3. Материалы в реакторостроении

В настоящем разделе рассмотрены материалы, используемые в качестве конструкционных материалов основного оборудования различных типов ядерных энергетических установок, материалов органов управления реактивностью, материалов замедлителей и отражателей и материалов защиты от нейтронного и гамма-излучения. К материалам реакторостроения в зависимости от их функционального назначения предъявляются различные специфические требования.

3.1. Конструкционные материалы основного оборудования яэу

Основные повреждающие факторы для оборудования ЯЭУ [1]:

• постоянные напряжения от рабочего давления (при высоких температурах возможна ползучесть с разрушением или накоплением предельно допустимой деформации ползучести);

• переменные напряжения и деформации от эксплуатационного воздействия (усталость с образованием трещин, либо недопустимым изменением размеров или квазистатическим разрушением);

• температура (деградация свойств материала вследствие теплового старения);

• облучение нейтронами (структурные и фазовые изменения и, как результат, охрупчивание материала вследствие радиационных повреждений);

• воздействие теплоносителя (коррозия, износ и эрозия стенок трубопроводов и элементов оборудования);

Выбор конструкционных материалов основывается на обеспечении требований к прочности, технологичности и стойкости к воздействию эксплуатационных факторов. К числу этих требований относятся:

• сохранение заданного уровня механических свойств (прочность и пластичность в широком интервале эксплуатационных температур);

• возможность получения стабильных характеристик механических свойств (для принятых режимов пластической и термической обработок);

• сопротивление ползучести и одностороннему накоплению деформаций (обеспечение заданного взаимного расположения сопрягаемых элементов);

• сопротивление коррозионному и эрозионному повреждению (в потоке теплоносителя и застойных зонах);

• стойкость против радиационных воздействий (исключение возможности значительного изменения физико-механических свойств);

• сопротивление хрупкому разрушению (с учетом трещин, не выявленных при проведении производственного контроля);

• сопротивление повторным деформациям и формоизменению (в зонах повышенных местных напряжений от тепловых и механических нагрузок);

• возможность проведения контроля за состоянием металла при эксплуатации (дефектоскопический контроль наиболее повреждаемых зон, механические испытания образцов-свидетелей).

3.1.1. Стали и сплавы для реакторных установок с водным теплоносителем

а) Стали для корпусов реакторов

Наиболее ответственным элементом оборудования ЯЭУ является корпус реактора. Разрыв корпуса является запроектной аварией практически любого корпусного реактора. Требуемый срок эксплуатации корпуса, как незаменяемого элемента оборудования реактора, уже составляет 60 лет и может иметь тенденцию только к увеличению.

Как правило, корпус эксплуатируется в среде воды и пара высокого давления, подвергается воздействию значительных статических и циклических нагрузок и высоких температур (особенно в реакторах со сверхкритическими параметрами водного теплоносителя). Однако наибольшую опасность представляет охрупчивание стали в результате длительного воздействия радиации, особенно нейтронного облучения [1].

Учет указанных требований и экономических факторов обусловил выбор низколегированных сталей. Для предотвращения коррозии поддерживают определенный водно-химический режим первого контура и нередко используют защитную наплавку из коррозионно-стойких сталей. В табл. (3.3.1.1.1. и 3.3.1.1.2.) показаны химический состав и механические свойства сталей для корпусов российских реакторов ВВЭР. Следует отметить, что для реактора большой мощности ВВЭР-1000 потребовалась сталь с более высокой прокаливаемостью и прочностью, чем сталь 15Х2МФА-А, разработанная для первых российских энергетических реакторов. Соответственно, была разработана сталь 15Х2РМФА-А с более высоким содержанием никеля и пониженным содержанием углерода и ванадия. Эта российская сталь является самой высокопрочной из всех отечественных и зарубежных сталей для корпусов реакторов.

б) Коррозионно-стойкие стали для оборудования первого контура

В мировой практике основным коррозионно-стойким материалом, применяемым для оборудования и трубопроводов реакторных установок с водным теплоносителем, является хромоникелевая сталь аустенитного класса типа 18-10. Для российских водоохлаждаемых реакторов используется такой марки 08Х18Р10Т с содержанием углерода не выше 0,8 %. Ее зарубежными аналогами являются американская сталь 321, немецкая Х10CrNiTi18.9 (1.4541), японская SUS321 и французская Z10CNT18-11. Следует отметить, что все эти стали обладают низкими прочностными свойствами и склонностью к коррозионному растрескиванию в горячих растворах хлоридов и щелочей. По этой причине необходимо строгое соблюдение водно-химического режима теплоносителя и предотвращение даже локального повышения содержания хлоридов и щелочей [1].

