Моделирование технологии изготовления для реакторов на быстрых нейтронах способных обеспечить ресурсные характеристики энергетических установок нового поколения

Оценка технологического развития России в XXI в., его состояния и перспектив показывает острейшую необходимость ускорения реиндустриализации на стратегически приоритетных направлениях. Этого требуют как национальные интересы России, так и обеспечение технологической конкурентоспособности её промышленности в XXI веке.

Известно, что основой индустриального общества является развитие энергетики. Все остальные отрасли находятся в прямой зависимости от неё. На конференции «Россия и ВТО: Угрозы и возможности в новых международных макроэкономических и правовых условиях. Пути повышения конкурентоспособности отечественного производства», проходившей 8 февраля 2013 г., вопросам энергетики было уделено особое внимание. Председатель конференции – главный редактор журнала «Стандарты и качество» Г.П. Воронин подчеркнул, что энергетика должна развиваться темпами, не менее чем на 6% превышающими темпы развития остальных отраслей экономики.

В этой связи анализ использования полезных ископаемых, в частности, углеводородов, показывает, что ядерная энергетика не имеет альтернативных топливных конкурентов. Несмотря на относительно небольшое содержание урана в земной коре, теплотворная способность уранового горючего, превышающая теплотворную способность условного органического топлива примерно в 50 млн. раз, обеспечивает его конкурентоспособность в сравнении с органическим топливом. Подтверждена возможность организации радиационно-безопасных технологий в предприятиях замкнутого топливного цикла с возвращением возобновляющегося горючего на сжигание и с удержанием радиоактивности отходов на уровне, эквивалентном естественному фону1. Оба эти обстоятельства позволяют оценить топливообеспечение ядерной энергетики 3–4 тысячелетиями при удовлетворении требованиям экологии. В замкнутом оптимальном топливном цикле предполагается переработка и обезвреживание радиационных отходов с возможностью их безопасного захоронения вплоть до полного истощения запасов ядерного горючего.

Из вышесказанного следует недопустимость длительного удержания в эксплуатации открытого, незамкнутого топливного цикла с реакторами на тепловых нейтронах (КВ  0,5), поскольку в этом случае топливообеспечение оценивается менее чем столетием, а накопление радиоактивных материалов в среде обитания может превзойти уровни, превосходящие экономические возможности их устранения (1).

Стратегическое развитие ядерной энергетики требует организации цикла предприятий, производящих ядерное топливо и перерабатывающих отработавшее ядерное топливо, при непременном условии вовлечения в топливный цикл реакторов на быстрых нейтронах (БН). Замыкание топливного цикла предусматривает переработку отработавшего ядерного топлива с использованием перспективных технологий фракционирования радиоизотопов по ядерно-физическим свойствам с дальнейшим их обезвреживанием и захоронением (2).

Вовлечение в топливный цикл ядерной энергетики реакторов БН, возросшие требования по безопасности и экологии требуют создания оболочек твэлов со служебными характеристиками, которые обеспечат оптимальную работоспособность активных зон реакторов, что является актуальной задачей настоящего времени. Такая постановка проблемы связана с тем, что материалы, разработанные до сегодняшнего дня, не могут обеспечить развитие реакторов БН, работающих в режиме замкнутого ядерного топливного цикла (рабочие температуры оболочек свыше 750°С, дозы повреждения >~ 180 с.н.а.) (2).

При разработке конструкционных материалов для ядерных реакторов основные требования предъявляются к их технологическим, физико-механическим, радиационным и коррозионным свойствам. Ключевой при этом становится проблема создания материала оболочек твэлов, сочетающего комплекс механических и технологических свойств, совместимость с теплоносителем и топливным материалом, а также стабильность эксплуатационных свойств.

Работоспособность оболочек твэлов и шестигранных труб чехлов из материалов, используемых в настоящее время, вызывает серьёзные опасения в случае применения их при рабочих параметрах активных зон будущих промышленных реакторов БН, в первую очередь, в связи со значительной радиационной повреждаемостью аустенитных и ферритно-мартенситных сталей. В некоторых типах аустенитных сталей радиационное распухание может достигать значительных величин: например, у стали 1Х18Н10Т при 500С и 70 с.н.а. оно достигает 20–30 % (1).

