3.1.4. Стали и сплавы для реакторных установок с гелиевым теплоносителем

В перспективных проектах предполагается иметь температуру гелия до 850-1000 ^оС, поэтому в активной зоне высокотемпературных газовых реакторов (ВТГР) применяют исключительно графит и керамические материалы. Критериями выбора металлических материалов для ВТГР (табл.3.3.1.4.1.) являются [1]:

• длительная прочность при рабочих температурах до 950 ^оС;

• сопротивление коррозии в гелии реакторной чистоты (химически активные примеси в виде СО, СО₂, СН₄, Н₂О, Н₂, N₂, O₂);

• стойкость против теплового охрупчивания;

• радиационная стойкость при облучении флюенсом до 10¹⁹ см^-2 (Е  0,1 МэВ).

Как оказалось, для гелиевых реакторов пригодны никелевые сплавы с твердорастворным упрочнением W, Mo, Nb, Cr и новые аустенитные стали типа 05Х14Н15М3Ц. Химический состав и механические свойства основных и сварочных материалов ВТГР показан в табл. (3.3.1.4.2. и 3.3.1.4.3.). Для наиболее горячих узлов оптимальным является сплав ХН55МВЦ, в частности он рекомендован для трубных систем высокотемпературных теплообменников. В качестве материала трубных систем парогенератора реактора ВГ-400 рекомендованы сплавы 03Х21Н32М3Б и Х21Н46М4Б, из которых первый более технологичен при сварке. Для тепловых экранов, предназначенных для снижения температуры элементов ВТГР, предлагается новая аустенитная сталь 05Х14Н15М3Ц, отличающаяся от никелевых сплавов типа Хастеллой более высокой стабильностью механических свойств и стойкостью к радиационному охрупчиванию флюенсом 10²⁰ см^-2 (Е  0,1 МэВ). Прочность никелевых сплавов, применяемых в зарубежных реакторах, показана в табл. 3.3.1.4.4.

Для изготовления гелиевой турбины возможно применение всего набора конструкционных материалов, используемых в высокотемпературных стационарных газовых турбинах. Лопатки турбины рекомендовано изготавливать из монокристаллических и дисперсно-упрочненные литые никелевые сплавы типа SC-16 и МА-6000. Однако по коррозионной стойкости в гелиевой атмосфере лучшими материалами для температуры 1000 ^оС являются молибденовые сплавы типа TZM (Mo-0,08Zr-0,5Ti).

Герметизация корпуса реактора из предварительно напряженного железобетона достигается применением металлической облицовки из марганцовистой стали. Если корпус изготавливают из стали, то применение жаропрочных сталей типа 10Х9МФБ дает возможность повысить его температуру до 500 ^оС.

3.2. Материалы органов управления реактивностью

Органы регулирования реактивности реактора выполняют три функции: автоматического регулирования мощности реактора стержнями АР, аварийной защиты посредством сброса стержней АЗ и компенсации избыточной реактивности с помощью компенсирующих органов КО.

Для выполнения этих функций в органах управления реактивностью используют поглощающие материалы, которые при захвате нейтронов не образуют новых нейтронов (в отличие от топливных материалов) и их сечение поглощения нейтронов превышает для реакторов на тепловых нейтронах 110^-26 м², для быстрых – 110^-28 м².

Поглощающие материалы разделяют на две большие группы: резонансного (гафний, европий, диспрозий) и нерезонансного (материалы с изотопом ¹⁰B) поглощения нейтронов. По типу протекания ядерных реакций они подразделяются на n,  и n, –поглотители. К первой группе относятся материалы на основе изотопа ¹⁰B, остальные относятся ко второй группе и характеризуются отсутствием газообразных продуктов деления. Кроме того, поглощающие материалы разделяют на выгорающие (гадолиний, эрбий с уменьшением плотности поглощающих изотопов в процессе облучения) и невыгорающие (европий, гафний, диспрозий) [1].

Основные требования к поглощающим материалам:

• высокая эффективность поглощения нейтронов;

• малая скорость выгорания поглощающего элемента;

• стойкость к радиационным повреждениям;

• малая химическая активность взаимодействия с окружающими материалами;

• высокая коррозионная стойкость к теплоносителю;

• высокая жаростойкость, термостойкость и вибростойкость;

• высокие механические свойства при рабочих температурах;

• низкая наведенная активность после реакторного облучения;

• технологичность изготовления и утилизации;

• большие запасы сырья;

• низкая стоимость.

На практике реализовать все требования в одной поглощающей композиции не представляется возможным. Даже в одном и том же реакторе требования к материалам АР, АЗ и КО различны. Например, для АЗ важно требование о высокой эффективности поглощения нейтронов и куда менее существенно требование по радиационной стойкости, так как в процессе нормальной работы они находятся вне активной зоны реактора.

Поглощающие материалы органов регулирования различных ядерных реакторов приведены в табл. (3.3.2.1.). В реакторах типа ВВЭР и PWR поглощающие элементы находятся и перемещаются в специальных направляющих каналах, расположенных внутри ТВС. В кипящих реакторах BWR регулирующие органы имеют крестообразную форму и своими лопастями соприкасаются с ТВС. Активные зоны реакторов РБМК и БН имеют специальные ячейки, в которых находятся регулирующие органы. В ряде реакторов, например, ВВЭР-440 и ВК-50 поглощающий элемент соединен последовательно с ТВС, поэтому при выводе топлива из активной зоны в нее перемещается столб поглотителя [1].