Сталь марки 08Х18Н10Т применяется для трубных систем теплообменных аппаратов, трубопроводов контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) реакторов РБМК, арматуры, сильфонов и коллекторов горизонтальных парогенераторов типа ПГВ-440, внутрикорпусных устройств и различных сосудов давления (вплоть до корпусов малогабаритных реакторов). Трубопроводы главного циркуляционного контура (ГЦК) реакторов ВВЭР-440 изготовлены из стали 12Х18Н10Т, а для трубопроводов ГЦК реакторов ВВЭР-1000 применяют трубы из биметаллического листа, полученного прокаткой слябов из стали 10ГН2МФА с наплавкой сварочным материалом из стали 08Х19Н10Г2Б. Такие же биметаллические листы используют для изготовления коллекторов и сепараторов реакторов РБМК, а для пароперегревателей этих реакторов применяют сталь марки 08Х14МФ. Корпуса главных циркуляционных насосов изготавливают из стали 06Х12Н3Д.

При соблюдении необходимых нормативных требований, поддержании требуемого водно-химического режима теплоносителя и отсутствии условий повышения его агрессивности (в том числе и локальных) оборудование водо-водяных реакторов из стали 08Х18Н10Т может работать без замены в течение всего проектного срока службы энергоблока. Однако следует отметить, что в кипящих реакторах (как российских, так и зарубежных) на сварных соединениях трубопровод диаметром 325х15 мм наблюдались межзеренные трещины по основному металлу, имеющему грубую крупнокристаллическую структуру на глубину до 1,5 мм в зоне термического влияния первых проходов при многопроходной сварке. Это связано с сенсибилизацией крупнозернистых участков в зоне термического влияния сварки. Для устранения данного дефекта используются различные методы (вырезание дефектного сварного шва, термическая обработка зоны дефектного сварного шва и т.д.).

в) Титановые сплавы для теплообменного оборудования

В реакторах с водным теплоносителем используются  и псевдо- титановые сплавы марок ПТ-1М, ПТ-7М, ПТ-7Мсв, ПТ-3В и 2В (табл. 3.3.1.1.3.). Они применяются для изготовления парогенераторов, конденсаторов, опреснительных установок и других теплообменников [1].

ПТ-1М используется в виде труб в малонагруженных конструкциях теплообменников при температурах до 150 ^оС, а сплав ПТ-7М применяют при температурах до 350 ^оС и давлениях до 15 МПа, например, в трубных системах парогенераторов. ПТ-3В находит применение в виде листов, поковок или штамповок для изготовления различных деталей, таких как, например, трубные доски. Сплавы 2В и ПТ-7Мсв используют как присадочную сварочную проволоку.

Титановые сплавы отличаются высокой коррозионной стойкостью и коррозионно-механической прочностью в морской и пресной воде, паре высоких параметров, содержащем кислород и хлориды. Они достаточно технологичны, обладают термической стабильностью в диапазоне температур теплообменного оборудования (от 90 до 350 ^оС), не требуют специальных мер по консервации.

Титановые сплавы выгодно отличаются от аустенитной стали 08Х18Н10Т, склонной к коррозионному растрескиванию в воде даже при очень низком содержании хлоридов и кислорода, и от перлитной стали 20ВД, подверженной язвенной коррозии в случае нарушения сплошности окисной пленки. Применение ПТ-7М для изготовления трубок парогенераторов транспортных водо-водяных ЯЭУ позволило кардинально увеличить ресурс парогенератора до 120 тыс. часов при максимуме 4,5 тыс. часов для трубок из стали 08Х18Н10Т или 25 тыс. часов для парогенератора с трубками из стали 20ВД.

г) Циркониевые сплавы для изготовления труб давления и оболочек твэлов

Чистый цирконий обладает низкими прочностными характеристиками, однако легирование циркония добавками ниобия (сплавы Э-110, Э-125) или олова (циркалой), либо одновременно ниобия и олова (сплав Э-635) позволяет получить материалы, привлекательные для применения в активной зоне благодаря сочетанию низкого сечения захвата тепловых нейтронов и хороших механических и коррозионных характеристик. Химический состав основных сплавов циркония приведен в табл. (3.3.1.1.4.) [1].

Сплавы типа циркалой Э-110 применяют, в основном, для изготовления оболочек твэлов, сплав Э-125 используют в качестве материала труб давления, таких как, например, канальные трубы реактора РБМК. Из сплава Э-635 можно изготавливать как трубы давления, так и оболочки твэлов. Из циркониевых сплавов также изготавливают шестигранные кожухи и другие детали ТВС водо-водяных реакторов.