Конструкционные материалы призваны обеспечить достаточную механическую прочность, конструктивную компоновку и физико-химическую защиту основных узлов реактора и атомной станции в целом. Поэтому вопросы радиационной стойкости конструкционных материалов приобретают все более важное значение при разработке реакторов. Помимо всех тех материаловедческих проблем, которые характерны и для обычных энергетических станций, при работе АЭС возникают и некоторые специфические: радиационное распухание, радиационная ползучесть. изменение физико-механических свойств конструкционных материалов в результате интенсивного облучения нейтронами, а также проблема радиоактивного загрязнения.
Радиационные условия, в которых могут оказаться конструкционные материалы в реакторе, обычно предсказать трудно, влияние длительного облучения на материалы часто можно определить лишь опытным путем во время работы реактора. Для максимального повышения надежности и безопасности работы АЭС разработаны жесткие стандарты и правила конструирования и эксплуатации оборудования АЭС и контроля за ним.
Наша задача - проанализировать и обсудить эффекты радиационного воздействия на металлы, сплавы, керамики и керметы, т.е. все те реакторные конструкционные материалы, которые были рассмотрены в настоящей главе. Основными радиационными эффектами в конструкционных материалах являются радиационные ползучесть и распухание.
Металлы, их соединения и сплавы в условиях радиации.
Рассмотрим влияние облучения прежде всего на: 1) бериллий и его соединения, 2) магний, его сплавы и соединения, 3) алюминий, его сплавы и соединения, 4) цирконий, его сплавы и соединения и 5) аустенитные нержавеющие стали и никелевые сплавы.
Влияние облучения на бериллий и его соединения. Бериллий и ВеО используют в качестве материалов отражателей и замедлителей в тепловых и быстрых, главным образом исследовательских, реакторах. Для металлического бериллия или оксида ВеО, длительное время работающих в качестве отражателей быстрых исследовательских реакторов, характерными эффектами являются размерная нестабильность и гелиевое охрупчивание.
Размерная нестабильность и образование пор в бериллии и ВеО обусловлены следующими реакциями на быстрых нейтронах:
(10.7)
Сторона бериллиевого отражателя, обращенная к активной зоне, будет подвергаться воздействию большего флюенса быстрых нейтронов, чем наружная, и, следовательно, будет больше распухать. В итоге отражатель из Be или ВеО будет искривляться. Таким образом, причиной размерной нестабильности отражателя из Be или ВеО является неоднородность потока быстрых нейтронов в нем и неоднородность генерации *Не и * Li.
Помимо размерной нестабильности генерация гелия в Be в соответствии с (10.7) приводит к радиационному распуханию и гелиевому охрупчиванию. Радиационное распухание Be можно определить как увеличение объема или уменьшение платности:
(10.8)
где ipt и (ipt) о — текущее и эталонное (пороговое) значения флюенса быстрых нейтронов; А и п — константы; Q — энергия активации; R -
универсальная газовая постоянная; Г — температура облучения образца. В частном случае, при постоянстве уровня мощности исследовательского реактора температура облучали практически также постоянна и (10.8) переходит в уравнение
(10.8а)
где Ау = A exp (-Q/RT) также константа.
Представленные на рис. 10.21 данные по радиационному распуханию Be (или ВеО) в испытательном реакторе ATR удовлетворяют уравнению (10.8) [37,38].
Пластичность облученного в реакторе ATR бериллия падает практически до нуля уже при относительно невысоких флюенсах нейтронов (1—4) • 1021 нейтр/см , Е > 1 МэВ. Это так называемое гелиевое охрупчивание, обусловленное, главным образом, гелием, захваченным порами и пузырями в отражателе.
Таким образом, конструкция, ресурс работы и механизм разрушения отражателя из Be или ВеО, вероятнее всего, определяются размерной нестабильностью, радиационным распуханием и гелиевым охрупчиванием отражателя под действием облучения быстрыми нейтронами.
