Стаття про бористу сталь

УДК 621.039.531

МОЖЛИВОСТІ ЗАСТОСУВАННЯ БОРИСТИХ СТАЛІВ

У ІСНУЮЧИХ І ПЕРСПЕКТИВНИХ ЯДЕРНИХ РЕАКТОРАХ

© 2012 Д. В. Козлов ¹ , В.Д. Рисований ²

¹ Ульянівський державний університет

² ВАТ «ГНЦ РФ НДІАР», м. Димитровград

Надійшла до редакції 20.11.2012

У статті розглядаються питання застосування бористих сталей як поглинаючі матеріали для виготовлення органів управління та захисту. Розглядаються сталі марок СБ і СБЯ, у яких здійснено легування бором до рівня 2,0-2,2 % (мас.). Такий високий вміст бору впливає як на вихідні властивості сталі, так і на еволюцію властивостей і мікроструктури під опроміненням. Розглядаються приклади експлуатації бористих сталей у різних температурних та нейтронно-фізичних умовах, особливості накопичення та перерозподілу трансмутаційного гелію, питання розмірної стабільності, зміни пластичності, міцності тощо.

Ключові слова: бористі сталі, поглинаючі матеріали, органи регулювання ядерних реакторів.

Бор подібно до вуглецю дуже впливає на властивості сталей навіть у дуже малих концентраціях. Введення кількох тисячних відсотків бору в деякі конструкційні сталі покращує підсумкові механічні властивості і легування бором може в деяких випадках служити вдалою заміною легування дорожчими елементами.

Крім того бор, а точніше його ізотоп ¹⁰ B є одним з найбільш ефективних поглиначів нейтронів і ця властивість з успіхом застосовується в атомній енергетиці. Найбільш поширене використання бору у вигляді таблеток або порошку карбіду бору, що засипається, як правило, в циліндричну оболонку і утворює осердя пела (тобто елемента, що поглинає нейтрони). Залежно від глибини занурення пелів в активну зону відбувається збільшення або зменшення потужності активної зони, або навіть її екстрена зупинка у разі виникнення нештатних ситуацій. У ряді випадків достатню нейтронно-фізичну ефективність може забезпечити застосування як поглинаючий матеріал сталі, з вмістом бору близько 1-2% (вищий вміст бору робить сталь крихкою). При цьому бориста сталь може застосовуватися як осердя, з очохлівкою з будь-якого іншого матеріалу, так і без очохлівки, виконуючи одночасно роль конструкційного та функціонального (поглинаючого нейтрони) матеріалу.

ВЛАСТИВОСТІ БОРИСТИХ СТАЛІВ, ЩО ВИКОРИСТОВУЮТЬСЯ В ЯДЕРНІЙ ЕНЕРГЕТИЦІ

У Росії її практичне застосування знайшли бористі сталі марок СБ і СБЯ, хімічний склад яких наведено в табл. 1.

Плавку бористих сталей проводять у індукційних печах. У цьому втрати бору вбирається у 5% від початкового змісту. Можливе оброблення за допомогою кування при температурі 1010-1150 °С. При температурі нижче 1010 ° С сталь стає крихкою, а при температурі вище 1150 ° С - червоноломкою [1, 2].

Структура бористої сталі складається з розчину хрому в гамма-фазі заліза і з боридної фази (CrB, FeB), яка на металографічних шліфах має рейкову форму [3, 4]. При легуванні вольфрамом і молібденом підвищується жаростійкість сталі і подрібнюється [4].

Теплофізичні властивості бористих сталей близькі до властивостей нержавіючої сталі. Бористі сталі мають досить високу корозійну стійкість під час роботи у водному теплоносії. Досить низька пластичність бористих сталей зумовлює технологічні труднощі при куванні, прокатуванні та пресуванні виробів з них. Зварювання бористих нержавіючих сталей з отриманням швів, еквівалентних по міцності матеріалу, що зварюється, виробляють при подвійній V-подібній обробці зварюваних кромок і наплавлення шва аргонодуговим пальником зі спеціальним електродом.шліфах має рейкову форму [3, 4]. сталі та подрібнюється боридна фаза, що дозволяє використовувати сталь СБ-2 за більш високої температури експлуатації [4].

Теплофізичні властивості бористих сталей близькі до властивостей нержавіючої сталі. Бористі сталі мають досить високу корозійну стійкість під час роботи у водному теплоносії. Досить низька пластичність бористих сталей зумовлює технологічні труднощі при куванні, прокатуванні та пресуванні виробів з них. Зварювання бористих нержавіючих сталей з отриманням швів, еквівалентних по міцності матеріалу, що зварюється, виробляють при подвійній V-подібній обробці зварюваних кромок і наплавлення шва аргонодуговим пальником зі спеціальним електродом.

