Статия за борова стомана

УДК 621.039.531

ВЪЗМОЖНОСТИ ЗА ПРИЛОЖЕНИЕ НА БОРНИ СТОМАНИ

В СЪЩЕСТВУВАЩИ И ПЕРСПЕКТИВНИ ЯДРЕНИ РЕАКТОРИ

© 2012 D. V. Kozlov ¹ , V. D. Risovany ²

¹ Уляновски държавен университет

² АД "КНЦ РФ НИИАР", Димитровград

Получено от редактора на 20.11.2012 г.

Статията разглежда въпросите на приложението на борови стомани като абсорбиращи материали за производство на контролни и защитни елементи. Разглеждат се стомани от марки SB и SBYa, в които се извършва легиране с бор до ниво от 2,0-2,2% (мас.). Такова високо съдържание на бор влияе както върху началните свойства на стоманата, така и върху еволюцията на свойствата и микроструктурата при облъчване. Разглеждат се примери за работа на борови стомани при различни температурни и неутронно-физични условия, особености на натрупването и преразпределението на трансмутационния хелий, въпроси на размерната стабилност, промените в пластичността, якостта и др.

Ключови думи: борни стомани, абсорбиращи материали, контролни органи на ядрени реактори.

Борът, подобно на въглерода, има много силно влияние върху свойствата на стоманите дори в много малки концентрации. Въвеждането на няколко хилядни от процента бор в някои конструкционни стомани подобрява получените механични свойства, а легирането с бор в някои случаи може да служи като успешен заместител на легирането с по-скъпи елементи.

Освен това, борът, или по-точно неговият изотоп ¹⁰ B, е един от най-ефективните неутронни абсорбатори и това свойство се използва успешно в ядрената енергетика. Най-честото приложение на бора е под формата на таблетки или прах от боров карбид, обикновено изсипани в цилиндрична обвивка и образуващи ядрото на абсорбиращия елемент (т.е. елемента, който абсорбира неутроните). В зависимост от дълбочината на потапяне на абсорбаторите в активната зона, се наблюдава увеличаване или намаляване на мощността на активната зона или дори аварийно изключване при анормални ситуации. В някои случаи достатъчна неутронно-физична ефективност може да се осигури чрез използване на стомана със съдържание на бор около 1-2% като абсорбиращ материал (по-високото съдържание на бор прави стоманата крехка). В този случай борната стомана може да се използва като ядро, с корпус от друг материал или без корпус, като едновременно изпълнява ролята на структурен и функционален (абсорбиращ неутрони) материал.

СВОЙСТВА НА БОРОВИТЕ СТОМАНИ, ИЗПОЛЗВАНИ В ЯДРЕНАТА ЕНЕРГЕТИКА

В Русия борните стомани от марките SB и SBYA са намерили практическо приложение; техният химичен състав е даден в Таблица 1.

Топенето на борови стомани се извършва в индукционни пещи. В този случай загубите на бор не надвишават 5% от първоначалното съдържание. Възможна е обработка чрез коване при температура 1010-1150 °C. При температура под 1010 °C стоманата става крехка, а при температура над 1150 °C - червено-крехка [1, 2].

Структурата на борната стомана се състои от разтвор на хром в гама фазата на желязото и боридна фаза (CrB, FeB), която има решетъчна форма на металографските срезове [3, 4]. При легиране с волфрам и молибден, топлоустойчивостта на стоманата се увеличава и боридната фаза се рафинира, което позволява използването на стомана SB-2 при по-висока работна температура [4].

Термофизичните свойства на борните стомани са близки до тези на неръждаемите стомани. Борните стомани имат сравнително висока корозионна устойчивост при работа във водна охлаждаща течност. Доста ниската пластичност на борните стомани причинява технологични трудности при коване, валцуване и пресоване на продукти от тях. Заваряването на борни неръждаеми стомани за получаване на шевове, еквивалентни по якост на заварения материал, се извършва с двойна V-образна подготовка на заварените ръбове и напластяване на шева с аргоно-дъгова горелка със специален електрод. Шлайфането има рейкаста форма [3, 4]. При легиране с волфрам и молибден, топлоустойчивостта на стоманата се увеличава и боридната фаза се раздробява, което позволява използването на стомана SB-2 при по-висока работна температура [4].

