Статья о бористой стали

УДК 621.039.531

ВОЗМОЖНОСТИ ПРИМЕНЕНИЯ БОРИСТЫХ СТАЛЕЙ

В СУЩЕСТВУЮЩИХ И ПЕРСПЕКТИВНЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ

© 2012 Д. В. Козлов¹, В.Д. Рисованый²

¹ Ульяновский государственный университет

² ОАО «ГНЦ РФ НИИАР», г. Димитровград

Поступила в редакцию 20.11.2012

В статье рассматриваются вопросы применения бористых сталей в качестве поглощающих материалов для изготовления органов управления и защиты. Рассматриваются стали марок СБ и СБЯ, в которых осуществлено легирование бором вплоть до уровня 2,0-2,2 %(масс.). Такое высокое содержание бора влияет, как на исходные свойства стали, так и на эволюцию свойств и микроструктуры под облучением. Рассматриваются примеры эксплуатации бористых сталей в различных температурных и нейтронно-физических условиях, особенности накопления и перераспределения трансмутационного гелия, вопросы размерной стабильности, изменения пластичности, прочности и т.п.

Ключевые слова: бористые стали, поглощающие материалы, органы регулирования ядерных реакторов.

Бор подобно углероду оказывает весьма сильное влияние на свойства сталей даже в весьма малых концентрациях. Введение нескольких тысячных процентов бора в некоторые конструкционные стали улучшает итоговые механические свойства и легирование бором может в некоторых случаях служить удачной заменой легирования более дорогими элементами.

Кроме того бор, а точнее его изотоп ¹⁰ B , является одним из наиболее эффективных поглотителей нейтронов и это свойство с успехом применяется в атомной энергетике. Наиболее распространено использование бора в виде таблеток или порошка карбида бора, засыпаемого, как правило, в цилиндрическую оболочку и образующего сердечник пэла (т.е. элемента, поглощающего нейтроны). В зависимости от глубины погружения пэлов в активную зону происходит увеличение или уменьшение мощности активной зоны, либо даже ее экстренная остановка, в случае возникновения нештатных ситуаций. В ряде случаев достаточную нейтронно-физическую эффективность может обеспечить применение в качестве поглощающего материала стали, с содержанием бора около 1-2% (более высокое содержание бора делает сталь хрупкой). При этом бористая сталь может применяться как сердечник, с очехловкой из какого либо другого материала, так и без очехловки, выполняя одновременно роль конструкционного и функционального (поглощающего нейтроны) материала.

СВОЙСТВА БОРИСТЫХ СТАЛЕЙ, ПРИМЕНЯЕМЫХ В ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ

В России практическое применение нашли бористые стали марок СБ и СБЯ, химический состав которых приведен в табл. 1.

Плавку бористых сталей проводят в индукционных печах. При этом потери бора не превышают 5% от начального содержания. Возможна обработка посредством ковки при температуре 1010-1150 °С. При температуре ниже 1010 °С сталь становится хрупкой, а при температуре выше 1150 °С - красноломкой [1, 2].

Структура бористой стали состоит из раствора хрома в гамма-фазе железа и из боридной фазы (CrB , FeB ), которая на металлографических шлифах имеет реечную форму [3, 4].При легировании вольфрамом и молибденом повышается жаростойкость стали и измельчается боридная фаза, что позволяет использовать сталь СБ-2 при более высокой температуре эксплуатации [4].

Теплофизические свойства бористых сталей близки к свойствам нержавеющих сталей. Бористые стали имеют достаточно высокую коррозионную стойкость при работе в водном теплоносителе. Довольно низкая пластичность бористых сталей обуславливает технологические трудности при ковке, прокатке и прессовании изделий из них. Сварку бористых нержавеющих сталей с получением швов, эквивалентных по прочности свариваемому материалу, производят при двойной V-образной разделке свариваемых кромок и наплавлении шва аргонодуговой горелкой со специальным электродом.шлифах имеет реечную форму [3, 4].При легировании вольфрамом и молибденом повышается жаростойкость стали и измельчается боридная фаза, что позволяет использовать сталь СБ-2 при более высокой температуре эксплуатации [4].

Теплофизические свойства бористых сталей близки к свойствам нержавеющих сталей. Бористые стали имеют достаточно высокую коррозионную стойкость при работе в водном теплоносителе. Довольно низкая пластичность бористых сталей обуславливает технологические трудности при ковке, прокатке и прессовании изделий из них. Сварку бористых нержавеющих сталей с получением швов, эквивалентных по прочности свариваемому материалу, производят при двойной V-образной разделке свариваемых кромок и наплавлении шва аргонодуговой горелкой со специальным электродом.