Влияние облучения на магний, его сплавы и соединения. Магний, его сплавы и соединения в условиях газоохлаждаемых реакторов невысоких параметров демонстрируют сравнительно хорошую радиационную стойкость. Никаких существенных радиационных эффектов - распухания, радиационной ползучести, изменения прочности и пластичности — в этих материалах не наблюдается вплоть до флюенсов 1021 нейтр./см2 [39,40].
Послерадиационные исследования топливных сборок реактора Calder Hali со всей очевидностью указывают на отсутствие сколько-нибудь значительного повышения скорости взаимодействия магния с теплоносителем активной зоны CO2 при повышенных температурах (ниже 500 °С). Возможно, это связано с малой энергонапряженностью и невысокой рабочей температурой этого реактора.
Рис. 10.22. Влияние облучения на предел прочности и предел текучести алюминиевого сплава 1100
Рис. 10.23. Влияние облучения на пластичность сплава 1100
Влияние облучения на алюминий, его сплавы и соединения. Радиационные эффекты в этих материалах относительно слабы. При испытаниях в высокопоточных исследовательских реакторах никаких радикальных изменений механических свойств или размерной нестабильности Al и других материалов на его основе не наблюдалось.
Из реактора MTR после 18 лет работы при 70 °С была извлечена пластина из сплава алюминия 1100, из которой были изготовлены образны для испытаний. За время работы флюенс быстрых нейтронов составил 5,6 1022 нейтр./см2, Е > 1,0 МэВ, а тепловых - 6,5-1022 нейтр./см2. Результаты испытаний показали, что некоторые изменения механических свойств и объема сплава имеют место, однако материал сохранил достаточную пластичность (удлинение или поперечное сужение) для обеспечения работоспособности реакторного оборудования.
На рис. 10.22 и 10.23 представлены характерные для сплава 1100 доз- ные зависимости прочностных и пластических свойств. Зависимость изменения объема или плотности сплава 1100 от флюенса быстрых нейтронов в сопоставлении с данными для сплава 6061 показана на рис. 10.24, а [41, 42], а на рис. 10.24, б приведены аналогичные зависимости для Al высокой чистоты и его сплавов. На рис. 10.25 сравниваются длительные прочности облученного и необлученного сплава 1100; из рисунка видно, что длительная прочность облученного сплава довольно высокая, что обусловлено эффектом радиационного упрочнения материала.
Подобно тому, как неоднородность потоков быстрых и тепловых нейтронов приводит к искривлению бериплиевых отражателей в реакторах, эти же факторы вызывают раздутие и искривление алюминиевых конструкций активной зоны, например топливных сборок или ампул с охлаждаемыми образцами, т.е. конструкций значительной длины. Так, ампула из сплава 1100 (или 6061), охлаждаемая проточной водой при 50 С, была облучена тепловыми и быстрыми нейтронами до флюенсов (3-4) 1022 нейтр/см2. Первоначально прямое изделие после длительного облучения в реакторе изогнулось и приобрело бананообразную форму. Исследование показало, что распределение потока быстрых нейтронов вдоль изделия по форме повторяет измеренный прогиб.
По данным трансмиссионной электронной микроскопии, распределение пор и образование за счет трансмутаций кремния вдоль изделия были также неравномерны [43-45]. В итоге радиационное распухание за счет образования пор растет с ростом флюенса быстрых нейтронов и становится наибольшим вблизи плоскости максимального значения потока быстрых нейтронов. На рис. 10.26 показаны профили распределения радиационного распухания по длине для двух сторон изделия из сплава 1100, а на рис. 10.27 — зависимость распухания от флюенса быстрых нейтронов. Наличие или отсутствие защитной окисной пленки на изделии на распухание почти не влияет [43-45]. Основной вклад в образование кремния дают реакции
(10.9)
Помимо кремния по реакциям типа (и. р) и (п, а) в Al образуются также Н и Не, вносящие основной вклад в радиационное распухание материала.