Термичните свойства на борните стомани са близки до тези на неръждаемите стомани. Борните стомани имат сравнително висока корозионна устойчивост при работа във водна охлаждаща течност. Доста ниската пластичност на борните стомани причинява технологични трудности при коване, валцоване и пресоване на изделия от тях. Заваряването на борни неръждаеми стомани за получаване на шевове, еквивалентни по якост на заварения материал, се извършва с двойна V-образна подготовка на заварените ръбове и напластяване на шева с аргоно-дъгова горелка със специален електрод.

Таблица 1. Масово съдържание на легиращи елементи в борни стомани

Марка	Масово съдържание, %
	Fe	Б	Кр	Ни	Ко	Ал	C	Мо	З
СБ-2	Варп	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	-	-

Механичната обработка на отлети заготовки, изработени от борови стомани със съдържание на бор до 2%, се извършва с помощта на фрези, изработени от обикновена бързорежеща стомана.

Радиационната устойчивост на борните стомани, съгласно данните, дадени в работа [1], се характеризира с:

• намаление на вискозитета от 60 до 90% при неутронен флуенс F = ^{3.10²² cm⁻²} ;
• увеличение на линейните размери на пробите с 1-2% при F= ^{1.10²² cm⁻²} ;
• увеличаване на якостта на опън с 50-100

% при F = ^{3.10²⁻² cm⁻²} ;

• увеличение на границата на провлачване с повече от 200% при F = ^{3.10²² cm⁻²} .

Представените данни показват, че е препоръчително елементите на контролните органи да се изработват от отливани борови стомани с последваща механична обработка. Използването на тези части като носещи е нежелателно и монтажът им върху носещи елементи трябва да отчита възможността за подуване и промени в геометрията по време на работа в реактора.

ПРИЛОЖЕНИЕ НА БОРОВА СТОМАНА В РАБОТЕЩИ РЕАКТОРИ

В ядрената техника се използват вложки от борна стомана, които имат шестоъгълно или пръстеновидно напречно сечение. Шестоъгълните вложки се използват в реакторите ВВЕР-440. Вложки под формата на пръстеновидни втулки са намерили приложение, по-специално, в контролните тела на реакторите РБМК-1000, ВК-50, ВВЕР-2 на АЕЦ Райнсберг.

Изделията от борна стомана SBYa-2 бяха изследвани след експлоатация като част от допълнителните абсорбционни (AA) пръти в Ленинградската АЕЦ (РБМК-1000) в продължение на 826 ефективни дни при температура на водата 270 °C, налягане 7,4 MPa до максимален неутронен флуенс от 2,1 x ^{10²⁻¹ cm⁻²} . По някои втулки са наблюдавани пукнатини; диаметърът им се е увеличил с 4,9%. Втулките, които са останали непокътнати, са имали увеличение на диаметъра до 1,1%. Пукнатини и повреди на втулките са наблюдавани след облъчване в продължение на 608 ефективни дни. Делът на втулките с пукнатини е бил повече от 5% от общия брой изследвани. Основните причини за напукване на втулките са намаляване на пластичността на металната матрица при облъчване и натрупване на хелий, образуван от n-реакцията върху изотопа ^10B . Освен това, по време на производството на втулки е неизбежно образуването на кухини, включвания и други нееднородности, които при облъчване се превръщат в концентратори на напрежение и причиняват разрушаване. Напреженията във втулките възникват както от външни влияния (налягане на охлаждащата течност, движение на продуктите), така и от неравномерно изгаряне на ¹⁰ B изотопи по напречното сечение на пробите.

