основными критериями при выборе материалов в обычной энергетике являются механические свойства и коррозионная стойкость. К реакторным конструкционным материалам предъявляются более высокие требования, связанные с наличием радиационного воздействия.

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 – 800 С⁰ 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.

Дата добавления: 2015-06-04