Совершенствованием существующих и созданием новых материалов оболочек твэлов реакторов на быстрых нейтронах будет решена важнейшая задача долговременной стабильной эксплуатации установок этого типа.

Предельная безопасность при эксплуатации ядерных реакторов обеспечивается удержанием радиоактивности в оболочке твэла без выноса в контур теплоносителя заметной осколочной активности, поэтому надёжность работы ТВС гарантируется, прежде всего, материалом оболочек твэлов. Анализ публикуемых материалов показывает степень внимания, уделяемого в мире вопросам исследования материалов ядерной техники. Следует, однако, отметить недостаток серьёзного аналитического подхода к пониманию исследуемых процессов. Представляется непреложным вывод о необходимости в первую очередь моделирования и создания перспективных конструкционных материалов, способных гарантировать ресурс и безопасность работы реакторов нового поколения. В настоящее время не существует универсального конструкционного материала, который полностью удовлетворял бы всему комплексу предъявляемых требований к материалу оболочек твэлов реакторов БН. При обобщении многолетнего опыта реакторостроения, связанного с конструкционными материалами, становится ясно, что успех в создании материалов обеспечивается при учёте трёх главных факторов:

1. Комплекс физико-механических и технологических свойств материала (включая свариваемость).
2. Радиационная стойкость.
3. Совместимость конструкционного материала с теплоносителем и топливным материалом.

   Наиболее важным критерием в оценке свойств конструкционных материалов для оболочек твэлов является жаропрочность. Исследования последнего времени показали, что по такому критерию как длительная прочность, сплавы на основе ванадия, предлагаемые в настоящем проекте (таб. 1), существенно превосходят не только ферритно-мартенситные, но и аустенитные стали (1).

В своё время целый ряд ванадиевых сплавов разрабатывался по программе оболочечных материалов для реакторов на быстрых нейтронах. Однако эксперименты в Англии и СССР показали полную непригодность ванадиевых сплавов при работе в натриевом теплоносителе. Всплеск интереса к ванадиевым сплавам возник вновь в связи с проблемами термоядерных реакторов, т.к. ванадиевые сплавы V-Ti-Cr являются рекордсменами среди конструкционных материалов по спаду наведённой активности (малоактивируемости), и они достаточно стойки в литиевом теплоносителе (3).

Исследованиями последних лет показана перспективность использования в установках с повышенной рабочей температурой и флюенсом нейтронов сплавов на основе ванадия. Эти сплавы являются наиболее перспективными материалами (1) в установках для ядерных и термоядерных энергетических реакторов с повышенной температурой и флюенсом нейтронов. Облучение сплавов ванадия в интервале температур 400–700°С не приводит к существенному изменению прочностных свойств и относительного удлинения. Сплавы V-Ti-Cr имеют удовлетворительную длительную прочность при температурах 750–800°С и низкое распухание ~ 0,1% при дозах > 100 с.н.а., в то время как стали ферритно-мартенситного класса разупрочняются при температуре > 600°С, а аустенитные при температурах > 650°С.

Результаты сравнительных испытаний сплавов ванадия в реакторах БОР-60 и БН-600 показали, что легирование титаном снижает степень радиационного упрочнения ванадия, причём тем больше, чем выше содержание титана в сплаве. Однако сплавы с концентрацией титана больше 25% показали склонность к высокотемпературному радиационному охрупчиванию (ВТРО). Снижение эффекта ВТРО достигается при легировании сплавов системы V–Ti хромом, при этом высокохромистые сплавы становятся склонными к низкотемпературному радиационному охрупчиванию (НТРО)1. Таким образом, сплавы ванадия могут оказаться склонными как к низкотемпературному, так и к высокотемпературному радиационному охрупчиванию, при этом к ВТРО более склонны сплавы с преимущественным и значительным (> 25–30%) легированием титаном, а к НТРО – сплавы. преимущественно легированные хромом. Оптимальным следует считать легирование ванадия титаном и хромом с суммарным количеством 10–15 масс. % и отношением содержания титан/хром = 2 / 11 (2).