Таблица 1. Массовое содержание легирующих элементов в бористых сталях

Марка	Массовое содержание, %
	Fe	B	Cr	Ni	Co	Al	C	Mo	W
СБ-2	Основа	2,0-2,2	17-20	32-36	-	-	-	7-9	3-4
СБЯ-2		1,6-2,0	19-22	15-18	0,02	0,4	0,05	-	-

Механическую обработку литых заготовок из бористых сталей с массовым содержанием бора до 2 % выполняют резцами из обычной быстрорежущей стали.

Радиационная стойкость бористых сталей согласно данным, приведенным в работе [1], характеризуется:

• уменьшением вязкости от 60 до 90 % при флюенсе нейтронов F = 3.10²⁰ см^-2;
• увеличением линейных размеров образцов на 1-2 % при F= 1.10²⁰ см^-2;
• увеличением предела прочности на 50-100

% при F = 3.10²⁰ см^-2;

• увеличением предела текучести более чем на 200 % при F = 3.10²⁰ см^-2.

Приведенные данные показывают, что элементы органов регулирования из бористых сталей целесообразно выполнять литыми с последующей механической обработкой. Использование этих деталей в качестве несущих нежелательно, а монтаж их на несущих элементах должен учитывать возможность распухания и изменения геометрии в процессе работы в реакторе.

ПРИМЕНЕНИЕ БОРИСТОЙ СТАЛИ В ДЕЙСТВУЮЩИХ РЕАКТОРАХ

В ядерной технике используют вкладыши из бористой стали, имеющие в сечении форму шестигранника или кольца. Шестигранные вкладыши используют в реакторах ВВЭР-440. Вкладыши в виде кольцевых втулок нашли применение, в частности, в органах регулирования реакторов РБМК-1000, ВК-50, ВВЭР-2 АЭС «Райнсберг».

Изделия из бористой стали СБЯ-2 исследовали после эксплуатации в составе стержней дополнительного поглотителя (ДП) на Ленинградской АЭС (РБМК-1000) в течение 826 эфф.сут при температуре воды 270 °C, давлении 7,4 МПа до максимального флюенса нейтронов 2,1·10²¹ см^-2. На некоторых втулках наблюдались трещины, увеличение их диаметра составило 4,9 %. Втулки, сохранившие целостность, имели увеличение диаметра до 1,1 %. Трещины и разрушения втулок отмечались уже после облучения в течение 608 эфф. сут. При этом доля втулок с трещинами составляла более 5 % от общего количества обследованных. Основные причины растрескивания втулок - снижение пластичности металлической матрицы под облучением и накопление гелия, образующегося по n,-реакции на изотопе ¹⁰ В. Кроме того, в процессе изготовления втулок неизбежно образование раковин, включений, других неоднородностей, которые при облучении становятся концентраторами напряжений и вызывают разрушение. Напряжения во втулках возникают как от внешнего воздействия (давление теплоносителя, перемещение изделий), так и от неравномерного выгорания изотопов ¹⁰ В по сечению образцов.

В работах[5,6] приведены данные по исследованию шестигранных втулок из бористой стали СБЯ-2, которые эксплуатировались в реакторе ВВЭР-2 АЭС «Райнсберг» в течение семи календарных лет до максимального флюенса тепловых нейтронов 3,14.10²¹ см^-2. Трещины, изменения формы и потертости отсутствовали. Объемное распухание материала достигало 1,7 %, что вызвало увеличение размера под ключ около 0,16 мм. После отжига при температуре 800 єC в течение 1-3 ч объемное распухание материала составило 4,3-4,7 %.

Из грани шестигранника вырезали образцы размером 6x6x50 мм. В ряде случаев происходило взрывоподобное разрушение образцов, обусловленное хрупкостью материала и наличием в нем высоких напряжений. Почти в два раза увеличились прочностные характеристики стали. При испытании вырезанных образцов на изгиб предел прочности возрос от 630-860 МПа у необлученного материала до 1100-1500 МПа после реакторного облучения. Пластический прогиб уменьшился соответственно от 0,153 - 0,293 мм до нуля. Микротвердость матрицы увеличилась на 60 % (от 1560 до 2300 2500 МПа).

После облучения в микроструктуре стали были обнаружены полости, заполненные гелием. Полости преимущественно располагались вокруг боридов. Распределение полостей по сечению образцов неравномерно. Было измерено выгорание изотопа ¹⁰ В по толщине стенки втулки, равной 6 мм (рис. 1). С внешней стороны втулки выгорание составило 45-60 %, с внутренней 37-46 %, в центральной области 24-33 %. Более высокое выгорание изотопа ¹⁰ В на внутренней поверхности втулок по сравнению с центральными слоями материала связано с «ловушечным» эффектом в результате замедления нейтронов в воде, заполняющей внутреннюю полость втулок.

