Корпус ядерного реактора

В ядерных реакторах корпусного типа, работающих на водяных или газовых

теплоносителях, корпус может быть или стальной, или комбинированный из стали и

напряжённого бетона. В водо-водяных реакторах давление теплоносителя достигает значений 16МПа, а температура 300оС. В процессе длительной эксплуатации (а корпус рассчитывают на 30 лет) материал испытает нейтронное облучение до флюенсов 1024 нейтр/м2 в условиях постоянного контакта с движущейся пароводяной смесью. Таким образом, в ядерных реакторах корпусного типа несущий корпус является важным узлом, работающим в напряжённых условиях.

Обобщая рассмотрение условий работы различных ЯЭУ, необходимо подчеркнуть

основные факторы, определяющие общие требования к свойствам конструкционного материала:

1) напряжённое состояние, возникающее в конструкционном элементе под действием различных механических, термических и радиационных воздействий;

2) рабочая температура материала, обусловленная соотношением энерговыделения и

теплоотвода;

3) радиационное воздействие на материалы нейтронами, гамма- и другими видами излучения;

4) наличие химически активной среды в виде движущегося теплоносителя, скопления

газообразных продуктов деления и остаточных газов;

5) циклический характер работы ряда ЯЭУ, особенно импульсных, определяющий размах

теплосмен и амплитуд нагрузок в процессе эксплуатации.

Требования к конструкционным материалам

Конструкционный материал должен быть прочным или жаропрочным (термостойким, выносливым), коррозионно- и радиационно-стойким, должен иметь чётко выраженную особенность, например, обладать малым сечением захвата нейтронов, иметь высокую теплопроводность и другие особенности.

Физические свойства

Эксплуатационная стойкость конструкционного материала в условиях теплосмен, в

магнитном и электрическом полях, в поле радиационного воздействия существенно зависит от сочетания физических свойств. Полезную роль играет сочетание высоких значений температуры плавления, теплопроводности с низкими значениями теплоёмкости, коэффициента термического расширения и плотности.

Для определённых типов ЯЭУ существуют жёсткие ограничения по некоторым

физическим свойствам конструкционного материала. Так, материалы активной зоны реакторов на тепловых нейтронах должны иметь минимальное сечение захвата тепловых нейтронов. Материалы рабочей камеры и бланкета термоядерного реактора с магнитным удержанием плазмы должны иметь высокие значения удельного электросопротивления (для исключения шунтирования плазмы) и магнитной проницаемости (для исключения искажения магнитного поля реактора).

Механические свойства

Механические свойства определяют термомеханическое поведение элементов конструкции активной зоны и корпуса реактора, т.е. определяют конструктивную прочность и в значительной степени работоспособность и живучесть материалов, долговечность и надёжность элементов конструкции. Таким предельным состоянием материала может быть разрушение, потеря формы или размера, потеря устойчивости, износ, накопление внутренних дефектов.

Надёжность – свойство изделия выполнять заданные функции, сохраняя свои эксплуатационные показатели в заданных пределах в течение требуемого промежутка времени или требуемой наработки.

Долговечность – свойство изделия сохранять работоспособность до предельного состояния (невозможности его дальнейшей эксплуатации).

Живучесть – способность материала работать в повреждённом состоянии после образования трещины.

Работоспособность конструктивных элементов ЯЭУ определяется эксплуатационными условиями: временными зависимостями и значениями напряжений, деформаций и температур, наличием излучений и агрессивной среды. В случае растягивающих (сжимающих) нагрузок работоспособность материала определяется пределом прочности на разрыв и запасом прочности. При длительной эксплуатации при достаточно высоких температурах, например, выше 200оС для сплавов циркония, 350оС для углеродистой стали и 450оС для коррозионно-стойкой стали, материал будет деформироваться при напряжениях, меньших предела текучести (вследствие ползучести). При режимах эксплуатации материала, связанных с цикличностью механических нагрузок, работоспособность будет зависеть от циклической прочности, важной характеристикой которой является предел выносливости материала. Основной характеристикой материала, описывающее его сопротивление усталости, является предел выносливости, представляющий собой наибольшее циклическое напряжение, выдерживаемое материалом неограниченное число раз (обычно 107 раз). Для расчёта сопротивления материалов пластической деформации

требуется знание таких параметров, как предел прочности и текучести, ползучести и длительной прочности. Оценка устойчивости требует знания модуля нормальной упругости материала. При расчёте на прочность при длительной эксплуатации в условиях высоких температур необходимо знание пределов ползучести и длительной прочности материала в условиях близких к эксплуатационным.

Физико-механические свойства

Физико-химические свойства конструкционных материалов – это совокупность свойств, характеризующих степень химического взаимодействия материалов с окружающей технической средой ЯЭУ, т.е. с теплоносителями (водой, газами, жидкими металлами, солями металлов и др.), с контактирующими материалами (ядерным топливом и др.). Практический интерес представляет совместимость, т.е. степень химического взаимодействия конструкционного материала со всеми его окружающими материалами.

Материалы считаются совместимыми в конкретных температурно-временных условиях, если химическое взаимодействие между ними отсутствует или настолько мало, что не изменяет заметно состав, структуру и свойства конструкционного материала. Задача обеспечения совместимости материалов ЯЭУ является комплексной, так как зависит не только от видов материалов, но и от конструкторского решения тех или иных элементов (узлов) реактора, их назначения и режимов работы. Например, материал оболочки ТВЭЛа ВВЭР снаружи омывается смесью воды и пара, а изнутри контактирует с ядерным топливом и продуктами деления топлива.

При оценке совместимости конструкционного материала с теплоносителем и

газообразного продуктами деления топлива необходимо контролировать скорость передвижения коррозионного фронта: vк – должна быть не более 10-2 мм/год; глубину повреждённого коррозией слоя: hк должна быть менее 1 мм; величину слоя конструкционного материала растворённого в теплоносителе: tк< 1 мм.