Радиационное распухание ванадия и его сплавов, как показали экспериментальные данные, может изменяться в очень широких пределах (4). Ванадий высокой чистоты со стабильным структурно-фазовым состоянием подвержен интенсивному распуханию. Легирование ванадия элементами с меньшим, чем у него, размером атома, увеличивает распухание (5), а элементами, увеличивающими период решетки, уменьшают распухание. Наиболее эффективно распухание ванадия подавляет легирование титаном (5–20%). Распухание сплава V–15Ti–10Cr после облучения в реакторе БН-600 при ~ 450°С и ~ 45 с.н.а. не превысило 0,1% (4).

Низкое распухание связано, по-видимому, с механизмом формирования при нейтронном облучении в кристаллической структуре сплавов на основе ванадия ближнего порядка, т.е. наноструктурной подрешётки ловушек вакансий и междоузельных атомов. Анализ распухания сплавов на основе ванадия показывает, как и для многих других сплавов переходных металлов, корреляцию уменьшения степени радиационного повреждения с развитием метастабильности структуры. В сплавах, в которых не образуются нанодомены ближнего порядка (сплавы V–5Cr и V–5Fe), распухание очень велико. В то же время в сплавах ванадия с Ti при содержании последнего ∼ 10 % возможно образование структуры, состоящей из нанодоменов ближнего расслоения, и, по-видимому, поэтому образование пор минимально (2).

Растворимость металлов в жидкометаллических теплоносителях (Li, Na, Pb), содержащих неметаллические примеси (O, N, C) на низком (<0,001 %) уровне, возрастает в ряду V, Fe, Cr, Ni. Эта последовательность сохраняется для всех рассматриваемых теплоносителей, причём общий уровень растворимости материалов и, соответственно, коррозионная агрессивность теплоносителей возрастает в ряду – Li, Na, Pb. Следствием этого является тот факт, что в жидкометаллических теплоносителях высокой чистоты по уровню убывания коррозионной стойкости конструкционные материалы располагаются в ряду: ванадий и сплавы на его основе, хромистые нержавеющие стали, хромоникелевые аустенитные стали. Причём уровень коррозионных потерь этих материалов в чистых жидких металлах возрастает примерно в отношении 1 : 10 : 100 (6).

Высокая коррозионная стойкость сплавов ванадия в жидком литии определила целесообразность его использования в качестве материала первой стенки термоядерного реактора. В то же время весьма низкая коррозионная стойкость в жидкометаллических теплоносителях реакторной чистоты с примесями кислорода и азота не допускает использование сплавов ванадия в реакторах БН, не говоря уже о совместимости с оксидным горючим, которое используется в энергетических атомных реакторах. Чистый ванадий в натрии реакторной чистоты подвержен растворению за счёт образования легко растворимых в натрии соединений Na-O-V. Хромистые нержавеющие стали, особенно стали ферритного класса с содержанием хрома до 25%, дополнительно легированные кремнием и молибденом, по показателю коррозионной стойкости совместимы со свинцовым теплоносителем до 700°С и выше ввиду формирования на поверхности конструкционного металла защитного слоя оксидов, не взаимодействующих со свинцом. В натрии реакторной чистоты нержавеющие стали (хромистые и хромоникелевые) обладают высокой коррозионной стойкостью, причем собственно по коррозионным свойствам, хромистые стали превосходят хромоникелевые (6).

Поскольку сплавы ванадия коррозионно нестойки в натриевом теплоносителе (и в газообразном гелии) с примесями, то, чтобы реализовать преимущества сплавов ванадия по жаропрочности и радиационной стойкости, необходимо защищать их от взаимодействия с агрессивными средами.

