Стартовая >> Архив >> Генерация >> Материалы ядерных энергетических установок

Конструкционные материалы: нержавеющая сталь и никелевые сплавы - Материалы ядерных энергетических установок

Оглавление
Материалы ядерных энергетических установок
Ядерная энергия и материалы
Легководный реактор LWR
Тяжеловодный реактор HWR
Реактор типа LMFBR
Перспективы использования термоядерной энергии
Радионуклидное производство энергии и ее использование
Требования, предъявляемые к выбору ядерных материалов
Свойства реакторных материалов
Анализ специфических свойств материалов при их выборе для ядерных реакторов
Выбор материалов и анализ конструкции с помощью ЭВМ
Компоненты и материалы ядерных реакторов деления
Ядерные топливные материалы
Конструкционные материалы
Материалы органов регулирования, теплоносители
Материалы защиты, системы аварийной защиты
Атомная электростанция (с реактором деления)
Фундаментальные радиационные явления в материалах
Радиационное повреждение нейтронами
Влияние облучения на реакторные материалы
Влияние облучения на физические свойства материалов
Влияние облучения на механические свойства материалов
Влияние облучения на коррозию, свелинг
Отжиг радиационных повреждений, влияние облучения на свойства при низких температурах
Металлический уран
Коррозия урана
Сплавы урана
Влияние облучения на урановое топливо
Керамический уран
Диоксид урана
Радиационное распухание оксидного топлива
Радиационная ползучесть оксидного топлива
Выделение газообразных продуктов деления из оксидного топлива
Монокарбид урана
Нитрид, силицид и сульфиды урана
Коррозия керамического урана, техника безопасности
Плутоний
Металлические сплавы плутония
Керамические соединения плутония
Смешанное керамическое уран-плутониевое топливо
Коэффициент воспроизводства, избыточный коэффициент и время удвоения плутония
Радиационные эффекты плутония
Коррозионные эффекты плутония
Меры безопасности при работе с плутонием
Торий
Свойства тория
Получение и сплавы тория
Керамические соединения тория
Радиационные и коррозионные эффекты тория
Радиоактивный распад в торий-урановом топливном цикле
Конструкционные материалы: металлы
Конструкционные материалы: бериллий и его соединения
Конструкционные материалы: магний
Конструкционные материалы: алюминий
Конструкционные материалы: цирконий
Конструкционные материалы: нержавеющая сталь и никелевые сплавы
Конструкционные материалы: керамика и керметы
Влияние облучения на конструкционные материалы
Коррозия конструкционных материалов
Материалы замедлителя и отражателя
Графит
Материал бланкета
Материал теплоносителя
Материалы систем регулирования, защиты и аварийной защиты
Защита реактора
Системы аварийной зашиты реактора и используемые в них материалы
Материалы в топливных циклах, процессах обогащения и переработки топлива
Обогащение топлива
Переработка топлива
Материалы, используемые в процессах переработки отработавшего топлива
Переработка ядерного топлива
Топливные материалы, участвующие в U-Pu-топливном цикле
Тепловыделяющие элементы
Связующий материал твэлов
Материалы, применяемые при изготовлении твэлов
Каналы для теплоносителя и системы трубопроводов
Корпуса реакторов под давлением
Радиационные эффекты при работе материалов ядерного топлива и конструкционных материалов
Коррозия и трещины материалов твэлов, коррозия каналов теплоносителя
Образование коррозионных и усталостных трещин и течей в каналах для теплоносителей, трубопроводах
Материалы радионуклидных генераторов энергии и термоядерных реакторов
Радионуклидное топливо
Материалы оболочек, материалы и теплоносители радионуклидных генераторов
Концептуальные проекты термоядерных реакторов
Компоненты и материалы термоядерных реакторов
Материалы для изготовления магнитной системы и системы безопасности термоядерных реакторов
Взаимодействие материалов с первой стенкой термоядерного реактора
Материалы первой стенки термоядерного реактора и влияние на них облучения

В то время как магний, алюминий, цирконий и их сплавы являются главными конструкционными материалами тепловых реакторов, нержавеющие стали и сплавы никеля доминируют в быстрых реакторах- размножителях.