При формулировании требований к физико-химическим свойствам конструкционного

материала необходимо помнить, что облучение материалов ускоряет коррозию и поэтому

радиационная коррозия несколько выше коррозии окислительной (растворительной). В ряде

случаев может происходить резкое повышение скорости коррозии – коррозионный срыв

вследствие его механизма. Например, такое возможно при изменении окислительного механизма на гидридообразующий при взаимодействии циркония с водой (Tp>360oC), коррозионно-стойкой стали с натрием при повышенном содержании в теплоносителе и стали кислорода (Tp>650oC).

Материалы конструктивных элементов ЯЭУ

Тепловыделяющие элементы.Конструкционные материалы ТВЭЛов реакторов на тепловых нейтронах должны обеспечить: минимальное искажение нейтронного поля; простоту конструкции и низкую стоимость оболочки; надёжную работу в течение всего периода расчётной компании; запланированное выгорание топлива без искажения размеров, формы и разрушения (разгерметизации оболочки); возможность переработки ядерного топлива. Это возможно при условии, что материал оболочки будет иметь минимальное сечение поглощения нейтронов, достаточное сопротивление коррозии всех видов и эрозии при контакте с движущимся теплоносителем, высокие значения физико-механических и теплофизических свойств и их сохранение в эксплуатационных условиях.

Опыт эксплуатации реакторов с водяными теплоносителями и анализ аварий на АЭС показывают, что для обеспечения безопасности ядерного реактора необходима высокая работоспособность ТВЭЛов. Повышение работоспособности предполагает предотвращение гидрирования, исключение радиационного роста и прогиба оболочек ТВЭЛа, устранение фреттинг-коррозии и износа, подавление физико-химического взаимодействия топлива и оболочки, приводящего к коррозионному растрескиванию её под напряжением.

Особое место в вопросах безопасности АЭС занимает изучение поведения оболочек ТВЭЛов при потере водяного теплоносителя. Классический случай такой аварии, связанной с потерей теплоносителя из активной зоны из-за большого разрыва оборудования первого контура, находящегося под давлением, включая трубопровод с двусторонним истечением теплоносителя при работе реактора на номинальной мощности, известен за рубежом как авария типа LOKA (Loss of Coolant Accident). При отсутствии потока теплоносителя оболочка ТВЭЛа разогревается и окисляется. Температура топлива повышается, при этом выделяются дополнительные газообразные продукты. В результате внутреннее давление газов в ТВЭЛе увеличивается до тех пор, пока оболочка не начнёт локально вспучиваться. Это приводит к значительной её деформации. После срабатывания аварийной защиты и подачи холодного теплоносителя оболочка ТВЭЛа испытает термический удар. Повреждения могут быть самыми различными и весьма серьёзными.

Обычно аварийная система АЭС проектируется таким образом, чтобы обеспечить

сохранение целостности оболочки. Для этого необходимо обеспечить следующие предельно допустимые параметры оболочки ТВЭЛа (например, циркониевой): 1) максимальная температура оболочки ТВЭЛа не должна превышать 1204оС; 2) максимальное окисление оболочки не должно охватывать более 17% общей толщины оболочки; 3) общее количество водорода, выделяющееся при химической реакции металла оболочки с водой и паром по реакции:

Zr + nH2O→ZrOn + nH2↑ + 6280 кДж/кгZr

Не должна превышать 1% количества водорода, которое выделилось бы, если бы весь металл оболочки ТВЭЛа по длине топливного сердечника вступил в реакцию; кроме того,

накладываются ограничения на параметры охлаждения активной зоны.

Существуют и определённые требования к ТВЭЛу как конструкции. ТВЭЛ должен

содержать минимальное количество конструкционного материала. Не допускается локальный перегрев участков ТВЭЛа вследствие неравномерного энерговыделения. Должно соблюдаться соответствие объёмного содержания ядерного топлива, материалов для воспроизводства ядерного топлива, материалов для выгорающих поглотителей и конструкционных материалов количеству теплоносителя и замедлителя в активной зоне реактора.

Материалы оболочки ТВЭЛов ядерных реакторов должны обладать термической и

радиационной стабильностью, конструктивной прочностью и коррозионной стойкостью.

Корпус водо-водяного реактора.Корпуса водо-водяных реакторов должны обладать

исключительной надёжностью для обеспечения безопасной работы реактора в течение заданного срока (около 30 лет). Поэтому наиболее важным требованием к свойствам материала корпуса является прочность при соответствующем запасе пластичности в реакторных условиях. Необходимо обеспечить гарантированное исключение хладноломкости стали, например, в условиях аварийного расхолаживания реактора или гидравлических испытаний, некатастрофическое ухудшение характеристик вязкости под действием нейтронного облучения.

Корпус ядерного реактора типа ВВЭР имеет внушительные размеры, массу и толщину стенок (Табл. 3). Поэтому очень важно качество изготовления корпуса и крышки реактора, надёжность и долговечность работы которых в значительной степени определяются технологией производства и обработки материала, т.е. его технологичностью.

Табл.3.Основные характеристики корпусов ВВЭР.

Изготовление корпуса ВВЭР осуществимо только в заводских условиях. Для изготовления корпуса отливаются несколько слитков из качественной электростали (перлитная сталь). Заливка стали в изложницы производится в вакуумной камере. Ковка заготовок осуществляется на прессе методом свободной ковки. Полученные заготовки проходят отжиг, после чего поступают на механическую переработку. Изготовленные элементы корпуса укрупняются сваркой в промежуточные блоки, на внутренние поверхности которых наплавляется антикоррозионный слой из аустенитной высоколегированной стали. Все сварные соединения и наплавки проходят радиографический контроль, ультразвуковую дефектоскопию и другие виды контроля. Изготовленный корпус подвергается гидроиспытаниям, тщательному контролю сварных швов.