Рис. 1. Зависимость выгорания изотопа ¹⁰ В от толщины стенки втулки из стали СБЯ-2 после облучения в реакторе ВВЭР-2 АЭС "Райнсберг" в течение 7 лет до флюенса нейтронов 3,14 · 10²¹ см^-2

Рис. 2. Зависимость изменения диаметра (1) и плотности (2) втулок из стали СБ-2 от флюенса нейтронов (E>0,8 МэВ) при температуре облучения 400-820 ^o C

Втулки из стали СБ-2М эксплуатировались в органах регулирования Билибинской АЭС в течение 1523 эфф. сут при температуре 500-600 ^o C до максимального флюенса нейтронов 2,4·10²¹ см^-2. Максимальное увеличение диаметра втулок (39x3 мм) составило 1,9 %. Увеличение диаметра втулок с трещинами превышало 2,0 %. В результате проведения систематических измерений была определена зависимость увеличения линейных размеров (диаметра) от флюенса нейтронов:

где F - флюенс нейтронов, см^-2.

Эффективность стержня АР, в процессе эксплуатации постоянно находившегося в активной зоне реактора в течение 921 эфф. сут, уменьшилась на 20 % по сравнению с исходной.

Исследовали втулки из бористой стали СБ-2, облучавшиеся в органах регулирования реактора АСТ-1. Продолжительность эксплуатации изделий составила 469 эфф.сут при мощности реактора 5 МВт. Облучение проводили в воздушной среде при температуре втулок 400-820 ^o C до максимального флюенса быстрых (Е > 0,8 МэВ) тепловых (Е < 0,5эВ) нейтронов 2,16·10²¹ и 0,84·10²¹ см^-2 соответственно. После реакторных испытаний втулки имели блестящую поверхность, видимых коррозионных и механических повреждений не обнаружено.

В результате облучения с ростом флюенса нейтронов происходило увеличение диаметра втулок с одновременным уменьшением плотности материала (рис. 2). Максимальное уменьшение плотности и увеличение диаметра стали СБ-2 при флюенсе нейтронов 2.10²¹ см^-2 (E>0,8 МэВ) составило 2,02 и 0,75% соответственно.

В результате металлографических исследований заметных различий в структуре бористой стали после реакторных испытаний не выявлено (рис. 3). С увеличением флюенса нейтронов происходило упрочнение материала. При флюенсе нейтронов 10²¹ см^-2 (Е > 0,8 МэВ) микротвердость H составила 3200 МПа, а H при 2.10²¹ см^-2 (Е>0,8 МэВ) =4000 МПа.

Рис. 3. Структура бористой стали СБ-2

Рис. 4. Относительное изменение механических характеристик бористых сталей от содержания

Рис. 5. Изменение механических характеристик бористой стали с массовым содержанием бора 1 % от флюенса нейтронов [7]: редел прочности (1); твердость (2); удлинение (3)

Аналогичные результаты приведены в работах [3, 4]. Исследовали бористую сталь с широким диапазоном содержания бора: 0,3-3,0 %. У бористых нержавеющих сталей аустенитного класса с содержанием ¹⁰ В от 0,5 до 1,0 %, облученных до флюенса нейтронов 1·10²⁰ см^-2, увеличились размеры на 1-2 %, а при 35 %-ном выгорании изотопа ¹⁰ В размеры изменились на 2,3 и 4,2

% соответственно. В результате облучения ряда

бористых сталей при температуре 530 660 и 750-870 ^o C их структура, объем и механические свойства изменились.

Приведены результаты по изменению механических свойств бористых сталей в зависимости от содержания в них бора (рис. 4.) [7]. При увеличении содержания бора от 0,25 до 1 % твердость HR увеличилась в 2,8 раза, предел прочности _в в 1,4

раза, пластичность снизилась более чем в 2, а стойкость к ударным нагрузкам a в 4 раза.

Показано, что с увеличением флюенса нейтронов на ранних этапах облучения наблюдается резкое увеличение предела прочности. Для сплава с содержанием бора 1 % прочность возрастает на 50 % при флюенсе нейтронов 5·1020 см-2 (рис.5.). При этом пластичность снижается практически до нуля. Последующее облучение сопровождается снижением прочности материала, и при флюенсе нейтронов 1·1021 см-2 она становится в два раза меньше исходных значений. В процессе облучения также изменилась твердость материала, которая при флюенсе нейтронов 1·1021 см-2 увеличилась почти в 2 раза. Дальнейшее облучение не сопровождалось увеличением твердости [7].