Влияние облучения на цирконий и его сплавы. Известно, что циркониевые сплавы — основной конструкционный и оболочечный материал легководных и тяжеловодных реакторов, причем циркалой-2 предназначен для работы в кипящих и тяжеловодных реакторах, а циркалой-4 — в энергетических водяных реакторах (см. п. 10.6.3). Поведение и свойства этих сплавов очень схожи, за исключением коррозионной стойкости в воде при высокой температуре: циркалой-4 поглощает водород в меньших количествах, чем циркалой-2. По мере облучения и роста содержания Н и Не реакциям (п, р) и (гг, а) | механические свойства сплавов типа циркалой слегка ухудшаются вследствие образования гидридов и развития охрупчивания. Наблюдается небольшое распухание, но совершенно отсутствуют радиационный рост и ползучесть.
В литературе предложены уравнения для радиационной ползучести конструкционных материалов. В [46] на основе экспериментальных данных получены экспоненциальные и степенные уравнения ползучести конструкционных материалов для относительно высоких напряжений и температур:
(10.10)
(10.11)
Рис. 10.26. Распределение радиационного распухания по длине кожуха из сплава 1100 на дальней (кривая /) и ближней (2) к активной зоне реактора сторонах
Рис. 10.27. Зависимость распухания сплава 1100 от флюенса быстрых нейтронов для дальней (кривая I) и ближней (2) к активной зоне реактора сторон
и для относительно низких напряжений и температур:
(10.12)
(10.13)
где ф — поток нейтронов; i — время, ('fit)o — эталонный (пороговый) флюенс нейтронов; а — напряжение; а0 — модуль ползучести материала; п — константа ползучести; А, В, Си/)— постоянные; значения Q, RhT определены ранее.
В экспоненциальном уравнении (10.11) и степенном (10.13) первые члены в скобках представляют собой скорости радиационной ползучести и деформации роста (для сплавов циркония) или скорости радиационной ползучести и деформации за счет распухания (для нержавеющих сталей и никелевых сплавов) при флюенсе нейтронов ipt и приложенном напряжении о; вторые члены выражают взаимодействие и связь между интенсивностью потока нейтронов и приложенным напряжением. Деформация и скорость радиационной ползучести изменяются с температурой облучения по закону Аррениуса.
На рис. 10.28 представлены зависимости тангенциального радиационного роста и деформации ползучести от длительности облучения холоднотянутых на 20% трубчатых образцов из циркалоя-4 при температуре облучения 300 °С, а на рис. 10.29 — зависимости деформации ползучести и радиального радиационного роста от длительности облучения холоднотянутых на 20% трубчатых образцов из циркалоя-2 при 263 °С; в обоих случаях экспериментальные данные хорошо укладываются на кривые зависимостей, рассчитанные по (10.10) и (10.12) [46, 47] соответственно.
Рис. 10.30. Влияние облучения hi предел текучести стили 304 при различных температурах облучении
Рис. 10.31. Влияние облучения на пластичность нержавеющей стали 304, облученной ори разя«вых температурах
Влияние облучения на нержавеющие стали и никелевые сплавы. Облучение аустенитных нержавеющих сталей и никелевых сплавов — конструкционных материалов быстрых реакторов-размножителей, в том числе с жидкометаллическим теплоносителем, — вызывает изменение их механических свойств, радиационное распухание и радиационную ползучесть. Эти эффекты оказывают сильное влияние на конструкцию реактора, режим и безопасность работ с реакторными материалами и оборудованием.