Совершенствование конструкционных материалов ЯЭУ

Требования к свойствам конструкционных материалов можно разделить на две группы. Первая группа – это требования собственно к свойствам, обусловленным природой того или иного материала, например, физическим, механическим, химическим, технологическим и др. Некоторые из этих свойств зависят от структуры, элементного состава и фазового состояния. Вторая группа требований к материалам представляет собой перечень факторов (например, радиационная и коррозионная стойкость), определяющих работоспособность материалов в конкретных условиях. Эти требования являются комплексными. Например, требование высокой радиационной стойкости материала означает сохранение в условиях облучения достаточной пластичности и вязкости разрушения, прочности и длительной прочность. Но это же требование означает ограничение в допустимых пределах вакансионного распухания, радиационного роста или наведённой активности, т.е. новых явлений, обусловленных возникновением в материале

радиационных дефектов. Радиационная и коррозионная стойкость конструкционного материала, как и его свойства, также определяется кристаллической структурой, элементным и фазовым составом сплава. Следовательно, через воздействие на структуру, элементный и фазовый состав возможно изменение многих свойств материала. Разработка конструкционного материала представляет собой сложный процесс, важным элементом которого является направленное изменение элементного состава, фазового состояния и структуры в объёме материала и в его приповерхностном слое и обеспечение стабильности сформированного структурно-фазового состояния в эксплуатационных условиях.

Основным фактором является работоспособность элемента. Например, основные свойства нагруженной конструкции – это всегда прочностные свойства, т.е. комплекс свойств, характеризующих конструктивную прочность в конкретных временных, температурных и силовых условиях. Чаще всего этими свойствами являются длительные прочность (ползучесть) и пластичность в неизотермических и нестационарных условиях, сохраняющие свои значения на допустимом уровне в условиях получения и коррозионного взаимодействия. Для реактора на тепловых нейтронах одним из основных свойств является ядерно-физическое сечение захвата нейтронов. Ограничивающие факторы определяют те свойства, которые влияют на технико- экономические показатели ЯЭУ, но не являются определяющими работоспособность материала. К таким свойствам относят технологичность, стоимость, удельную прочность, вакуумно- технологические свойства, совместимость металлов и др. ограничивающие факторы определяют направления оптимизации выбора материала.

Составной частью процесса создания ТВЭЛа являются этапы выбора материалов топлива и оболочки, анализ из свойств во вне и внутриреакторных условиях, оценка совместимости (химической и физической) оболочки с топливом. Борьба с нестабильностью микроструктуры материала – это замедление кинетики процесса перехода структуры в более стабильное состояние (сопровождаемое ухудшением свойств) путём комбинирования термической обработки и деформации.

Выбор состава материала

Конструкционные материалы современных ЯЭУ представляют собой сложные,

многокомпонентные сплавы различных элементов. Эти сплавы содержат один или несколько элементов, определяющих основные свойства материала, составляющих его основу, и ряд лигирующих элементов, придающих основе недостающие эксплуатационные характеристики. В связи с этим процесс разработки материала методологически можно расчленить на два относительно самостоятельных этапа: выбор основы и выбор комплекса легирующих элементов.

Выбор основы сплава – одна из относительно простых задач в цепи разработки материала, так её решение в большинстве случаев связано с анализом осуществлённых в практике разработок и достижений материаловедения. Выбор основы сплава это и оптимизационная задача, при решении которой достижение основного рабочего свойства сочетается с разумным ограничениями по стоимости, технологичности и другими свойствами материала, т.е. изыскивается оптимальный вариант.

Например, необходимо выбрать материал для оболочки ТВЭЛа ядерного реактора на

тепловых нейтронах. Материал должен удовлетворять ряду требований к основным рабочим

свойствам, но главным является сечение захвата тепловых нейтронов – оно должно быть

минимальным. Этому требованию удовлетворяют графит, Be, Mg, Zr и Al. Бериллий относится к группе дорогостоящих металлов, Zr – относительно недорогих, а графит, Al и Mg – дешёвых. Следовательно, более перспективными для размещения в активной зоне ядерного реактора являются алюминий, графит и магний. Конструктивные элементы активной зоны многих энергетических и исследовательских ядерных реакторов изготовлены из материалов, созданных на основе алюминия и магния. В энергетических водо-водяных реакторах, работающих при относительно высоких (около 300оС) температурах теплоносителя применяют более жаропрочные сплавы циркония.

Принципы выбора легирующих элементов вытекают из необходимости получения

материала с набором заданных свойств. Исходя из гипотезы в связи с элементным составом и структурно-фазовым состоянием можно заключить, что для придания основе сплава необходимого набора свойств следует изменить её состав, фазовое и структурное состояние. Это можно сделать легированием, термической, термомеханической и другими видами обработки.

Легирование представляет собой процесс добавки в материал одного или нескольких химических элементов, а легирующими элементами называют химические элементы, специально вводимые в основу сплава в определённых концентрациях с целью изменения её строения и свойств.

Замечание. Легирующие компоненты нельзя называть примесями. Примесями называют элементы, постоянно присутствующие в сплаве в качестве технологических добавок или остатка элементов, попавших из руды. В случае малых концентраций (около 0,1%) специально вводимых в сплав химических элементов процесс называют микролегированием.

В основе формирования определённого структурно-фазового состояния материала лежит взаимодействие химических элементов (компонентов), составляющих данный материал, между собой. Нерастворимость компонентов или их механическая смесь (расслоение в твёрдом состоянии) образуется в случае неспособности элементов к взаимному растворению в твёрдом состоянии или в случае отсутствия химического взаимодействия с образованием промежуточной фазы. Типичное расслоение в твёрдом состоянии – образование эвтектоида. В отличие от механической смеси фаз твёрдый раствор является однофазным т существует в определённом интервале концентраций компонентов. Различают твёрдые растворы замещения, внедрения и вычитания. При определённых условиях компоненты образуют непрерывный ряд твёрдых растворов, т.е. такое состояние сплава, в котором взаимная растворимость между компонентами возможна при любых соотношениях их концентрации. Твёрдый раствор называют неограниченным, если у него в области между линиями ликвидус-солидус отсутствуют особые точки (Рис.5а, диаграмма 4). В отличие от неограниченных ограниченные твёрдые растворы характеризуются определённой растворимостью одного компонента в другом. Промежуточные фазы представляют собой интерметаллические соединения – соединения металлов, не всегда имеющие металлическую связь, и металлические соединения, характеризующиеся металлической связью (не всегда содержащие металлические элементы, например ZrH₂).