Как видно из приведенных выше данных накопление это весьма существенно, и служит причиной как упрочнения, так и радиационного распухания изделий. Пузырьки гелия при достаточно высоких флюенсах обнаруживаются на границах боридов, а облучение при средних и высоких температурах (400⁰ С и выше) приводят к их образованию и вдали от частиц борсодержащих фаз. Неравномерность выгорания ¹⁰ В по сечению изделий приводит к неравномерному распуханию и возникновению существенного градиента механических напряжений. Вместе со снижение пластичности, которое вызвано радиационным упрочнением, это облегчает возникновение трещин. Вместе с тем, обнаруженные эффекты существенно зависят от параметров облучения, таких как температура облучения, спектр нейтронного пока, набранный флюенс, и в тоже время могут быть нивелированы изменением конструктива поглощающих элементов. Например, механические напряжения, возникающие при распухании толстостенной втулки могут быть уменьшены заменой ее на несколько тонкостенных втулок, вложенных одна в другую и т.п.

Вместе с тем при умеренных флюенсах возможна эксплуатация борсодержащих сталей и при достаточно высоких температурах порядка 500-700 ⁰ С. Это позволяет говорить о них как о кандидатных материалах в первую очередь для реакторных установок с водой под давлением, разрабатываемых в настоящее время. Особенно интересным может быть использование таких поглощаю щих материалов в реакторах типа КЛТ-40 и ему подобных, разрабатываемых для плавучих АЭС, где сравнительно низкая энерго-напряженность активной зоны и невысокая температура эксплуатации позволяют предположить длительный срок службы.

ОБСУЖДЕНИЕ

Высокое содержание бора, необходимое для обеспечения нейтронно-физической эффективности, является причиной основного, вызванного нейтронным облучением явления, накопления и перераспределения трансмутационного гелия.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

• Влияние нейтронного облучения на микроструктуру и механические свойства борсодержащих сталей проявляется в «традиционном» упрочнении, снижении пластичности и охрупчивании, связанном с образованием радиационных дефектов, а так же в накоплении и диффузионном перераспределении трансмутационного гелия образующегося в ходе протекающей с участием ¹⁰ В (n, альфа)-реакции.
• Накапливающийся гелий, кроме влияния на механические свойства, является причиной радиационного распухания, приводящего к формоизменениям деталей, и, как следствие, существенным градиентам напряжений в толстостенных конструкциях. До некоторой степени рост гелиевых пузырей и связанное с этим распухание уменьшается с понижением температуры ниже 350-300 ^О С.
• Перспективным может быть использование таких поглощающих материалов в реакторах типа КЛТ-40 и ему подобных, разрабатываемых для плавучих АЭС, где сравнительно низкая энергонапряженность акт ивной зоны и невысокая температура эксплуатации позволяют предположить длительный срок службы.

Работа выполнена при поддержке Минобрнауки в рамках ФЦП «Научные и научно-педагогические кадры инновационной России» на 2009 - 2013 годы и государственного задания на 2012-2014 гг.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

• Емельянов И.Я., Ефанов А.И., Константинов Л.В. Научно-технические основы управления ядерными реакторами. М., Энергоиздат, 1981, 360 с.
• Prus L.B., Byron E.S., Thompson J.F. Nucl. Sci. Eng., 1958. V.4.Р.415.
• Емельянов И.Я., Гребенников Р.В., Сергеев Б.С. и др. Влияние вольфрама и молибдена на радиационную стойкость бористогохроможелезоникелевого сплава. Труды конференции СЭВ "Атомная энергетика, топливные циклы, радиационное материаловедение" М. Изд-во СЭВ, 1971 г. С.495-505
• Котельников Ю.Г., Пономаренко В.Б., Чернышов В.М. и др. Современное состояние проблем поглощающих материалов для ядерных реакторов различного назначения. Труды третьей межотраслевой конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 1994. Т.1. С.12-25.
• Кузнецов С.А., Пономаренко В.Б., Меламед В.Е. и др. Радиационная стойкость поглощающих материалов для регулирующих органов системы управления и защиты ядерных реакторов АЭС // Сб.докл. Международной конференции по радиационному материаловедению. Харьков: ХФТИ, 1990. Т.3.С.189-198.
• Murgatroyd R.A., Kelly B.T. Technology and assessment of neutron absorbing materials. J. Atomicenergyreview. 1977. v.15. №1. P.3-74.
• Отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2000 году. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2001. С.43-44.
• Худяков А.А., Островский З.Е., Рисованый В.Д., и др. Состояние сплава СБЯ после 31 года эксплуатации в реакторе ВК-50 // Атомная энергия. 2002. Т.92. Вып.2. С.114-118.