Таблиця 1. Масовий вміст легуючих елементів у бористих сталях

Марка	Масовий зміст, %
	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	-	-

Механічну обробку литих заготовок з бористих сталей з масовим вмістом бору до 2% виконують різцями зі звичайної швидкорізальної сталі.

Радіаційна стійкість бористих сталей згідно з даними, наведеними в роботі [1], характеризується:

• зменшенням в'язкості від 60 до 90 % при флюєнсі нейтронів F = 3.10 ²⁰ см ^-2 ;
• збільшенням лінійних розмірів зразків на 1-2% при F = 1.10 ²⁰ см ^-2 ;
• збільшенням межі міцності на 50-100

% при F = 3.10 ²⁰ см ^-2 ;

• збільшенням межі плинності більш ніж на 200% при F = 3.10 ²⁰ см ^-2 .

Наведені дані показують, що елементи органів регулювання з бористих сталей доцільно виконувати литими з подальшою механічною обробкою. Використання цих деталей як несучі небажано, а монтаж їх на несучих елементах повинен враховувати можливість розпухання та зміни геометрії в процесі роботи в реакторі.

ЗАСТОСУВАННЯ БОРИСТІЙ СТАЛИ В ДІЙСНИХ РЕАКТОРАХ

У ядерній техніці використовують вкладиші з бористої сталі, що мають у перерізі форму шестигранника або кільця. Шестигранні вкладиші використовують у реакторах ВВЕР-440. Вкладиші у вигляді кільцевих втулок знайшли застосування, зокрема в органах регулювання реакторів РБМК-1000, ВК-50, ВВЕР-2 АЕС «Райнсберг».

Вироби з бористої сталі СБЯ-2 досліджували після експлуатації у складі стрижнів додаткового поглинача (ДП) на Ленінградській АЕС (РБМК-1000 ⁾ протягом 826 ^еф . На деяких втулках спостерігалися тріщини, збільшення їхнього діаметра склало 4,9 %. Втулки, що зберегли цілісність, мали збільшення діаметра до 11%. Тріщини та руйнування втулок відзначалися вже після опромінення протягом 608 ефф. добу. При цьому частка втулок із тріщинами становила понад 5% від загальної кількості обстежених. Основні причини розтріскування втулок - зниження пластичності металевої матриці під опроміненням і накопичення гелію, що утворюється по n-реакції на ізотопі ¹⁰ В. Крім того, в процесі виготовлення втулок неминуче утворення раковин, включень, інших неоднорідностей, які при опроміненні стають концентраторами напруг. Напруги у втулках виникають як від зовнішнього впливу (тиск теплоносія, переміщення виробів), так і від нерівномірного вигоряння ізотопів ¹⁰ по перерізу зразків.

У роботах[5,6] наведено дані щодо дослідження шестигранних втулок із бористої сталі СБЯ-2, які експлуатувалися в реакторі ВВЕР-2 АЕС «Райнсберг» протягом семи календарних років до максимального флюєнсу теплових нейтронів 3,14.10 ²¹ см ^-2. Тріщини, зміни форми та потертості були відсутні. Об'ємне набрякання матеріалу досягало 1,7%, що викликало збільшення розміру під ключ близько 0,16 мм. Після відпалу при температурі 800 ºC протягом 1-3 годин об'ємне набрякання матеріалу склало 4,3-4,7 %.

З грані шестигранника вирізали зразки розміром 6x6x50 мм. У ряді випадків відбувалося вибухоподібне руйнування зразків, зумовлене крихкістю матеріалу та наявністю в ньому високої напруги. Майже удвічі збільшилися характеристики міцності сталі. При випробуванні вирізаних зразків на вигин межа міцності зросла від 630-860 МПа у неопроміненого матеріалу до 1100-1500 МПа після реакторного опромінення. Пластичний прогин зменшився відповідно від 0,153 - 0,293 мм до нуля. Мікротвердість матриці збільшилася на 60% (від 1560 до 2300-2500 МПа).

Після опромінення в мікроструктурі стали виявлені порожнини, заповнені гелієм. Порожнини переважно розташовувалися навколо боридів. Розподіл порожнин за перерізом зразків нерівномірний. Було виміряно вигоряння ізотопу ¹⁰ по товщині стінки втулки, що дорівнює 6 мм (рис. 1). З зовнішнього боку втулки вигоряння становило 45-60%, із внутрішньої 37-46%, у центральній області 24-33%. Більш високе вигоряння ізотопу ¹⁰ на внутрішній поверхні втулок в порівнянні з центральними шарами матеріалу пов'язане з «пастковим» ефектом в результаті уповільнення нейтронів у воді, що заповнює внутрішню порожнину втулок.