Рис. 5.Различные виды двойных диаграмм состояния химических элементов А и В (а) и соответствующие концентрационные зависимости пределов прочности от составов сплавов (б).

Наибольшую ценность для выбора легирующего элемента представляет наличие диаграмм состав-свойство. Приведём примеры, показывающие связь диаграмм состояния двух элементов со свойствами образующихся сплавов.

На Рис.5 представлены диаграммы концентрационной зависимости предела прочности от состава сплава (Рис. 5б), соответствующие различным типам диаграмм состояния (Рис. 5а). из рисунка видно, что увеличение прочности сплава происходит за счёт растворения одного элемента в другом, причём максимум прочности находится вблизи 50% концентрации растворённого компонента (Рис.5, диаграмма 4), и образования химического соединения (Рис.5, диаграмма 6). Однако максимум жаропрочности (длительной плотности) с ростом температуры испытания сплавов смещается относительно концентрационной шкалы элементов диаграммы. Максимумы температуры рекристаллизации и жаропрочности сплавов с ростом температуры испытания или смещаются в сторону более тугоплавкого компонента (химического соединения), или раздваиваются с образованием минимума. С точки зрения разработки жаропрочного сплава не обязательна значительная концентрация легирующего компонента, ибо разбавленные твёрдые растворы могут быть более жаропрочны по сравнению с растворами, содержащими 50% лигирующего компонента.

Тема 7. Коррозия конструкционных материалов

Цель лекции:Знакомство с понятием коррозии конструкционных материалов

Вопросы к теме

1 Коррозионная стойкость материала

2 Коррозия в газовых средах. Коррозия в жидких средах

Коррозионная стойкость материала

Коррозией называют поверхностное разрушение металлов в результате воздействия окружающей среды, в основе которого лежат химические и физико-химические (электрохимические) процессы. В настоящее время термин «коррозия» распространяют и на поверхностное разрушение под воздействием жидких металлов, хотя лежащие в основе этого воздействия процессы имеют несколько иной характер. В некоторых случаях разрушение поверхности конструкционных материалов происходит в результате её механического повреждения от истирания или ударов частиц теплоносителя (среды). Это явление называют эрозией.

Коррозия в газовых средах (теплоносителях) осуществляется в результате химического взаимодействия конструкционных материалов с газами. Это взаимодействия приводит к образованию оксидов, нитридов, гидридов и других фаз на поверхности металлов и сплавов, что обычно вызывает снижение их прочности и пластичности.

Коррозия в воде, паро-водяной смеси и перегретом паре может осуществиться двумя путями. При сравнительно низких температурах происходит электрохимическое взаимодействие материалов со средой. При повышенных температурах в перегретом паре наряду с электрохимическими процессами существенную роль может играть и химическое взаимодействие. Электрохимическая коррозия имеет место во влажности воздухе, причём процессы идут в тонком слое влаги, осаждающейся на металле из воздуха. Такой вид коррозии называют атмосферной коррозией.

Коррозия в органических теплоносителях относится к химическому виду коррозии, так как разрушения материала происходит в результате химического взаимодействия материала с продуктами термического и радиационного разложения углеводородов, с примесными газами (кислородом).

Коррозия в жидкометаллических теплоносителях происходит в результате равномерного или избирательного растворения отдельных компонентов конструкционных материалов. При этом часто образуется пористость, жидкие металлы проникают в приповерхностные слои. Коррозия в жидкометаллических средах существенно зависит от чистоты как конструкционных материалов, так и среды.

Наличие газообразных продуктов деления ядерного топливного (цезия, теллура, иода) и кислорода в зазоре между топливом и оболочкой ТВЭЛа вызывает явление, известное как химическое взаимодействие топлива и оболочки, приводящее к разрушению внутренней поверхности вследствие фронтальной и межкристаллитной коррозии и переноса химических элементов материала оболочки в топливо. Эти виды коррозионного разрушения существенно зависят от: 1) условий облучения (глубины выгорания топлива, линейной тепловой нагрузки ТВЭЛа, градиента температуры в топливе и оболочке); 2) характеристик топлива (состава, отношения числа атомов металла –О/Ме, химического потенциала кислорода в зазоре между топливом и оболочкой, плотности); 3) параметров материала оболочки (химического состава, предварительной термомеханической обработки, уровня внутренних напряжений и др.).

Химическую и электрохимическую коррозию конструкционных материалов в зависимости от среды называют: газовой, в электролитах, в неэлектролитах, атмосферной,

контактной и т.д. Виды коррозии классифицируют и в зависимости от характера коррозионного повреждения материала. Пример такой классификации представлен на рис. 6.Различают коррозию общую (сплошную) и местную, равномерную и неравномерную, структурно- избирательную, язвенную, точечную, транскристаллитную и межкристаллитную. Общей называют коррозию, распространяющуюся на всю поверхность контактирующего со средой материала. Если глубина коррозионного повреждения на всех участках поверхности одинакова, то такую коррозию считают равномерной. Однако нередки случаи, когда при общей коррозии глубина коррозионного повреждения неодинакова – неравномерная общая коррозия. К местной коррозии относят повреждения, локализованные на сравнительно небольших участках. В зависимости от площади и глубины повреждённых участков различают язвенную и точечную местную коррозию. К местной относят и межкристаллитную коррозию, распространяющуюся в глубь материала преимущественно по границам зерен.

Рис. 6.Виды коррозионных повреждений. 1-3 – общая коррозия; 4-7 – местная коррозия; 1 – равномерная; 2, 3 –неравномерная, 5 – язвенная; 6 – точечная; 7 - межкристаллитная

Разные виды коррозии в различной степени влияют на механические свойства материалов. Значительнее сказывается коррозионное воздействие, сопровождаемое уменьшением сечения изделия, проникновением фронта разрушения на большие глубины, изменением состава за счёт образования химических соединений, накоплением компонентов среды (например, газов, углерода) и растворением компонентов сложных сплавов и сталей.