В трудовете [5,6] са представени данни за изследване на шестоъгълни втулки, изработени от борова стомана SBYa-2, които са били експлоатирани в реактор ВВЕР-2 на АЕЦ Райнсберг в продължение на седем календарни години до максималния флуенс на топлинни неутрони от 3.14.10²⁻¹ ^{cm⁻² .} Липсваха пукнатини, промени във формата и ожулвания. Обемното набъбване на материала достигна 1,7%, което доведе до увеличение на размера на гаечния ключ с около 0,16 mm. След отгряване при температура 800°C за 1-3 часа, обемното набъбване на материала беше 4,3-4,7%.

От шестоъгълната повърхност бяха изрязани проби с размери 6x6x50 мм. В някои случаи е настъпило експлозивно разрушаване на пробите поради крехкостта на материала и наличието на високи напрежения в него. Якостните характеристики на стоманата се увеличиха почти два пъти. При изпитване на изрязаните проби на огъване, максималната якост се увеличи от 630-860 MPa за необлъчен материал до 1100-1500 MPa след облъчване в реактор. Пластичното отклонение съответно намаля от 0,153 - 0,293 мм до нула. Микротвърдостта на матрицата се увеличи с 60% (от 1560 на 2300-2500 MPa).

След облъчване в микроструктурата на стоманата бяха открити кухини, запълнени с хелий. Кухините бяха разположени предимно около боридите. Разпределението на кухините по напречното сечение на пробите беше неравномерно. Изгарянето на изотопа ^10B беше измерено по стената на втулката с дебелина 6 mm (фиг. 1). Изгарянето беше 45-60% от външната страна на втулката, 37-46% от вътрешната страна и 24-33% в централната област. По-високото изгаряне на изотопа ^10B върху вътрешната повърхност на втулките в сравнение с централните слоеве на материала се дължи на ефекта на "капан", произтичащ от забавянето на неутроните във водата, запълваща вътрешната кухина на втулките.

Фиг. 1. Зависимост на изгарянето на изотопа ¹⁰ B от дебелината на стената на стоманената втулка SBYa-2 след облъчване в реактор ВВЕР-2 на АЕЦ Райнсберг в продължение на 7 години до неутронен флуенс от 3,14 × ^{10²⁻¹ cm⁻²}

Фиг. 2. Зависимост на промяната в диаметъра (1) и плътността (2) на стоманени втулки SB-2 от неутронния флуенс (E>0.8 MeV) при температура на облъчване 400-820 ^o C

Стоманените втулки СБ-2М са използвани в управляващите блокове на Билибинската АЕЦ в продължение на 1523 ефективни дни при температура 500-600 ^° C до максимален неутронен флуенс от 2,4 x ^{10²⁻¹ cm⁻²} . Максималното увеличение на диаметъра на втулката (39 x 3 mm) е 1,9%. Увеличението на диаметъра на втулки с пукнатини надхвърля 2,0%. В резултат на систематични измервания е определена зависимостта на увеличението на линейните размери (диаметъра) от неутронния флуенс:

където F е неутронният флуенс, ^cm⁻² .

Ефективността на пръта AR, който е бил постоянно в активната зона на реактора по време на работа в продължение на 921 ефективни дни, е намаляла с 20% в сравнение с първоначалната стойност.

Изследването включваше втулки от борна стомана SB-2, облъчени в управляващите блокове на реактор AST-1. Срокът на експлоатация на продуктите беше 469 ефективни дни при мощност на реактора 5 MW. Облъчването беше извършено във въздух при температура на втулката 400-820 ^oC до максимален флуенс на бързи (E > 0.8 MeV) топлинни (E < 0.5 eV) неутрони съответно 2.16 x ^10²⁻¹ и 0.84 x ^{10²⁻¹ cm⁻²} . След реакторните изпитвания втулките имаха лъскава повърхност; не беше открита видима корозия или механични повреди.

