Оболочки твэлов и другие элементы активной зоны

Оболочка — важнейшая составляющая тепловыделяющего элемента любого ядерного реактора, которая исключает взаимодействие теплоносителя с ядерным топливом и является одним из главных барьеров, препятствующих выходу из твэла радиоактивных продуктов деления. Эта функция имеет особое значение в случае одноконтурных установок, к которым принадлежат ВВЭР СКД, гак как нарушение герметичности оболочек может привести к серьезному ухудшению радиационной обстановки в машинном зале. Таким образом, от правильного выбора материала, обеспечивающего целостность оболочек твэлов за весь период их работы в активной зоне, в конечном итоге зависит надежность и безопасность эксплуатации ЯЭУ.

Среди разнообразных требований, предъявляемых к материалу оболочек твэлов, главными являются:

• 1) минимальное сечение захвата нейтронов;
• 2) механическая надежность и размерная стабильность;
• 3) коррозионная и эрозионная стойкость в теплоносителе;
• 4) высокая теплопроводность;
• 5) совместимость с ядерным топливом.

Очевидно, что первые три из этих требований относятся ко многим элементам конструкции активной зоны реактора (дистанционирующие решетки, кожухи ТВС, выгородка активной зоны, трубы рабочих каналов, опорные плиты, перегородки и другие устройства).

При выборе конструкционных материалов необходимо учитывать условия, в которых должны работать эти материалы в данном реакторе. Например, в конструкциях обычных ВВЭР из-за малого поглощения нейтронов широкое применение нашли циркониевые сплавы. Однако при температурах выше 350 °C эти сплавы быстро теряют прочностные свойства и подвергаются значительному коррозионному разрушению. В ВВЭР СКД условия работы материалов более жесткие: температура воды на выходе из реактора достигает 540 — 600 ^ЭС при давлении 24 — 25 МПа существенно более высоком, чем в обычных ВВЭР. В этом случае в качестве кандидатов для изготовления оболочек твэлов и ряда других элементов конструкции активной зоны ВВЭР СКД должны рассматриваться материалы, способные длительное время выдерживать температуры выше 600 °C. Исключение могут составлять кожухи водяных элементов, замедляющих нейтроны, топливные сборки реакторных установок канального типа (CANDU, ВГЭРС), в которых трубы технологических каналов, несущие высокое давление, в целях экономии нейтронов выгоднее изготавливать из сплавов на основе циркония. При этом необходимо принимать специальные меры по снижению температуры циркониевых труб до 300 °C или менее.

В настоящее время при оценке возможного применения в конструкциях ВВЭР СКД тех или иных современных материалов разработчиками концептуальных проектов пока не сделан окончательный выбор. Общее мнение складывается в пользу некоторых марок коррозионно-стойких нержавеющих сталей аустенитного класса, жаропрочных ферритно-мартенситных хромистых сталей и сплавов с высоким содержанием никеля. Рассматриваются также некоторые другие новые материалы.

В российских вариантах ЯЭУ с водой свсрхкритичсского давления в качестве кандидатных материалов для оболочек твэлов и кожухов ТВС на начальной стадии разработки проектов теплового и быстро резонансного реакторов рассматриваются [13, 34] хромоникелевые стали аустенитного класса марок ЧС-68 (06Х16Н15М2Г2ТФР) и ЭП-172 (15,3% Сг, 14,7% Ni с дополнительным легированием молибденом и ниобием).

Данные стали высокотехнологичны и легко свариваются. Они обладают достаточно хорошими прочностными характеристиками, отличаются высокой пластичностью и радиационной стойкостью. Так сталь ЧС-68 при облучении до уровня радиационных повреждений 40 сна имеет практически нулевой уровень распухания и остается пластичной. В паре при температуре 600 °C коррозионная стойкость аустенитных хромоникелевых сталей значительно выше, чем сталей ферритно-мартенситного класса.

Стали ЧС-68, ЭП-172 практически не уступают по прочностным характеристикам высоконикелевым сплавам до температур 650 — 700 °C.

Общим недостатком аустенитных хромоникелевых сталей является сравнительно низкий коэффициент теплопроводности и высокое значение температурного коэффициента линейного расширения. Кроме того, при относительно небольшом количестве никеля в материале такие стали подвержены коррозионному растрескиванию под напряжением при наличии в воде ионов хлора и кислорода, а также в щелочной среде при отсутствии кислорода.

В случае реактора с тепловым спектром нейтронов использование для изготовления оболочек твэлов сталей с высоким содержанием никеля заметно ухудшает нейтронный баланс в активной зоне. Поэтому для данного варианта ЯЭУ желательно иметь новый, слабо поглощающий нейтроны, коррозионно-стойкий при высоких температурах конструкционный материал.

Исследования прочности и коррозионной стойкости различных сталей и сплавов с целью определения допустимости их примсне;

ния в конструкциях активных зон реакторов SCWR и HPLWR проводятся в странах Европейского Союза, Японии и Китае. О том, как развиваются эти исследования, можно проследить по материалам регулярно проводимых международных симпозиумов по проблемам ISSCWR.

