По сравнению с энергетическими установками на органическом топливе условия работы материалов в атомных энергетических установках обычно являются более сложными и многофакторными. При выборе конструкционных материалов для ЯЭУ различных типов необходимо принимать во внимание следующие основные условия:
- напряжения от механической нагрузки, которые в первую очередь определяются давлением теплоносителя при заданных геометрических формах и размерах элементов оборудования;
- рабочую температуру;
- число и величину циклических изменений механических нагрузок и теплосмен;
- нейтронное облучение;
- влияние теплоносителя на коррозию и коррозионно-механическую прочность материалов.
Для сосудов давления, входящих в состав водо-водяных ЯЭУ, определяющим при выборе материала является обеспечение статической прочности. Наиболее нагруженный сосуд давления — корпус реактора — испытывает основную нагрузку от внутреннего давления теплоносителя. Тенденция увеличения единичной мощности ЯЭУ приводит к возрастанию геометрических размеров корпусов реакторов. На рис. 1.10 сопоставлены геометрические размеры корпусов однотипных реакторов различной мощности, изготовленных (условно) из стали с одним и тем же уровнем механических свойств. Следствием возрастания диаметра корпусов реакторов является увеличение толщины стенок, что необходимо для обеспечения равной прочности.
При принятых в настоящее время значениях толщины корпусов и нормируемых коэффициентах запаса прочности конструкционные реакторные материалы должны иметь при рабочей температуре предел текучести не менее 300 МПа и предел прочности не менее 400 МПа с тенденцией к увеличению этих характеристик.
Относительно невысокая рабочая температура водоохлаждаемых реакторов обусловливает выбор пределов текучести и прочности в качестве расчетных характеристик. Временная зависимость прочности конструкционных материалов, потенциально пригодных для изготовления сосудов давления водо-водяных ЯЭУ, отсутствует.
Заданные характеристики прочности должны обеспечиваться во всем сечении металлургических заготовок. Размеры последних для современных корпусов реакторов весьма велики. Для изготовления отдельных элементов корпусов реакторов выплавляются слитки массой в несколько сотен тонн. Например, в США для указанных целей применялись поковки из 310- и 465- тонных слитков. Слитки массой до 550 т производились в Японии.
Рис. 1.10. Условное изображение геометрических размеров корпусов реакторов различной мощности
Толщина отдельных заготовок, подвергаемых термической обработке, достигает 500 мм. Типичной является толщина порядка 200—300 мм. Чтобы обеспечить заданные механические свойства во всем объеме заготовки указанной толщины, необходима достаточная прокаливаемость стали, а также отсутствие или учет значительной ликвации отдельных элементов. Последний в крупнотоннажных слитках может быть весьма значительной. Например, по сечению заготовки реакторной стали марки А508 толщиной 500 мм содержание углерода изменялось от 0,18 до 0,23 % [183]. Имеются данные о еще более значительной ликвации в полуфабрикатах реакторных сталей. Большие различия химического состава стали могут быть по высоте заготовки в местах, относящихся к разным частям исходного слитка. Следствием ликвации углерода и других элементов в крупных слитках может быть не только различие механических свойств, но и различие сварочно-технологических характеристик.
Отмеченные возможные неравномерности состава и свойств приводят к необходимости соответствующих металлургических мероприятий. Выбор системы контроля химического состава и свойств конструкционных материалов должен обеспечить получение объективной информации о детали или во всяком случае фиксировать нижний уровень заданных характеристик.
Предельная масса слитков, выплавленных в СССР дуплекс-процессом (основная и кислая плавка) для изготовления отдельных деталей корпусов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 из отечественных сталей, достигает 230 т. При отливке слитков массой более 30 т жидкий металл подвергается вакуумной обработке.
По технологии ЧССР сталь плавится в мартеновских печах с основной футеровкой и в электродуговых печах меньшей емкости, где подготавливается высоколегированная лигатура. Из этих печей сталь сливается в ковш, разливка осуществляется в вакуумной камере.
Номинальные напряжения в корпусе реактора принимаются ниже предела текучести, однако местные напряжения в зоне геометрических неоднородностей, в частности в зоне патрубков, оказываются в несколько раз большими. Следовательно, неизбежно возникновение в этих местах упругопластических деформаций. Подобные местные нагрузки могут возникнуть и в гладкой части корпуса у дефектов значительных размеров например у шлаковых включений в сварных швах.