Практика показала, что хромистые нержавеющие стали, особенно стали ферритного класса с содержанием хрома до 25 %, дополнительно легированные кремнием и молибденом, по показателю коррозионной стойкости совместимы со свинцовым теплоносителем до 700 С и выше ввиду формирования на поверхности металла защитного слоя оксидов, не взаимодействующих со свинцом. В натрии реакторной чистоты нержавеющие стали (хромистые и хромоникелевые) обладают высокой коррозионной стойкостью, причём собственно по коррозионным свойствам, хромистые стали превосходят хромоникелевые. Для работы в контакте со свинцом при повышенных температурах могут рассматриваться только хромистые стали. Наилучшую коррозионную стойкость в свинце и натрии имеет хромистая сталь типа, например, 10Х17М2СБ (ЭИ853) с добавками кремния и молибдена (6). Эти стали, в отличие от ферритно-мартенситных и аустенитных сталей, относятся к классу весьма стойких в среде бассейна выдержки. Скорость коррозии 0,001–0,005 мм/год. Упругие и теплофизические свойства ванадиевых и ферритных сплавов достаточно близки и более благоприятны, чем свойства аустенитных сталей.

Эти особенности показывают, что, с целью использования высокой прочности и пластичности сплавов V-Ti-Cr в условиях активной зоны, разумно предусмотреть способ защиты ванадиевого сплава коррозионностойким материалом, имеющим пусть даже более низкие прочностные характеристики, но обеспечивающим возможность длительного использования сплава ванадия при температурах выше 700°С.

Для защиты от отрицательного воздействия коррозионных сред в ОАО «ВНИИНМ» предложены и разработаны принципиальные основы технологии создания плакированных материалов. Их коррозионная стойкость при высокой температуре обеспечивается ферритной нержавеющей сталью, а прочностные и радиационные свойства – сплавами на основе ванадия. Изделия из сплавов ванадия предложено защищать уже на начальных стадиях производства (при ковке, горячей прокатке, прессовании). При этом сразу решаются две задачи (6).

1. Создаются возможности производства полуфабрикатов из ванадиевых сплавов без дополнительной их защиты.
2. Создаётся защитный антикоррозионный слой из нержавеющей хромистой ферритной стали.

Для реализации идеи плакирования было осуществлено последовательное совместное горячее прессование, холодная деформация и прокатка пакета из сплава ванадия V-4Ti-4Cr и коррозионностойкой ферритной нержавеющей стали. Было обнаружено, что в контактной зоне соединения сплава V-4Ti-4Cr и стали происходит образование плотной сварной зоны между сплавом ванадия и сталью, в которой отсутствуют поры, расслоения и другие дефекты (7).

Результаты механических испытаний триплекса при различных температурах с данными по сплаву V-4Ti-4Cr показали, что деформация триплекса проходит более сглаженно, без срывов. Можно полагать, что такой «спокойный» характер деформирования в процессе нагружения обеспечило покрытие из стали 12Х17, в результате чего триплекс ведёт себя как единое целое, как новый конструкционный материал.

Плакирование оболочки твэла из жаропрочных, радиационно-стойких сплавов ванадия коррозионностойкими нержавеющими хромистыми ферритными сталями решает вопрос создания оболочного материала для рабочих температур до 750–800°С, стойкого в среде жидкометаллических теплоносителей реакторов типа БН, СВБР, БРЕСТ. Тем самым в ОАО «ВНИИНМ» показана возможность осуществления технологического процесса создания нового материала на основе сплава V-Ti-Cr, плакированного с наружной и внутренней поверхности (если речь идёт об оболочке твэла) ферритной нержавеющей сталью типа Х17.

Близость значений физических свойств (коэффициента линейного расширения и теплопроводности) ванадия и ферритной стали, образование только твердых растворов в системе V-Cr-Fe позволяют прогнозировать хорошую свариваемость таких композиций.

Сварка однофазных твёрдорастворных сплавов не требует применения специальных электродов (иного химического состава), сварные соединения не нуждаются в термообработке. Свойства сварных соединений при соблюдении соответствующей культуры производства мало отличаются от свойств основного металла. Технология герметизации твэлов содержит следующие этапы.