Специалисты Чехии, Финляндии и Нидерландов [35 — 37] сообщили результаты экспериментов, в которых в условиях автоклава с водой сверхкритических параметров (25 МПа, 500 и 550 °С) изучалась общая коррозия и коррозионное растрескивание под напряжением различных сталей, которые могут рассматриваться как кандидатные материалы для оболочек твэлов ядерных реакторов. Исследовались аустенитные хромоникелсвыс стали лицензионных зарубежных марок: 1.4970, 316L, 316Ti, 347Н, сталь 08Crl8Nil ()Ti российского производства, а также безникелевые ODS (Oxide Dispersion Strengthened) стали^[1] ферритно-мартенситного класса с содержанием хрома 12 и 14%. Полученные результаты показывают, что аустенитные хромоникелевые стали обладают удовлетворительной коррозионной стойкостью в воде СКД при температурах 500 — 550 °C. Среди них наибольшее сопротивление коррозии оказывает сталь 08Crl8Nil0Ti. Коррозионная стойкость ODS сталей ферритно-мартенситного класса значительно ниже, однако по сравнению с аустенитными сталями они имеют существенно более высокие прочностные характеристики. Скорость окисления ODS сталей уменьшается с ростом содержания в них хрома, поэтому перспективными могут оказаться стали, которые содержат в своем составе более чем 14% Сг.

Исследования и сравнительный анализ механических свойств и коррозионной стойкости различных материалов, принадлежащих к отмеченным выше трем группам (аустенитные хромоникелсвыс стали, хромистые стали с ферритно-мартенситной структурой, сплавы с высоким содержанием никеля), проведены в ряде работ китайских специалистов.

Заслуживает внимания разработанная фирмой Alleghency Ludlum Corporation относительно новая марка аустенитной хромоникслсвой стали с упрочняющей добавкой азота AL-6XN.

(Cr20Ni24Mo6N), которая по своим характеристикам при повышенных температурах (порядка 600 °С) превосходит стали типа 304L и 316L [38, 39]. Еще лучше свойства модифицированной стали AL-6XN, которая получается при добавке небольших количеств циркония и титана [40].

В группе хромистых сталей ферритно-мартенситного класса можно отметить разработанные в Китае марки CNS-I (9% Сг) и CNS-II (12% Сг) [40, 41]. Эти стали не содержат такие активирующиеся элементы как Nb и Ti. По сравнению с аустенитными хромоникелевыми сталями данную группу сталей отличает высокая теплопроводность, низкое значение термического коэффициента расширения и хорошая размерная стабильность, выражающаяся в отсутствии заметного распухания материала при интенсивном облучении нейтронами. Содержание хрома в CNS-II было доведено до 12%, что привело к улучшению механических характеристик стали и увеличению сопротивления коррозии при повышенных температурах, которые характерны для оболочек твэлов SCWR. Установлено значительное снижение коррозии образцов сталей CNS-I и CNS-II с нанесением на их поверхность покрытия из хрома методом магнитного распыления.

В докладах китайских ученых [40,42] сообщается о разработке хромистых ODS ферритных сталей с содержанием хрома 12, 14 и 18% и хромоникелевой ODS аустенитной стали, содержащей 18% Сг и 8% Ni. Испытания образцов этих сталей показали их высокую прочность и хорошую сопротивляемость окислению при температурах свыше 1000 °C. Наилучшие показатели по указанным признакам обнаружены у стали состава Fe-18Cr-2W-4Al-0,2Si- 0,5Ti-0,35Y₂0.v Ожидается, что хромистые ODS ферритные стали найдут применение в элементах конструкций SCWR с рабочими температурами выше 600 °C.

Полезные сведения о механических свойствах, коррозионных и радиационных характеристиках сплавов на основе никеля (С276, 625 и Х750) при температурах 550 — 600 °C содержатся в недавно выполненных в Китае исследованиях [39, 43, 44]. Незначительная общая коррозия этих сплавов при повышенных температурах объясняется образованием на поверхности металла двойной защитной пленки, внутренний слой которой состоит из СьОз, а внешний из.

NiFe^Qi. Устойчивость же к местной (межкристаллитной) коррозии обеспечивается присутствием в данных сплавах сильно карбидообразующих элементов (Nb, Ti, Мо), которые препятствуют образованию и выпадению богатых хромом карбидов по границам зерен. Однако, как уже отмечалось, использование сплавов с высоким содержанием никеля (порядка 40 — 50% и более) в активных зонах тепловых реакторов потребует применения топлива с повышенным обогащением.

Наконец, интересное предложение об использовании в качестве материала оболочек твэлов SCWR карбида кремния (SiC) сделано авторами доклада [45]. Как показали нейтронно-физические расчеты, в активной зоне теплового реактора с оболочками твэлов, изготовленными из SiC, обеспечивается существенно большая экономия нейтронов по сравнению со случаем, когда применяются оболочки из хромоникелевой стали или из сплавов на основе никеля. Достоинствами карбида кремния являются также высокий коэффициент теплопроводности, высокая температура плавления, радиационная и коррозионная стойкость. Однако требуются дальнейшие исследования свойств SiC, а также освоение технологии производства изделий для реакторной техники из этого материала.

• [1] Наноструктурные стали, содержащие диспергированные наночастицы (кластеры)Y-Ti-O.