Что касается механических свойств аустенитных нержавеющих сталей (см. § 10.7), то на рис. 10.30 и 10.31 приведены данные по влиянию облучения на пределы текучести и удлинения сталей 304 и 316, облученных быстрыми нейтронами примерно до флюенса 5•1022 нейтр./см2, Е > 0,1 МэВ и испытанных при указанных на рисунках температурах облучения [48—50]. Как видно, повышение предела текучести (и предела прочности) и снижение пластичности сильно зависят от флюенса нейтронов и температуры облучения. На рис. 10.32 сравниваются дозные зависимости тангенциальной деформации ползучести и деформации за счет распухания холоднодеформированной на 20% нержавеющей стали 304 (температура облучения указана на рисунке), а на рис. 10.33 показана зависимость изменения тангенциального напряжения ползучести, напряжений роста и распухания холоднодеформированной на 30% нержавеющей стали 316 от температуры и длительности облучения. Сплошные кривые на обоих рисунках — экспоненциальные зависимости [46]. Температурные и дозные зависимости распухания аустенизированных (отожженных) нержавеющих сталей 304 и 316 показаны на рис. 10.34. При повышении температуры распухание вначале достигает максимума, затем падает до очень низких значений, вновь достигает максимума и затем вновь спадает. Высота максимума, по-видимому, зависит от флюенса нейтронов.
Рис. 10.32. Влияние облучения на окружную деформацию при распухании Д/// и ползучести 6 нержавеющей стали 304SS (облучение в реакторе EBR-II)
Рис. 10.33. Зависимость напряжения при ползучести Тп и распухании а_ от времени облучения стали 316SS с 30% холодной деформации в реакторе EBR-1I. Цифры у кривых - температура испытания
Влияние облучения на никелевые сплавы (см. § 10.7), по-видимому, аналогично его влиянию на металлический никель, так же как сходно по характеру влияние облучения на алюминий и на его сплавы (см. § 10.9, рис. 10.24 [3]). На рис. 10.35 показано распухание Ni и никелевых сплавов [51]. При флюенсе быстрых нейтронов 5 — 102 0 нейтр./см2 вблизи 500 °С наблюдается максимум распухания. При данном флюенсе нейтронов распухание никеля и сплавов на его основе оказывается сильно зависящим от температуры и зависимость, представленная на рис. 10.35, является типичной температурной зависимостью изменения объема материала, облучаемого быстрыми нейтронами. Обычно образование пор и распухание никеля (ГЦК-решетка) наблюдается в диапазоне температур приблизительно от 250 до 650 °С (0,30-0,55 Тпл).
На рис. 10.36 [51] сравниваются зависимости радиационного распухания некоторых чистых металлов от гомологической температуры. Видно, что, во-первых, металлы с ОЦК-решеткой (Nb, Mo, Zr, Та) обладают высокой стойкостью против радиационного распухания и, во-вторых, никель (ГЦК-решетка), входящий в аустенитные нержавеющие стали и никелевые сплавы, оказывается весьма склонным к радиационному распуханию. В результате ядерных реакций (и, а) между быстрыми нейтронами и ядрами элементов — компонентов сплавов — в последних происходит накопление Не, влияющего на процесс радиационного распухания.
В качестве примеров реакций упомянутого типа приведем следующие [52]:
Вообще, радиационная стойкость чистых металлов и их сплавов ниже стойкости керамических оксидов металлов — BeO, MgO, Al2O3, ZrO2, FeO и т.п.
Керамические материалы и керметы в условиях нейтронного облучения.
Керамические материалы и керметы, применяемые в реакторостроении, уже рассматривались в пп. 10.8.1 и 10.8.2. Из них особый интерес представляют ВеО, Al2O3, MgO, ZrO2, Al—Al2O3 и B4С — нержавеющая сталь. Немногочисленные экспериментальные данные и опыт эксплуатации реакторов указывают на то, что керамики и керметы, работающие в нейтронных полях ядерных реакторов, более стабильны, чем металлы и сплавы. Радиационные эффекты, особенно радиационное распухание и радиационная ползучесть, в керамиках и керметах проявляются слабее, чем в металлах и сплавах. Поэтому при проектировании реактора экспериментальные данные по воздействию облучения на металлические материалы (см. рис. 10.21 — 10.36 и др.) можно с уверенностью использовать и для керамики, и для керметов.