1. Выбор металла для изготовления концевых деталей и заглушек. Состав металла должен обеспечивать получение бездефектных сварных соединений (без пор, трещин), обладающих высокой коррозионной и радиационной стойкостью.
2. Отработка технологии:
• приварки к оболочке концевой детали. Наиболее приемлемым, очевидно, является газодуговая сварка неплавящимся электродом в контролируемой атмосфере (аргона или гелия), в непрерывном или импульсном режиме;
• выполнения герметизирующего шва. Очевидно, для осуществления этой операции следует использовать газодуговую сварку неплавящимся электродом по торцу дугой, управляемой магнитным полем;
• приварки (к концевой детали и к торцевому шву) дистанционирующей проволоки.

Для выдачи рекомендаций потребуются проведение НИР с металлографическими исследованиями, прочностными, радиационными, коррозионными и др. испытаниями.

Задачей дальнейших исследований является выбор оптимального состава сплава V-Ti-Cr, отработка технологии изготовления тонкостенных плакированных оболочек и постановка их на облучение в реактор. Чрезвычайно важным моментом является то, что технология производства оболочек твэлов из данного материала принципиально не отличается от технологии производства оболочек из нержавеющей стали и циркониевых сплавов.

Заключение

Проведённый анализ исследований и разработок показывает перспективность моделирования технологии изготовления для реакторов на быстрых нейтронах нового класса материалов оболочек твэлов – трехслойных труб из сплава V-Ti-Cr, плакированного сталью типа XI7. Предлагаемый класс конструкционных материалов способен обеспечить ресурсные характеристики перспективных ядерных энергетических установок при температурах свыше 750°С, выгорании топлива до ~ 20% тяжелых атомов при дозах повреждения > ~ 180 с.н.а.

Автор: Колотушкин В.П. - д-р техн.наук, гл.науч. сотр. ОАО «ВНИИНМ» им. А.А. Бочвара

Список литературы:

1. Вотинов С.Н., Головнин И.С., Колотушкин В.П., Кисляков С.С., Карасёв Ю.В., Путилов А.В., Сараев О.М., Теплицкий В.А. Ванадиевый сплав, плакированный ферритной нержавеющей сталью,– материал оболочек твэлов реакторов на быстрых нейтронах // Атомные электрические станции России. – М., 2007. – С. 317–349
2. Вотинов С.Н., Колотушкин В.П., Никулин С.А., Турилина В.Ю. Создание радиационно-стойких сплавов на основе ванадия для оболочек твэлов реакторов на быстрых нейтронах // МиТОМ. 2009. – № 5. – С. 40–47.
3. Вотинов С.Н., Колотушкин В.П., Скиба О.В. Сплавы на основе ванадия как материал оболочек твэлов реакторов на быстрых нейтронах // Атомные электрические станции. 20 лет после аварии на Чернобыльской АЭС. – М., 2006. – С. 303–316; Вотинов С.Н., Головнин И.С., Колотушкин В.П. Проблемы разработки перспективных материалов для оболочек твэлов реакторов на быстрых нейтронах // Атомные электрические станции России. 60 лет атомной промышленности. – М., 2005. – С. 313–335.
4. Дедюрин А.И., Боровицкая И.В., Дворяшин А.М. Влияние облучения в быстром реакторе БН-600 на структуру и механические свойства сплавов ванадия // Труды IX Международного совещания «Радиационная физика твердого тела». Севастополь, 28 июня – 3 июля 1999 г. – М., 1995. – Т. 1. – С. 1212–1225.
5. Matsui H., Gelles D.S. Large swelling in V-5Fe alloy after irradiation in FFTF // ANL–1989. – P. 112.
6. Вотинов С.Н., Колотушкин В.П., Люблинский И.Е., Вертков А.В., Никулин С.А., Турилина В.Ю. Коррозионная стойкость в жидкометаллических теплоносителях ванадиевых сплавов, плакированных ферритной коррозионно-стойкой сталью // Металлы. 2009.– № 1. – С. 93-98
7. Алексеев О.А., Вотинов С.Н., Губкин И.Н., Карасев Ю.В., Колотушкин В.П., Никулин С.А., Потанина Л.В., Сергеев С.Г., Соколовский Д.В. Ванадиевый сплав, плакированный ферритной нержавеющей сталью – материал оболочек ТВЭЛов реакторов на быстрых нейтронах // Перспективные материалы. 2009. – № 4. – С. 34–42.