Для оценки коррозионной стойкости конструкционных материалов могут служить

скорость коррозии – это или величина изменения массы в единицу времени с единицы площади, или толщина слоя, превращённого в продукты коррозии в единицу времени, и степень механических характеристик материала. Оценка коррозионной стойкости может быть проведена по десятибальной шкале. Например, совершенно стойкий материал (Скорость коррозии металла, СК, <0,001 мм/год, 1 балл, Б), стойкий (СК=0,01-0,05, 4 Б), малостойкий (СК=1,0 – 5,0, 6 Б), нестойкий (СК> 10,0, 10 Б).

Коррозия в газовых средах

Взаимодействие металлов (сплавов) с газовой средой может приводить к образованию оксидов, нитридов, гидридов и других соединений. Образование этих соединений является конечной стадией цепочки физических (адсорбция, диффузия) и химических (абсорбция) процессов.

Накопление газов в металлах в результате трансмутационных реакций при нейтронном облучении – основная причина внутреннего окисления, водородного охрупчивания, межкристаллитной коррозии. Обращение легкоплавких оксидов по границам зерен чревато резким уменьшением прочности и пластичности материала при высоких температурах. Не безобидным является нахождение газа и в твёрдом растворе, так как в этом случае может происходить охрупчивание металла.

Тема 8. Радиационное материаловедение

Цель лекции:Знакомство студентов с основами радиационного материаловедения

Вопросы к теме:

1 Стабильность материала в условиях облучении

2 Радиационное упрочнение

3 Радиационное охрупчивание

4 Радиационное распухание материала (свеллинг)

5 Радиационная ползучесть

6 Радиационный рост

Стабильность материала в условиях облучении

В результате облучения нейтронами, ионами и другими частицами в конструкционном материале возникают радиационные точечные дефекты, их скопления и продукты ядерных реакций, представляющие собой основные факторы изменения структурно-фазового состояния материала и его свойств под облучением. В зависимости от условий радиационного воздействия и природы облучаемого материала изменение его состояния приводит к изменению физических и физико-механических свойств (упрочнение, охрупчивание, ускорение ползучести), к формоизменению вследствие распухания и радиационного роста (изменение линейных размеров), к возникновению в материалах наведённой активности и накопленной внутренней энергии. Поэтому обеспечение стабильного структурно-фазового состояния в условиях облучения – это создание радиационно-стойкого материала, т.е. материала, устойчивого против охрупчивания, формоизменения, ползучести и распухания, материала малоактивируемого и не изменяющего изотопный и фазовый состав. Повышение радиационной стойкости возможно посредством направленного воздействия на формирование и поведение радиационных дефектов и продуктов ядерных превращений.

Табл. 4.Число пар Френкеля на одну падающую частицу, образующихся в различных материалах при облучении.

Рассмотрим, насколько реально регулирование процесса образования и накопления

дефектов и их поведением в эксплуатационных процессах.

Образование радиационных дефектов в значительной степени зависит от природы

облучаемого вещества, вида и энергетического спектра веществ частиц, бомбардирующих

твёрдое тело, пространственного распределения и энергии первично-выбитых атомов этой

частицей (табл. 4). При нейтронном облучении образуется большее количество дефектов

Френкеля, чем при облучении заряженными частицами, так как последние расходуют

значительную часть своей энергии на электростатическое взаимодействие с ионизованными атомами кристаллической решётки.

На процесс образования радиационных дефектов можно повлиять изменением энергии связи атомов, например путём легирования, и изменением энергии нейтрона. Снижение энергии нейтронов вызывает и снижение количества радиационных дефектов, и изменение типа продуктов ядерных реакций, т.к. большинство из них имеют пороговый характер. Поэтому в реакторах на тепловых нейтронах образование радиационных дефектов происходит медленнее, чем в реакторах на быстрых нейтронах.

Накопление продуктов ядерных реакций в основном определяется составом материала и изотопным составом атомов. Поэтому накопление тех или иных продуктов ядерных реакций можно регулировать выбором состава материала и изменением спектра нейтронов.

Эффективным методом уменьшения скорости образования точечных радиационных дефектов может явиться замена обычно применяемых кристаллических материалов на аморфные, так как отсутствие кристаллического строения исключает образование каскадов атом-атомных соударений вследствие отсутствия дальнего порядка в расположении атомов. Поэтому в аморфных материалах должна быть низкая скорость образования дефектов, и с этой точки зрения они являются перспективными конструкционными материалами.

Стадия накопления радиационных дефектов по мере увеличения флюенса представляется более управляемой, чем стадия их образования. Ограничим наше рассмотрение процесса накопления дефектов стадиями развития каскада (10-14-10-13 с) и первого этапа его релаксации вследствие спонтанной рекомбинации (10-13-10-11 с) разноимённых дефектов. Собственно накопление точечных дефектов определяется степенью разбаланса между скоростью образования дефектов и их аннигиляцией в процессе спонтанной рекомбинации. При определённом виде и интенсивности облучения накопление точечных дефектов определяется стадией спонтанной рекомбинации дефектов и их пространственным распределение в каскаде. Пространственное распределение дефектов в каскаде таково, что плотность вакансий выше внутри (обеднённая зона), а плотность междоузельных атомов – на периферии каскада. Созданное пространственное распределение дефектов является определяющим с точки зрения влияния радиационных повреждений на свойства облучённых материалов. На степень накопления дефектов определённое влияние оказывает природа металлов и их кристаллическая структура. При одинаковых гомологических температурах в ОЦК- и ГПУ - металлах энергии миграции вакансий меньше, чем в ГЦК - металлах (например, при комнатной температуре в α-Fe EV m=0,5-1,3 эВ γ-Fe EV m=1,0-1,6 эВ), что определяет более интенсивную спонтанную рекомбинацию дефектов в ОЦК- и ГПУ- металлах. Кроме того, в ГПУ – кристаллах обнаружена тенденция к схлопыванию каскадов, т.е. к коллективной мгновенной рекомбинации дефектов.