В резултат на облъчване с нарастващ неутронен флуенс, диаметърът на втулките се е увеличил с едновременно намаляване на плътността на материала (фиг. 2). Максималното намаление на плътността и увеличение на диаметъра на стомана SB-2 при неутронен флуенс ^{2.10²⁻¹ cm⁻²} (E> 0.8 MeV) е било съответно 2.02 и 0.75%.

В резултат на металографски изследвания не са открити забележими разлики в структурата на борната стомана след реакторни тестове (фиг. 3). С увеличаване на неутронния флуенс, материалът става по-здрав. При неутронен флуенс от ^{10²⁻¹ cm⁻²} (E > 0.8 MeV), микротвърдостта на H е 3200 MPa, а на H при ^{2.10²⁻¹ cm⁻²} (E > 0.8 MeV) = 4000 MPa.

Фиг. 3. Структура на борова стомана SB-2

Фиг. 4. Относителна промяна в механичните характеристики на борните стомани в зависимост от съдържанието

Фиг. 5. Промяна в механичните характеристики на борна стомана с масово съдържание на бор 1% от неутронния флуенс [7]: граница на якост (1); твърдост (2); удължение (3)

Подобни резултати са дадени в [3, 4]. Изследвана е борова стомана с широк диапазон на съдържание на бор: 0,3-3,0%. При аустенитни борови неръждаеми стомани със съдържание на ^10B от 0,5 до 1,0%, облъчени с неутронен флуенс 1 × ^{10²⁻² cm⁻²} , размерите се увеличават с 1-2%, а при 35% изгаряне на изотопа ^10B , размерите се променят с 2,3 и 4,2.

% съответно. В резултат на облъчването на редица

борни стомани при температури от 530-660 и 750-870 ^o C, тяхната структура, обем и механични свойства се променят.

Резултатите от промяната в механичните свойства на борните стомани в зависимост от съдържанието им на бор са представени (фиг. 4.) [7]. С увеличаване на съдържанието на бор от 0,25 до 1%, твърдостта HR се е увеличила 2,8 пъти, а граничната якост σ _- с 1,4.

пъти, пластичността е намаляла с повече от 2, а устойчивостта на ударни натоварвания с 4 пъти.

Показано е, че с увеличаване на неутронния флуенс в ранните етапи на облъчване се наблюдава рязко увеличение на граничната якост. За сплав със съдържание на бор 1%, якостта се увеличава с 50% при неутронен флуенс от 5 × 10²⁻¹ cm⁻² (фиг. 5). В този случай пластичността намалява почти до нула. Последващото облъчване е съпроводено с намаляване на якостта на материала, като при неутронен флуенс от 1 × 10²⁻¹ cm⁻² тя става два пъти по-малка от началните стойности. По време на облъчването се променя и твърдостта на материала, която при неутронен флуенс от 1 × 10²⁻¹ cm⁻² се увеличава почти 2 пъти. По-нататъшното облъчване не е съпроводено с увеличаване на твърдостта [7].

Както може да се види от горните данни, това натрупване е доста значително и причинява както укрепване, така и радиационно подуване на продуктите. Хелиеви мехурчета при достатъчно високи флуенси се откриват по границите на боридите, а облъчването при средни и високи температури (400 ^° C и по-високи) води до образуването им далеч от частиците на борсъдържащите фази. Неравномерността на изгаряне на ¹⁰ B по сечението на продуктите води до неравномерно подуване и поява на значителен градиент на механични напрежения. Заедно с намаляването на пластичността, причинено от радиационното втвърдяване, това улеснява появата на пукнатини. В същото време, откритите ефекти зависят значително от параметрите на облъчване, като температура на облъчване, неутронен спектър, натрупан флуенс, и същевременно могат да бъдат нивелирани чрез промяна на конструкцията на абсорбиращите елементи. Например, механичните напрежения, които възникват при подуване на дебелостенна втулка, могат да бъдат намалени чрез замяната ѝ с няколко тънкостенни втулки, вложени една в друга и др.