Поскольку в быстрых реакторах никакого замедлителя не требуется, отношение топливной составляющей к конструкционным материалам в них значительно выше, чем в тепловых. Следовательно, выше оказывается и отношение макроскопических сечений реакций деления и захвата нейтронов. И как результат те конструкционные материалы со средним или довольно большим микроскопическим сечением поглощения или захвата нейтронов, которые нельзя помещать в тепловой реактор по соображениям экономии нейтронов, возможно использовать в быстрых реакторах благодаря их превосходным физическим, тепловым и механическим свойствам и высокой коррозионной стойкости в теплоносителе при высоких температурах. А их влияние на экономию нейтронов в реакторе оказывается не столь значительным. В этом основные причины широкого использования аустенитных нержавеющих сталей и никелевых сплавов в качестве конструкционных материалов быстрых реакторов, особенно с жидко металлическими теплоносителями.

Нержавеющая сталь.

Аустенитные нержавеющие стали, хорошо освоенные в промышленности, пригодные для работы в разнообразных условиях, приемлемые по стоимости, обладающие превосходными механическими свойствами и высокой коррозионной стойкостью при повышенных температурах (ниже 650 °С), представляют собой сплавы на основе железа с хромом и никелем как основными легирующими элементами (табл. 10.5). Эти стали привлекают к себе внимание как конструкционный материал быстрых и тепловых реакторов (корпуса и системы трубопроводов), контейнеров для радиоизотопов и радиоактивных отходов и других аппаратов и конструкций ядерной техники.
В табл. 10.5 из огромного множества сталей серии AISI приведены номинальные составы некоторых аустенитных нержавеющих сталей, применяемых в ядерной технике.
Что касается ядерных свойств аустенитной стали, то ее сечение поглощения и рассеяния быстрых и тепловых нейтронов зависят от химического состава. Данные по сечениям нейтронных реакций вполне доступны [31].
Таблица 10.5. Номинальный состав аустенитных нержавеющих сталей, применяемых в реакторостроении


Сумма макроскопических сечений поглощения и рассеяния каждого элемента дает эквивалентные сечения поглощения и рассеяния быстрых и тепловых нейтронов рассматриваемой нержавеющей стали. В некоторых случаях в качестве приближенных значений сечений нейтронных реакций для аустенитной нержавеющей стали могут быть взяты сечения реакций для железа.
В табл. 10.6 приведены некоторые важные физические, тепловые и механические свойства некоторых аустенитных нержавеющих сталей (значительно большее число экспериментальных данных можно найти в технической литературе).
Стали марок 304 и 304L (308) используются как основной и сварочный материал корпусов быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем. Стали марок 316 и 316L применяют в качестве основного и сварочного материала оболочек твэлов тех же реакторов, а из сталей 309 SNb и 347 изготавливают корпуса и узлы активной зоны аппаратов того же типа. Рабочая температура поверхности стали, находящейся в контакте с жидкими Na или NaK, ограничена и обычно не превышает 650 °С.
Аустенитные нержавеющие стали - материалы с высокой коррозионной стойкостью при температурах до 650 °С. И все-таки в этой области существуют нерешенные проблемы: коррозионное растрескивание на внутренней поверхности оболочек твэлов и корпусов реакторов; склонность к межкристаллитной коррозии в некоторых теплоносителях после провоцирующей термической обработки (сенсибилизации); образование хрупкой сигма-фазы, особенно в сварных соединениях с большим содержанием феррита; коррозионное растрескивание на внутренней поверхности оболочек твэлов под действием осколков деления и таких химических соединений, как Csl, Cdl2, Cs2Te, CsCl2 и др.; ускорение коррозии за счет омывания изделия высокоскоростным потоком коррозионной жидкости и удаления защитной пленки и высокие термические напряжения из-за низкой теплопроводности и термоциклирования вследствие цикличности работы реактора, приводящие к усталостному разрушению под действием термических напряжений [32].
Углеродистые малолегированные ферритные стали по большей части используются в энергетических легководных реакторах как материал корпуса и систем трубопроводов с внутренним покрытием из нержавеющей стали для защиты от водной коррозии. Эти стали обсуждаются ниже в связи с рассмотрением корпусных материалов.