Общее число движущихся атомов и общее число дефектов при наличии тяжёлой примеси снижается, поскольку эта примесь поглощает энергию, расходуя её в большей степени не на смещения, а на колебания. Кроме того, тяжёлые атомы способствуют увеличению генерации междоузельных атомов в центре и понижению их количества на периферии каскадной области. В результате тяжёлые легирующие атомы будут изменять условия мгновенной рекомбинации и приводить к уменьшению размеров каскада по сравнению с каскадом в нелигированном металле. Лёгкие атомы оказывают незначительное влияние на количество и распределение радиационных дефектов. Роль легирующих добавок (и лёгких и тяжёлых) на развитие каскада и мгновенную рекомбинацию дефектов повышается с увеличением температуры облучения. Однако повышение температуры оказывает влияние на следующей, диффузионной стадии рекомбинации точечных дефектов – на стадии их перераспределения.

Диффузионная релаксация радиационных дефектов – наиболее важный и управляемый этап эволюции дефектов, их поведения. На этой стадии идёт взаимная рекомбинация вакансий и междоузельных атомов, поглощение дефектов стоками, образование кластеров и более крупных скоплений дефектов, комплексов дефектов с примесными атомами. Типичная кластерная структура облучённого материала представлена на рис. 7. Скопления точечных дефектов и дислокационные петли – типичные вторичные радиационные дефекты, параметры которых (размеры, плотность, распределение) зависят от природы и состава материалов, температурного поля и параметров облучения.

Аннигиляция дефектов за счёт взаимной рекомбинации и ухода на стоки усиливается по мере увеличения температуры облучаемого материала. В результате снижается концентрация дефектов в кристаллической решётке, т.е. происходит их отжиг. Степень полного восстановления исходного состояния облучённого материала зависит от типа и энергии бомбардирующих частиц, определяющих концентрацию выживших дефектов, и от присутствия примесей, стабилизирующих дефекты. Полное восстановление исходного состояния наиболее легко достижимо при радиационном отжиге, т.е. при высокотемпературном облучении материала, предварительно облучённого при низкой температуре.

Стоками радиационных дефектов могут быть дислокации (включая петли), поры, границы зёрен и раздела фаз, другие протяжённые дефекты структуры. Значительное влияние на концентрацию стабильных радиационных дефектов оказывают легирующие элементы и примеси. Это влияние проявляется через изменение энергии межатомной связи, т.е. энергии активации образования и миграции точечных дефектов, через влияние эффективности стоков, а также путём прямого взаимодействия с дефектом.

Наиболее эффективным этапом повышения радиационной стойкости материалов является влияние на поведение радиационных дефектов в процессе диффузионной стадии релаксации. На этой стадии возможно усиление взаимной рекомбинации дефектов и их ухода на стоки, торможение образования скоплений дефектов, которые оказывают наибольшее влияние на изменение свойств облучаемых материалов.

Рис. 7. Типичный вид дислокационных петель (а) и пор (б) в облучённых металлах.

Радиационное упрочнение

Радиационное упрочение представляет явление существенного увеличения прочностных характеристик материала при нейтронном облучении, обусловленное влиянием радиационных дефектов и их скоплений на движение дислокаций. Влияние дефектов на дислокации проявляется в том, что, находясь внутри зерна, дефекты являются центрами закрепления дислокаций и снижают эффективность действия дислокационных источников. Кроме того, дефекты представляют собой барьеры, препятствующие движению дислокаций. В результате облучение приводит к значительному сокращению способности материала к пластическому деформированию и изменению степени деформационного упрочнения. Во время облучения наряду с упрочнением за счёт введения радиационных дефектов одновременно могут протекать процессы упрочнения вследствие старения или разупорядочения из-за укрупнения существовавшей упрочняющей фазы в исходном материале. После больших флюенсов облучения радиационное облучение следует рассматривать как суммарный эффект от различных упрочняющих эффектов.

Рис. 8. Изменение предела прочности (1), предела текучести (2), ударной вязкости и относительного удлинения (4) хромоникелевой стали в зависимости от флюенса нейтронов (Тобл=80^оС).

Эффект радиационного упрочнения появляется после инкубационного периода,

Соответствующего небольшому (для стали 5*1020 м-2) флюенсу и достигает насыщения при флюенсе несколько выше (3-5)*1022 м-2. При этом повышается модуль упругости, предел прочности и текучести и снижаются пластические свойства. Одновременно повышается температура, при которой материалы переходят из хрупкого в пластическое. Эти изменения обычно накапливаются с ростом флюенса нейтронов, причём скорость накопления их постепенно затухает (Рис.8).

С ростом энергии нейтрона эффект радиационного упрочнения увеличивается, а с

увеличением температуры обучаемого материала выше 0,25Тпл снижается и при T>0,6Тпл практически отсутствуют. Периодический нагрев материала до высоких температур может явиться эффективным средством устранения радиационного упрочнения. Эффект радиационного упрочнения зависит от элементного состава и структурного состояния конструкционного материала настолько, что в отдельных случаях вследствие процессов «перестраивания», или радиационного отжига дефектов, введённых предварительным деформированием, предел прочности материала при облучении уменьшается. Тем не менее примеси внедрения типа C, N2, O2 усиливают радиационное упрочнение Fe, V, Nb, Ni и других металлов. С точки зрения исключения резкого изменения прочностных характеристик при облучении важно контролировать состав примесей внедрения.

Радиационное упрочнение металлов – явление в целом не отрицательное, а

положительное. Однако в условиях облучения упрочнение наблюдается на фоне снижения

пластичности, т.е. происходит радиационное охрупчивание материалов.

Радиационное охрупчивание

Применительно к металлам, сложнолегированным сплавам и коррозионно-стойким

сплавам различают радиационное охрупчивание низкотемпературное и высокотемпературное. Низкотемпературному радиационному охрупчиванию подвержены все металлы и стали, особенно с ОЦК кристаллической решёткой в определённом интервале температур. При этом в процессе облучения значительно снижается относительное удлинение, повышается температура перехода из хрупкого состояния в вязкое. В стали низкотемпературное охрупчивние при нагреве выше 230оС понижается, а при температурах выше 450оС практически не изменяется, т.е. в процессе высокотемпературного отжига эффект обратим. Отрицательная роль примесей состоит в образовании зернограничных сегрегаций и уменьшении энергии границ зёрен. В результате облегчаются условия для образования и развития зёрнограничных трещин, основной причины низкотемпературного охрупчивания. В качестве борьбы с эффектом используется рафинирование стали, т.е. уменьшение содержания вредных примесей путём плавки в вакууме, легирования как с целью удержания вредных примесей внутри зерна в виде соединений, так и вывода их из слитка.