Мал. 1. Залежність вигоряння ізотопу ¹⁰ від товщини стінки втулки зі сталі СБЯ-2 після опромінення в реакторі ВВЕР-2 АЕС "Райнсберг" протягом 7 років до флюенсу нейтронів 3,14 · 10 ²¹ см ^-2

Мал. 2. Залежність зміни діаметра (1) і щільності (2) втулок із сталі СБ-2 від флюенсу нейтронів (E>0,8 МеВ) при температурі опромінення 400-820 ^o C

Втулки зі сталі СБ-2М експлуатувалися в органах регулювання Білібінської АЕС протягом 1523 ефф. сут при температурі 500-600 ^o C до максимального флюенсу нейтронів 2,4 10 ²¹ см ^-2 . Максимальне збільшення діаметра втулок (39x3 мм) становило 1,9%. Збільшення діаметра втулок із тріщинами перевищувало 2,0 %. В результаті проведення систематичних вимірювань було визначено залежність збільшення лінійних розмірів (діаметра) від флюєнсу нейтронів:

де F - флюєнс нейтронів, см ^-2 .

Ефективність стрижня АР, в процесі експлуатації реактора, що постійно знаходився в активній зоні, протягом 921 ефф. сут, зменшилася на 20% проти вихідної.

Досліджували втулки з бористої сталі СБ-2, що опромінювалися в органах регулювання реактора АСТ-1. Тривалість експлуатації виробів склала 469 ефф.сут при потужності реактора 5 МВт. Опромінення проводили в повітряному середовищі при температурі втулок 400-820 ^o C до максимального флюенсу швидких (Е > 0,8 МеВ) теплових (Е < 0,5эВ) нейтронів 2,16 10 ²¹ і 0,84 10 ²¹ см ^-2 відповідно. Після реакторних випробувань втулки мали блискучу поверхню, видимих корозійних та механічних пошкоджень не виявлено.

В результаті опромінення зі зростанням флюенсу нейтронів відбувалося збільшення діаметра втулок з одночасним зменшенням густини матеріалу (рис. 2). Максимальне зменшення щільності та збільшення діаметра сталі СБ-2 при флюенсі нейтронів 2.10 ²¹ см ^-2 (E>0,8 МеВ) склало 2,02 та 0,75% відповідно.

Внаслідок металографічних досліджень помітних відмінностей у структурі бористої сталі після реакторних випробувань не виявлено (рис. 3). Зі збільшенням флюєнсу нейтронів відбувалося зміцнення матеріалу. При флюенс нейтронів 10 ²¹ см ^-2 (Е > 0,8 МеВ) мікротвердість H склала 3200 МПа, а H при 2.10 ²¹ см ^-2 (Е> 0,8 МеВ) = 4000 МПа.

Мал. 3. Структура бористої сталі СБ-2

Мал. 4. Відносна зміна механічних характеристик бористих сталей від змісту

Мал. 5. Зміна механічних характеристик бористої сталі з масовим вмістом бору 1 % від флюєнсу нейтронів [7]: рідінь міцності (1); твердість (2); подовження (3)

Аналогічні результати наведено у роботах [3, 4]. Досліджували бористу сталь із широким діапазоном вмісту бору: 0,3-3,0 %. У бористих нержавіючих сталей аустенітного класу з вмістом ¹⁰ від 0,5 до 1,0 %, опромінених до флюенсу нейтронів 1·10 ²⁰ см ^-2 , збільшилися розміри на 1-2 %, а при 35 %-ному вигорянні ізотопу ¹⁰ В розміри змінилися на 2,2

% відповідно. Внаслідок опромінення ряду

бористих сталей при температурі 530660 і 750-870 ^o C їх структура, об'єм і механічні властивості змінилися.

Наведено результати зміни механічних властивостей бористих сталей залежно від вмісту в них бору (рис. 4.) [7]. При збільшенні вмісту бору від 0,25 до 1% твердість HR збільшилася в 2,8 рази, межа міцності  _у 1,4

рази, пластичність знизилася більш ніж 2, а стійкість до ударних навантажень a 4 разу.

Показано, що зі збільшенням флюєнсу нейтронів на ранніх етапах опромінення спостерігається різке збільшення межі міцності. Для сплаву із вмістом бору 1% міцність зростає на 50% при флюєнсі нейтронів 5 1020 см-2 (рис.5.). У цьому пластичність знижується майже нуля. Наступне опромінення супроводжується зниженням міцності матеріалу, і при флюенсі нейтронів 1 · 1021 см-2 вона стає вдвічі меншою від вихідних значень. У процесі опромінення також змінилася твердість матеріалу, яка при флюєнсі нейтронів 11021 см-2 збільшилася майже в 2 рази. Подальше опромінення не супроводжувалося збільшенням твердості [7].