Периодические остановки и пуски реактора, изменения мощности, гидроиспытания и др. вызывают циклическое упругопластическое нагружение отдельных участков корпуса. Возможное число циклических изменений нагрузки за время эксплуатации АЭУ составляет несколько тысяч. Предполагаемое число циклов приведенных нагрузок задается при расчетах на прочность исходя из условий работы реакторной установки. Следствием циклического упругопластического нагружения может быть образование трещин малоцикловой усталости.
В определенных случаях необходимо также считаться с возможностью существования исходного трещиноподобного дефекта. При консервативной оценке следует рассматривать постепенный рост такого дефекта (трещины), начиная с первого цикла. Кинетика процесса распространения трещины при циклической нагрузке может существенно изменяться под влиянием теплоносителя.
Расчетная оценка циклической прочности корпусных сталей по критерию зарождения или развития трещины требует получения соответствующих характеристик путем испытаний образцов в лабораторных условиях. Более полная информация обычно имеется для условия зарождения трещин малоцикловой усталости. Циклическая прочность материалов при заданной температуре представляется расчетными кривыми в координатах: размах упругопластической деформации за цикл*— число циклов до образования трещин. Расчетные кривые строятся с учетом введения запаса но числу циклов (не менее десятикратного) или по напряжениям (двухкратного).
* Или условное напряжение.
Стали, применяемые для изготовления корпусов реакторов и других сосудов давления водо-водяных ЯЭУ, обычно относятся к хладноломким материалам. При достаточно низкой температуре существует потенциальная опасность хрупких разрушений соответствующих металлоконструкций при поминальных напряжениях существенно ниже предела текучести. Безусловная недопустимость этого требует принятия специальных мер по гарантированному обеспечению характеристик стали, ответственных за сопротивление хрупким разрушениям, и выбору предельных условий безопасной эксплуатации сосудов давления. При рабочей температуре хрупкие разрушения рассматриваемых конструкций маловероятны. Однако при гидроиспытаниях эксплуатируемых корпусов, проводимых при повышенном давлении и температуре 20—100° С, необходимо считаться с возможностью хрупких разрушений. Кроме гидроиспытаний, опасными при низкой температуре могут оказаться режимы аварийного расхолаживания реактора. При этих процессах определяющей нагрузкой будут термические напряжения в стенках корпуса, вызванные резким охлаждением внутренней поверхности.
Наиболее консервативным условием обеспечения хрупкой прочности корпусов является выбор материала, имеющего гарантированные достаточно высокие характеристики вязкости при температуре, существенно более низкой, чем минимальная температура, возможная при нахождении корпуса под нагрузкой. Требуемый уровень характеристик вязкости и температурный запас установлены и нормируются. Этот подход фактически исходит из условия запрещения инициирования движения хрупкой трещины в нагруженном корпусе от случайно имеющегося или возникшего трещиноподобного дефекта большой глубины и протяженности. В связи с этим размер дефекта (исходной трещины) не учитывается при оценке сопротивления хрупкому разрушению корпуса.
Менее консервативным условием является рассмотрение необходимых характеристик вязкости при наличии предполагаемой трещины небольших размеров по отношению к толщине стенки корпуса. Глубина (наиболее опасное измерение) такой трещины может быть принята равной нескольким миллиметрам или даже нескольким десяткам миллиметров вплоть до величины, равной 1/4 толщины стенки корпуса. Возникновение хрупкого разрушения рассматривается как начало движения исходной трещины п количественно описывается методами линейной и нелинейной механики разрушения через соответствующие характеристики материала.
Эти характеристики (критическое значение коэффициента интенсивности напряжений и др.) определяются экспериментально. Значительные размеры образцов, необходимых для этих операций, и трудоемкость их проведения не позволяют иметь подобные характеристики в качестве заданных свойств для металла каждой из заготовок, идущих для производства корпусов. Соответствующие данные получаются для рекомендуемой стали как аттестационные.
Специфическим условием, в сильной степени влияющим на выбор материала и ресурс работы корпусов реакторов, является нейтронное облучение. Применительно к работе корпусов водоохлаждаемых реакторов неблагоприятное воздействие облучения связано с нейтронами, имеющими энергию порядка 0,016 пДж (0,1 МэВ) и выше. Обычно в расчетах учитываются нейтроны с энергией свыше 0,08 пДж или 0,16 пДж. Флюенс нейтронов с такой энергией на корпус реактора в районе активной зоны за время эксплуатации составляет 1019— 1020 нейтр/см2. Флюенс быстрых нейтронов в отечественных аппаратах больше по сравнению с аналогичными зарубежными установками.