Същевременно, при умерени флуенси, е възможно да се използват борсъдържащи стомани при сравнително високи температури от порядъка на 500-700 ^° C. Това ни позволява да говорим за тях като кандидат-материали предимно за реакторни блокове с вода под налягане, които се разработват в момента. Особен интерес може да представлява използването на такива абсорбиращи материали в реактори от типа KLT-40 и подобни, които се разработват за плаващи АЕЦ, където сравнително ниската енергийна интензивност на активната зона и ниската работна температура ни позволяват да предположим дълъг експлоатационен живот.

ДИСКУСИЯ

Високото съдържание на бор, необходимо за осигуряване на неутронна ефективност, е причина за основното неутронно-индуцирано явление на натрупване и преразпределение на трансмутационен хелий.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

• Влиянието на неутронното облъчване върху микроструктурата и механичните свойства на борсъдържащите стомани се проявява в "традиционно" укрепване, намаляване на пластичността и крехкостта, свързани с образуването на радиационни дефекти, както и в натрупването и дифузионното преразпределение на трансмутационния хелий, образуван по време на реакцията ¹⁰ B (n, алфа).
• Натрупването на хелий, освен че влияе върху механичните свойства, е причина за радиационно подуване, водещо до промени във формата на частите и, като следствие, значителни градиенти на напрежението в дебелостенните конструкции. До известна степен растежът на хелиеви мехурчета и свързаното с него подуване намалява с понижаване на температурата под 350-300 ^° C.
• Използването на такива абсорбиращи материали в реактори от типа KLT-40 и подобни, разработени за плаващи атомни електроцентрали, където относително ниската енергийна интензивност на активната зона и ниската работна температура позволяват да се предположи дълъг експлоатационен живот, може да бъде обещаващо.

Работата е извършена с подкрепата на Министерството на образованието и науката в рамките на Федералната целева програма "Научни и научно-педагогически кадри на иновативна Русия" за 2009-2013 г. и държавната задача за 2012-2014 г.

СПИСЪК С ЛИТЕРАТУРА

• Емелянов И.Я., Ефанов А.И., Константинов Л.В. Научно-технически основи на управлението на ядрен реактор. Москва, Энергоиздат, 1981, 360 с.
• Прус Л.Б., Байрън Е.С., Томпсън Дж.Ф. Ядрени науки и инженерство, 1958. V.4.R.415.
• Емелянов И.Я., Гребенников Р.В., Сергеев Б.С. и др. Влияние на волфрам и молибден върху радиационната устойчивост на бор-хром-желязо-никелова сплав. Сборник с доклади от конференцията на СИВ "Ядрена енергетика, горивни цикли, радиационно материалознание", Москва, издателство на СИВ, 1971 г., стр. 495-505
• Котеликов Ю.Г., Пономаренко В.Б., Чернишов В.М. и др. Съвременно състояние на проблемите на абсорбиращите материали за ядрени реактори с различно предназначение. Сборник с доклади от третата интердисциплинарна конференция по реакторно материалознание. Димитровград, 1994. Том 1. Стр. 12-25.
• Кузнецов С.А., Пономаренко В.Б., Меламед В.Е. и др. Радиационна устойчивост на абсорбиращи материали за контролни органи на системата за управление и защита на ядрени реактори на АЕЦ // Сборник с доклади от Международната конференция по радиационно материалознание. Харков: ХПТИ, 1990. Том 3, стр. 189-198.
• Murgatroyd RA, Kelly BT Технология и оценка на неутроноабсорбиращи материали. J. Atomicenergyreview. 1977. v.15. No. 1. P.3-74.
• Доклад за основните изследователски работи, извършени през 2000 г. Димитровград: Държавен научен център на Руската федерация, Научноизследователски институт по атомни реактори, 2001. С.43-44.
• Худяков А.А., Островски З.Е., Рисованы В.Д. и др. Състояние на сплавта SBYa след 31 години експлоатация в реактор ВК-50 // Атомна енергия. 2002. Том 92. Брой 2. Стр. 114-118.