Высокотемпературному радиационному охрупчиванию подвержены тугоплавкие

металлы, коррозионно-стойкие стали и никелевые сплавы при температурах выше 0,45Тпл. Особенностями этого эффекта являются: отсутствие связи с радиационным упрочнением и необратимый характер падения пластичности. Охрупчивание проявляется в виде зёрнограничного разрушения и поэтому свойственно поликристаллам, зависит от энергетического спектра нейтронов (чувствительностью к тепловым нейтронам) и флюенса нейтронов. С увеличением флюенса снижается температурная граница начала охрупчивания.Структурное состояние металла проявляется в том, что эффект усиливается (пластичность падает) по мере укрупнения зерна

Одна из основных причин нарушения баланса прочности между телом зерна и границами зёрен – гелий, образующийся под облучением по (n, α)- реакции на Fe, Ni, Cr, N, B и других элементах. Накапливаясь в облученном материале и взаимодействуя с радиационными дефектами и примесями в веществе, гелий образует легкоподвижные комплексы и пузырьки, как в теле зерна, так и по границам. Наибольшее влияние на охрупчивание гелий оказывает в случаях образования пузырьков или клиновидных трещин по границам зёрен, а рост и коагуляция пузырьков (или трещин) приводит к относительному ослаблению границ. Роль гелия зависит от напряжённого состояния материала. При низких напряжениях гелий стабилизирует зародыши пор (скопления вакансий), а при высоких способствует образованию и росту клиновидных трещин.

Наиболее эффективными способами борьбы с высокотемпературным охрупчиванием могут быть: измельчение зерна, т.е. увеличение площади границ зёрен; легирование для создания дисперсных выделений внутри зерна (как мест закрепления гелия и продуктов ядерных реакций, продуктов строения материала; механико-термическая и термомеханические обработки.

Радиационное распухание материала (свеллинг)

Распухание, т.е. увеличение объёма и уменьшение плотности материала в результате облучения высокоэнергетическими частицами, обусловлено различной подвижностью радиационных точечных дефектов, приводящей к избытку вакансий и образованию их скоплений в виде пор в объёме облучаемого материала. Процесс распухания чувствителен к условиям облучения и зависит от вида, флюенса и интенсивности потока частиц, температуры и структурно-фазового состояния облучаемого материала. Распухание начинается после определённого инкубационного периода, в течение которого материал не распухает, и увеличивается с ростом флюенса частиц.

Рис. 9. Зависимость относительного объёма пор в реакторных аустенитных сталяхAISI 304 и 316 от интегрального потока нейтронов (E>0,1 МэВ) при температуре максимума распухания (а) и от температуры облучения при Ф=5*1026 м-2 (б)

Инкубационный уровень флюенса у чистых металлов (для Ni – это Ф=4*1021) м-2 меньше, чем у сплавов (для стали 1026 м-2); зависимость распухания от температуры имеет сложный характер с максимумом при (0,4 – 0,45)Тпл, причём распухание установлено в широком интервале температур от 0,25 до 0,55Тпл (Рис. 9б). При больших флюенсах и высоких температурах возникает второй максимум распухания (Рис.10).

Рис.10.Температурная зависимость распухания чистого Nb и сплава Nb-1% Zr, облучённого ионами Ni+ (а), и отожжённой стали 316 (б), облучённой в реакторе до Ф=8*1026 м-2 (E>0,1 МэВ) (1) и 1,3*1027 м-2 (E>0,1 МэВ) (2)

Распухание усиливается с ростом растягивающих напряжений σ в упругой области по зависимости:

ΔV/V=(ΔV/V)0(1+pσ)

где (ΔV/V)0 – распухание ненапряжённого материала; р – константа. При увеличении

напряжений до σ>σ0,2 вследствие возрастания плотности дислокаций как стоков дефектов распухание уменьшается.

Процесс распухания существенно зависит от присутствия в материале газообразных продуктов ядерных реакций, например гелия, так как газ стабилизирует зародыши пор, уменьшая их критические размеры, увеличивает плотность мест зарождения пор.

Пути снижения распухания конструкционных материалов касаются условий облучения и изменения структурного состояния материалов легированием, механической и термической обработками. При выборе основы сплава предпочтение следует отдавать мелкозернистым

металлам с ОЦК кристаллической решёткой. Важно выбрать элементный состав сплава с малым выходом (n,α) реакции на всех элементах сплава.

Легирование должно содействовать измельчению зерна, уменьшению содержания гелия, примесей внедрения, обеспечивать условия максимальной аннигиляции радиационных дефектов. Этому способствует введение в сплав элементов с атомным радиусом, меньшим радиуса основных атомов. Например, в сталях и никеле положительную роль играют легирующие добавки бериллия и кремния, атомы которых, находясь в растворе, способствуют притяжению междоузельных атомов, препятствуя тем самым образованию петель междоузельных атомов, и ускоряют рекомбинацию дефектов. Легирующие добавки с размером атома большим, чем радиус матричного атома, захватывают и удерживают в растворе вакансии, препятствуя росту пор. Таким образом действуют Al, Ti и Мо, растворённые в никеле, но их действие менее эффективно, чем кремния и бериллия.

Легирующие элементы влияют на распухание и через изменение энергии дефекта

упаковки, поверхностной энергии, коэффициентов диффузии дефектов и компонентов сплава. Например, чем больше различие в парциальных коэффициентах диффузии компонентов, тем меньше распухание. Весьма эффективна совместная добавка Si и Ti в аустенитную сталь.

Распухание максимально у металлов с d- электронной оболочкой, заполненной менее, чем наполовину (при 2, 3 и 5 электронах на d – оболочке), что свидетельствует о влиянии электронного состояния в металлах на поведение радиационных дефектов.