Никелевые сплавы.

Недостаточный для условий быстрых реакторов уровень тепловых, коррозионных и конструкционных свойств аустенитных нержавеющих сталей и относительно невысокая сопротивляемость термо циклировании) (циклическим термическим напряжениям, тепловым ударам и термоусталости), взаимной диффузии между топливом и оболочкой твэла, а также коррозионному повреждению (падение коррозионной стойкости) при повышенных температурах (650 °С и выше) привели к разработке и производству никелевых сплавов (или суперсплавов). Такие сплавы никеля, как инконель и хастеллой, обладают высокой прочностью и хорошей коррозионной стойкостью при повышенных температурах. К примеру, длительная прочность при 650 °С у сплавов никеля находится в интервале 245 — 550 МПа, у аустенитных нержавеющих сталей - в интервале 98— 205 МПа, а у углеродистых корпусных сталей - в интервале 20 — 44 МПа. Химический состав некоторых известных никелевых сплавов приведен в табл. 10.7.
Что касается ядерных свойств, то сечения поглощения и рассеяния быстрых и тепловых нейтронов у никелевых сплавов зависят, как и у аустенитных нержавеющих сталей, от химического состава. Эти величины можно получить из экспериментальных данных по сечениям нейтронных реакций [31].
Таблица 10.7. Химический состав некоторых известных
никелевых сплавов

Таблица 10.8. Физические, тепловые и механические свойства никелевых сплавов

 

 

Материал

 

 

Инконель

Хастеллой В

Инко-800

Плотность при 20 С, г/см3

8,91

8,51

9,24

8,89

Кристаллическая решетка

ГЦК

ГЦК

ГЦК

ГЦК

Параметр кристаллической решетки при 20 °С, А

3,524

 

Температура плавления, С

1455

1400-1435

1335-1350

1365-1400

Удельная теплоёмкость ср при 20-100 °С, Дж/(г • °С)

0,46

0,46

0,38

0,40

Теплопроводность при 20-100 °С,
1(Г2 Дж/(см • с • °С)

82,6

15,0

11,2

46,6

Линейный коэффициент термического расширения

13,3

11,5

10,1

12,2

Предел прочности при 20 С, МПа (горячекатаный)

315

685

925

720

Предел текучести, МПа

58

315

404

274

Модуль упругости, МПа

205 800

212 700

210 700

210 700

Удлинение, % (горячекатаный материал)

28

44

53

45

Напряжение ползучести при скорости 10-4%/ч, МПа (горячекатаный)

21

171

18

89

Длительная прочность при 650 ° С на базе 103 ч, МПа

 

98

226

206

Физические, тепловые и механические свойства никелевых сплавов приведены в табл. 10.8.
Для твэлов быстрых реакторов с карбидным топливом (U, Pu)С вместо нержавеющих сталей предпочтительнее использовать сплавы никеля, поскольку нержавеющие стали насыщаются углеродом вследствие его диффузии из топлива в материал оболочки [32, 33]. Вообще, диффузия углерода из карбидного топлива в нержавеющую сталь оболочки может оказать вредное воздействие и на топливо, и на оболочку. При недостаточной стехиометрии топливо будет выделять большее число газовых осколков. При высоком содержании углерода в нержавеющей стали будет происходить хрупкое разрушение оболочки.



 
« Магнитный фильтр-сепаратор в схеме очистки производственного конденсата   Метод определения параметров тепловой изоляции паротурбинных блоков ТЭС »
электрические сети