Максимальный флюенс, получаемый корпусами ВВЭР-440 и ВВЭР- 1000, равен соответственно 2,4 • 1020 и 6,3 • 1019 нейтр/см’2. Характеризуя условия облучения материалов корпуса реактора, следует обратить внимание на неравномерность распределения флюенса по толщине стенки корпуса. По мере удаления от внутренней поверхности корпуса к наружной флюенс снижается на порядок. На удалении 1/4 толщины стенки от внутренней поверхности флюенс уменьшается на 50 %. Последнее имеет важное практическое значение, так как расчет предельного состояния корпуса реактора по сопротивлению хрупкому разрушению строится на предположении наличия поверхностной трещины такой предельной глубины.
Наиболее опасным следствием нейтронного облучения является ухудшение характеристик вязкости корпусных реакторных сталей. Некоторое охрупчивание стали может происходить также при длительном пребывании в области рабочей температуры (тепловое охрупчивание), а также при воздействии циклических нагрузок. Определяющим, однако, является радиационное охрупчивание. По мере увеличения длительности эксплуатации реактора возрастает температура, опасная с точки зрения возможного хрупкого разрушения. В конце концов она может достигнуть и превысить минимальную рабочую температуру корпуса реактора. Радиационная стойкость стали (степень охрупчивания при нейтронном облучении) является, таким образом, важной характеристикой и в значительной степени определяет ресурс работы корпуса реактора.
Стремление к повышению радиационной стойкости приводит к введению определенных ограничений по содержанию легирующих и примесных элементов в корпусной стали. Особенно велико значение примесных элементов. Введение чистых шихтовых материалов и специальной технологии производства реакторной стали позволяет снизить содержание вредных элементов и обеспечить существенное повышение радиационной стойкости.
Условия эксплуатации ЯЭУ требуют предотвращения образования и скопления продуктов коррозии в пределах первого контура. В противном случае может нарушиться нормальная работа тепловыделяющих элементов активной зоны корпуса реактора. Возникнут также дополнительные трудности при вынужденном ремонте оборудования первого контура из-за наличия продуктов коррозии, активированных ионизирующими излучениями в реакторе. Задача максимально возможного снижения продуктов коррозии решается в значительной степени за счет водоподготовки. В большинстве ЯЭУ обязательным требованием является также применение нержавеющих сталей (основной металл или наплавка) для всех элементов первого контура, контактирующих с теплоносителем. Для снижения влияния перенесенных активных продуктов коррозии на условия ремонта оборудования первого контура в ряде случаев дополнительно регламентируется в стали содержание элементов, дающих при облучении опасные долгоживущие изотопы. Прежде всего это относится к кобальту.
Условия обеспечения процесса цепной реакции деления ядерного горючего также налагают определенные ограничения на химический состав материалов, применяемых для изготовления элементов реакторных конструкций. В водо-водяных реакторных установках важно иметь конструкционные материалы, содержащие элементы с возможно меньшим сечением захвата нейтронов. В противном случае требуется применение более обогащенного, а следовательно, более дорогого топлива. Из табл. 1.5, в которой приведены для некоторых элементов сечения захвата нейтронов, ясно, что безусловно нежелательными легирующими элементами являются вольфрам, бор и др. Из различных типов сталей хромоникелевые аустенитные наименее желательны.
Таблица 1.5. Поперечные сечения поглощения нейтронов элементов
Таким образом, выбор конструкционных материалов для первого контура атомных энергетических установок охлаждаемых водой под давлением, должен определяться рассмотрением комплекса требований.
В отличие от ЯЭУ с реакторами корпусного типа требования к материалам металлоконструкций канальных энергоустановок являются более мягкими. Меньшие значения давления теплоносителя, флюенса нейтронов, толщины отдельных конструкционных элементов позволяют применять более простые по составу низколегированные стали. Тем не менее выбор этих материалов также должен базироваться на рассмотрении и нормировании механических характеристик, ответственных за упомянутые виды прочности. Металлоконструкции крупных канальных ЯЭУ монтируются без термической обработки сварных соединений. Это делает остаточные сварочные напряжения важным фактором, определяющим прочность установки в целом.