Положительную роль в подавлении распухания играют малые количества примесей

внедрения. Они оказывают влияние на распределение и концентрацию точечных дефектов, изменяют равновесную концентрацию вакансий. Так, с ростом атомной концентрации фосфора свыше 0.05% распухание начинает заметно снижаться. Некоторое снижение распухания наблюдается с введением в стали бора с атомной концентрацией 0,005%, однако в состаренных сталях эффект обратный.

Примеси внедрения при оптимальной концентрации способствуют ускорению рекомбинации вакансий и примесных атомов, отравляют поры как стоки вакансий, дислокационные петли и дислокации, тормозя перемещение последних. К числу малораспухающих относятся ферритные и ферритно-мартенситные коррозионно-стойкие стали, сплавы тугоплавких ОЦК –металлов, сплавы ГПУ – металлов.

Радиационная ползучесть

В условиях облучения происходит ускорение обычной (термической) ползучести

нагруженных конструктивных элементов ЯЭУ, приводящей к их формоизменению: удлинению и изгибу. Важную роль радиационная ползучесть играет при относительно низких температурах (менее 0,45Тпл), причём при температуре 0,5Тпл и выше основную роль уже играет термическая ползучесть. Весьма нежелательные последствия в формоизменении конструктивных элементов ЯЭУ могут произойти в результате совместного действия распухания и ползучести. Как видно на рис.11,шестигранный чехол ТВС реактора на быстрых нейтронах увеличивается в размере и грани его выгибаются.

Рис.11.Совместное действие радиационной ползучести и распухания, приводящее к формоизменению оболочки ТВС

Следствием радиационно-ускоренной ползучести является существенное снижение (в отличие от кратковременной ползучести) длительной прочности материалов под действием облучения. Радиационная ползучесть происходит в результате скольжения и переползания дислокаций. Роль облучения проявляется двояко. С одной стороны, радиационные дефекты и их скопления тормозят движение дислокаций. С другой стороны, точечные радиационные дефекты способствуют переползанию краевых дислокаций, ускоряя деформацию. Вклад радиационных дефектов в ускорение ползучести является более существенным, чем в замедление через торможение движения дислокаций. Методы уменьшения радиационной ползучести аналогичны путям снижения распухания, основанным на легировании сплава (стали) с целью получения твёрдых растворов (замещения и внедрения), формирования равномерного распада твёрдого раствора и распределения дисперсных частиц второй фазы, измельчения зерна и регулирования уровня вредных примесей.

Радиационный рост

Под явлением радиационного роста понимается анизотропное изменение размеров

кристаллов в условиях облучения без приложения внешней нагрузки. Явление радиационного роста свойственно анизотропным материалам, например, урану, цирконию, графиту, при больших флюенсах и материалам с кубической решёткой, например коррозийонно-стойкой стали. Зависимость радиационного роста металлов от флюенса носит сложный характер, свидетельствующий о смене механизма роста в увеличением флюенса. Кроме того, в процессе облучения релаксация макронапряжений в холоднодеформированных образцах, изменение плотности металла в начальный момент облучения, что оказывает влияние на развитие радиационного роста. При высокой температуре монокристалл растёт интенсивнее поликристалла. ГПУ металлы, например цирконий, удлиняются вдоль оси а и сокращаются вдоль оси с.

Методы борьбы с радиационным ростом, обусловленным накоплением точечных

дефектов вследствие образования отдельных пар Френкеля, должны включать объединение и исключать разъединение потоков вакансий и междоузельных атомов. Это возможно увеличением подвижности вакансий, например, путём поднятия температуры облучаемого металла или снижением подвижности междоузельных атомов (удержанием их в решётке), например, путём легирования элементами с атомным радиусом, меньшим матричного.

Структурно-фазовые изменения (радиационно-стимулированная диффузия)

Образование в облучённых материалах точечных радиационных дефектов, и прежде всего вакансий, переводит материал как термодинамическую систему в новое состояние – более или менее стабильное относительно существующего метастабильного состояния. Роль облучения проявляется в интенсификации процессов диффузии вследствие образования точечных дефектов, снижающих энергию активации диффузии, в насильственном перемещении атомов в кристаллической решётке вследствие атом-атом столкновений (атомов отдачи), в изменении элементного состава за счёт ядерных реакций. Например, переход сплава метастабильное состояние может произойти в результате разрушения частиц второй фазы в каскаде атом- атомных столкновений, приводящего к уменьшению её радиуса до величины менее критической при данных условиях.

В зависимости от условий облучения ускорение диффузии может составлять несколько порядков. Данные по диффузии меди в алюминии (Табл.5) свидетельствуют, что основное изменение коэффициента диффузии происходит при относительно низкотемпературном облучении (<0,3Tпл); высокотемпературное облучение (>0,5Тпл) не влияет на диффузию в металлах.

Табл. 5.Радиационно-стимулированная диффузия Cu в Al при облучении нейтронами

(>1,0 МэВ).

При облучении протекают радиационно-ускоренные процессы, например распад твёрдых растворов, упорядочение, рост зародышей второй фазы, и радиационно-индуцированные процессы, например сепарация и сегрегация элементов, образование второй фазы, формоизменение (через растворение) частиц второй фазы, разупорядоточение, в основе которых лежат диффузионные процессы. В результате роль облучения проявляется при образовании атомных скоплений, растворении и формоизменения второй фазы, распаде старых и образовании новых соединений, упорядочении-разупорядоточении и в других случаях.

Снижение энергии бомбардирующих частиц их интенсивности и флюенса будут

способствовать уменьшению дестабилизации структуры, исключая образование дефектов типа обеднённой зоны непосредственно в каскаде. Методами легирования возможно торможение развития каскада и, следовательно, снижение количества радиационных дефектов, возможно усиление их рекомбинации. Стабильность выделений частиц второй фазы может быть обеспечена торможением процесса их растворения вследствие выброса атомов (атомов отдачи) через границу раздела, частичного разупорядочения цепочками замещающих соударений и радиационно-стимулированной диффузии. Наиболее эффективным воздействием на диффузионные процессы является легирование сплава элементами, увеличивающими энергию связи атомов. В этом случае стабильность фазового и структурного (упорядочение) состояний можно несколько повысить.