Як очевидно з наведених вище даних накопичення це дуже суттєво, і є причиною як зміцнення, і радіаційного розпухання виробів. Бульбашки гелію при досить високих флюенсах виявляються на межах боридів, а опромінення при середніх і високих температурах (400 ⁰ С і вище) призводять до їх утворення і далеко від часток фаз, що містять бор. Нерівномірність вигоряння ¹⁰ по перерізу виробів призводить до нерівномірного розпухання і виникнення істотного градієнта механічних напруг. Разом зі зниженням пластичності, яке викликане радіаційним зміцненням, це полегшує виникнення тріщин. Разом з тим, виявлені ефекти істотно залежать від параметрів опромінення, таких як температура опромінення, спектр нейтронного поки що, набраний флюенс, і в той же час можуть бути нівельовані зміною конструктиву поглинаючих елементів. Наприклад, механічні напруги, що виникають при розпуханні товстостінної втулки, можуть бути зменшені заміною її на кілька тонкостінних втулок, вкладених одна в іншу і т.п.

Разом з тим при помірних флюенсах можлива експлуатація сталей, що містять бор, і при досить високих температурах порядку 500-700 ⁰ С. Це дозволяє говорити про них як кандидатні матеріали в першу чергу для реакторних установок з водою під тиском, що розробляються в даний час. Особливо цікавим може бути використання таких поглинаючих матеріалів у реакторах типу КЛТ-40 і йому подібних, що розробляються для плавучих АЕС, де порівняно низька енергонапруженість активної зони та невисока температура експлуатації дозволяють припустити тривалий термін служби.

ОБГОВОРЕННЯ

Високий вміст бору, необхідне забезпечення нейтронно-фізичної ефективності, є причиною основного, викликаного нейтронним опроміненням явища, накопичення і перерозподілу трансмутаційного гелію.

ВИСНОВОК

• Вплив нейтронного опромінення на мікроструктуру і механічні властивості борсодержащих сталей проявляється в «традиційному» зміцненні, зниженні пластичності і крихкості, пов'язаному з утворенням радіаційних дефектів, а так само в накопиченні і дифузійному перерозподілі трансмутаційного гелію, що утворюється в ході ^10- а.
• Нагромаджується гелій, крім впливу на механічні властивості, є причиною радіаційного розпухання, що призводить до формозмін деталей, і, як наслідок, суттєвим градієнтам напруги в товстостінних конструкціях. До певної міри зростання гелієвих бульбашок і пов'язане з цим розпухання зменшується зі зниженням температури нижче 350-300 ^С.
• Перспективним може бути використання таких поглинаючих матеріалів в реакторах типу КЛТ-40 і подібних до нього, що розробляються для плавучих АЕС, де порівняно низька енергонапруженість активної зони і невисока температура експлуатації дозволяють припустити тривалий термін служби.

Робота виконана за підтримки Мінобрнауки в рамках ФЦП «Наукові та науково-педагогічні кадри інноваційної Росії» на 2009 - 2013 роки та державного завдання на 2012-2014 роки.

СПИСОК ЛІТЕРАТУРИ

• Ємельянов І.Я., Єфанов А.І., Костянтинов Л.В. Науково-технічні засади управління ядерними реакторами. М., Видавництво, 1981, 360 с.
• Prus LB, Byron ES, Thompson JF Nucl. Sci. Eng., 1958. V.4.Р.415.
• Ємельянов І.Я., Гребенніков Р.В., Сергєєв Б.С. та ін. Вплив вольфраму та молібдену на радіаційну стійкість бористого хроможелезонікелевого сплаву. Праці конференції РЕВ "Атомна енергетика, паливні цикли, радіаційне матеріалознавство" М.М. Вид-во РЕВ, 1971 р. С.495-505
• Котельников Ю.Г., Пономаренко В.Б., Чернишов В.М. та ін. Сучасний стан проблем поглинаючих матеріалів для ядерних реакторів різного призначення. Праці третьої міжгалузевої конференції з реакторного матеріалознавства. Димитровград, 1994. Т.1. С.12-25.
• Кузнєцов С.А., Пономаренко В.Б., Меламед В.Є. та ін. Радіаційна стійкість поглинаючих матеріалів для регулюючих органів системи управління та захисту ядерних реакторів АЕС // Зб. Міжнародної конференції з радіаційного матеріалознавства. Харків: ХФТІ, 1990. Т.3.С.189-198.
• Murgatroyd RA, Kelly BT Technology and Assessment of neutron absorbing materials. J. Atomicenergyreview. 1977. v.15. №1. P.3-74.
• Звіт про основні дослідження, виконані в 2000 році. Димитровград: ДНЦ РФ НДІАР, 2001. С.43-44.
• Худяков А.А., Островський З.Є., Мальований В.Д., та ін. Стан сплаву СБЯ після 31 року експлуатації реакторі ВК-50 // Атомна енергія. 2002. Т.92. Вип.2. С.114-118.