Существенные отличия по условиям работы материалов имеют жидкометаллические ЯЭУ. Низкое давление теплоносителя — жидкого натрия в первом и втором контурах (до 0,6—0,8 МПа) — позволяет снизить напряжения от механической нагрузки до весьма малого уровня. Это дает возможность применять в качестве основных конструкционных материалов стали и сплавы, имеющие невысокий уровень прочности. В зависимости от рабочей температуры и выбранного материала определяющими прочностными характеристиками будут являться предел текучести (прочности) или предел длительной прочности (ползучести). Для аустенитных хромоникелевых сталей временная зависимость прочности и соответствующие характеристики должны рассматриваться для температуры около 500° С и выше. Для низколегированных сталей эта температура около 450° С.
Высокая теплопередающая способность жидкого натрия по сравнению с газами и водой (теплопроводность натрия составляет около 67 Вт/м* при 500° С, воды 0,67 Вт/м* при 150° С и гелия 0,34 Вт/м* при 600° С) является причиной возникновения в элементах жидкометаллических ЯЭУ значительных термических напряжений. Эти напряжения при срабатывании систем аварийного расхолаживания могут в несколько раз превышать напряжения от постоянной механической нагрузки.
Физически термические напряжения определяются деформацией, вызванной запрещением свободного изменения размеров деталей при изменениях температуры. В упругой области термические напряжения пропорциональны деформации. Максимальный уровень термических напряжений, однако, фактически ограничивается пределом текучести материала. При резких теплосменах, вызывающих значительные деформации в деталях, выбор высокопрочного материала автоматически определит высокий уровень возникающих термических напряжений. Наоборот, в материале, имеющем низкий предел текучести, при резких теплосменах будет проходить упругопластическая деформация, а уровень термических напряжений окажется невысоким.
Оценка прочности металлоконструкций при действии циклических теплосмен должна производиться на базе экспериментально определенных характеристик сопротивления термической усталости конструкционных материалов. При температуре, вызывающей появление временной зависимости прочности, необходимо определение характеристик длительной термической усталости. Они в значительной степени зависят от длительной пластичности материала.
Механизмы коррозионного воздействия жидкометаллических теплоносителей и воды на конструкционные материалы принципиально отличаются. Это потребовало при создании ЯЭУ с натрием специальных исследований коррозионного и коррозионно-механического воздействия жидких металлов на стали и сплавы. Была установлена необходимость жесткого регламентирования примесей в теплоносителе, особенно кислорода; установлены принципы легирования сталей, обеспечивающего коррозионную стойкость; установлены условия совместимости в жидкометаллическом контуре разнородных конструкционных материалов.
Существующие правила и требования к материалам оказались существенно отличными от принятых для водоохлаждаемых ЯЭУ. В частности, основной конструкционный материал, применяемый для оборудования, работающего в контакте с жидким натрием, — аустенитная хромоникелевая сталь — не требовал традиционной проверки на стойкость к межкристаллитной коррозии и не вызывал опасений из-за коррозионного растрескивания.
Длительная эксплуатация узлов жидкометалических ЯЭУ, изготовленных из аустенитных сталей, при температуре 500° С и выше требовала специальной оценки прочности жестких сварных узлов. Из опыта теплоэнергетики было известно, что после сварки и последующей высокотемпературной выдержки околошовная зона сварных соединений некоторых аустенитных сталей имеет пониженную деформационную способность. Это может приводить к образованию трещин под действием релаксирующих остаточных напряжений сварочного происхождения. Подобные разрушения, получившие название «локальных», были обнаружены при эксплуатации тепловых электростанций и могли повторяться в высокотемпературных АЭС. Радикальной мерой предотвращения подобных повреждений должен был являться соответствующий выбор химического состава рекомендуемых сталей.
Особое внимание при выборе материала для АЭС с жидким натрием обращается на парогенератор. Требования к материалам, учитывающие специфику жидкого металла, воды и пара, во многом оказываются противоречивыми. Компромисс может быть достигнут выбором сталей, не подверженных коррозионному растрескиванию в водной среде, обладающих достаточной коррозионной стойкостью в жидком натрии и обеспечивающих прочность и стабильность механических свойств при длительной работе под давлением при температуре порядка 450—500° С.
В отличие от водоохлаждаемых реакторов нейтронное облучение корпусных конструкций жидкометаллических ЯЭУ обычно не создает опасности. Это определяется типом материала (обычно это нехладноломкая аустенитная сталь) и повышенной температурой облучения (выше 400 С.). Для жидкометалических установок потенциально опасным, однако, может являться высокотемпературное нейтронное охрупчивание и распухание. Первое явление выражается в существенном снижении длительной пластичности, а в ряде случаев и длительной прочности материалов после облучения уже сравнительно невысоким (10 нейтр/см2 и выше) флюенсом нейтронов, в особенности тепловых. Необходимость предотвращении высокотемпературного нейтронного охрупчивания приводит к ограничению применения сложнолегированных сталей и сплавов на никелевой основе.
Явление распухания конструкционных материалов (скопление дефектов в виде многочисленных пустот малых размеров) наблюдается при значительных флюенсах нейтронов (более К)-- нейтр/см). Оно становится определяющим при выборе материалов для элементов активной зоны быстрых реакторов. Устранение или снижение эффекта распухания необходимо для предотвращения заклинивания элементов активной зоны вследствие значительных изменений их геометрических размеров. Это достигается выбором композиции стали или сплава, имеющего минимальную склонность к распуханию, а при уже выбранном составе — проведением специальной механической обработки полуфабрикатов.
Для атомных энергетических установок с газами в качестве теплоносителей главное значение при выборе материалов снова приобретают вопросы обеспечения прочности. В зависимости от типа ЯЭУ обеспечение прочности требуется либо для относительно невысокой температуры (теплоноситель N2O4), либо для температуры, превышающей уровень, характерный даже для жидкометаллических установок (теплоноситель гелий). В первом случае материаловедческая задача создания реакторных конструкций оказывается сходной с решаемой для водоохлаждаемых или жидкометаллических установок. Применение гелия в качестве теплоносителя повышает уровень рабочей температуры до 900 °С и более.
Конструктивными мерами, в частности применением охлаждения, можно существенно снизить фактическую температуру металла многих элементов конструкции АЭУ. Это позволяет применять даже низколегированные стали. Ряд узлов, однако, требует применения конструкционных материалов, имеющих характеристики длительной прочности, рассчитанные на длительную эксплуатацию под нагрузкой в области высокой температуры.
По коррозионному воздействию гелий является теплоносителем, наиболее благоприятным для конструкционных материалов. Низкая агрессивность гелия обеспечивается при соответствующей строгой регламентации примесей. В противном случае возникает опасность коррозионных повреждений и появляется необходимость выбора материала, обладающего более высокой коррозионной стойкостью.
Выбор материалов для оборудования АЭС, особенно для оборудования первого контура, должен обеспечить высокую надежность при длительной эксплуатации. По сравнению с оборудованием тепловых электростанций степень этой надежности должна быть более высокой, так как последствия аварийных ситуаций на атомных электростанциях оказываются существенно более тяжелыми как в экономическом отношении, так и в отношении психологического воздействия на отношение общественности к атомной энергетике. Особо высокую надежность должен иметь корпус ядерного реактора. Для того, чтобы количественно оценить вероятность аварийной ситуации и регламентировать меры ее предотвращения, вводят понятие «предельно возможного повреждения реакторного оборудования». В качестве такого повреждения обычно условно принимают полный разрыв одного из трубопроводов максимального диаметра. Предотвращение последствий такой условной аварии обеспечивается поддержанием уровня теплоносителя в реакторе за счет подачи воды из резервной емкости в течение времени, необходимого для расхолаживания реактора. Этот процесс приводит к резкому переохлаждению корпуса реактора (термическому удару). Обеспечение прочности корпуса реактора, подвергнутого термическому удару, с учетом постепенного ухудшения свойств корпусных материалов в процессе эксплуатации является необходимым условием при выборе материалов.
Вероятность значительных повреждений корпусов реакторов оценивалась в различных работах с позиций рассмотрения возможности образования и распространения трещин при экстремальных условиях, анализа опыта эксплуатации существующих энергоустановок, анализа результатов испытания полунатурных моделей и другими методами. Количественно она оценивается величиной порядка 10-6. Эта весьма малая величина соответствует возможности возникновения серьезного повреждения не более чем одного реактора из 1 000 000 в течение года работы. Вероятность разрушения сосудов давления, применяемых в обычной теплоэнергетике, оценивается величиной, на 2—3 порядка большей. Значительную вероятность повреждений (разрушений) имеют трубопроводы атомных энергетических установок. Эта величина возрастает с уменьшением размера труб и может составлять до 10-4 случаев на одну реакторную установку в год.
