Článek o bórové oceli

MDT 621.039.531

MOŽNOSTI APLIKACE BOROVÝCH OCELÍ

V STÁVAJÍCÍCH A PERSPEKTIVNÍCH JADERNÝCH REAKTORECH

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

¹ Uljanovská státní univerzita

² JSC "SSC RF NIAR", Dimitrovgrad

Přijato redakcí dne 20.11.2012

Článek se zabývá otázkami použití bórových ocelí jako absorpčních materiálů pro výrobu ovládacích a ochranných prvků. Článek se zabývá ocelemi jakostí SB a SBYa, u kterých se provádí legování bórem do úrovně 2,0-2,2 % (hmotnostních). Takto vysoký obsah boru ovlivňuje jak počáteční vlastnosti oceli, tak i vývoj vlastností a mikrostruktury při ozáření. Článek se zabývá příklady provozu bórových ocelí za různých teplotních a neutronovo-fyzikálních podmínek, vlastnostmi akumulace a redistribuce transmutačního hélia, otázkami rozměrové stability, změnami plasticity, pevnosti atd.

Klíčová slova: bórové oceli, absorpční materiály, řídicí tělesa jaderných reaktorů.

Bor, stejně jako uhlík, má velmi silný vliv na vlastnosti ocelí i ve velmi malých koncentracích. Zavedení několika tisícin procenta boru do některých konstrukčních ocelí zlepšuje výsledné mechanické vlastnosti a legování borem může v některých případech sloužit jako úspěšná náhrada legování dražšími prvky.

Bor, přesněji jeho izotop ^10B , je navíc jedním z nejúčinnějších absorbérů neutronů a tato vlastnost se úspěšně využívá v jaderné energetice. Nejčastější použití boru je ve formě tablet nebo prášku karbidu boru, obvykle nasypaného do válcového obalu a tvořícího jádro absorpčního prvku (tj. prvku, který absorbuje neutrony). V závislosti na hloubce ponoření absorbérů do aktivní zóny dochází ke zvýšení nebo snížení výkonu aktivní zóny, případně k jejímu nouzovému vypnutí v případě abnormálních situací. V některých případech lze dostatečnou neutronovo-fyzikální účinnost zajistit použitím oceli s obsahem boru asi 1-2 % jako absorpčního materiálu (vyšší obsah boru činí ocel křehkou). V tomto případě lze jako jádro použít borovou ocel s pláštěm z jiného materiálu nebo bez pláště, přičemž současně plní roli konstrukčního a funkčního (neutrony absorbujícího) materiálu.

VLASTNOSTI BOROVÝCH OCELÍ POUŽÍVANÝCH V JADERNÉ ENERGETICE

V Rusku našly praktické uplatnění bórové oceli jakostí SB a SBYA; jejich chemické složení je uvedeno v tabulce 1.

Tavení bórových ocelí se provádí v indukčních pecích. V tomto případě ztráty bóru nepřesahují 5 % původního obsahu. Zpracování kováním při teplotě 1010-1150 °C je možné. Při teplotě pod 1010 °C ocel křehne a při teplotě nad 1150 °C se stává červenokřehkou [1, 2].

Struktura bórové oceli se skládá z roztoku chromu v gama fázi železa a boridové fáze (CrB, FeB), která má na metalografických řezech laťkovitý tvar [3, 4]. Při legování wolframem a molybdenem se zvyšuje tepelná odolnost oceli a boridová fáze se zjemňuje, což umožňuje použití oceli SB-2 při vyšší provozní teplotě [4].

Termofyzikální vlastnosti bórových ocelí se blíží vlastnostem nerezových ocelí. Bórové oceli mají poměrně vysokou odolnost proti korozi při práci ve vodním chladicím médiu. Poměrně nízká tažnost bórových ocelí způsobuje technologické obtíže při kování, válcování a lisování výrobků z nich. Svařování bórových nerezových ocelí za účelem získání spojů srovnatelnou pevností se svařovaným materiálem se provádí dvojitou přípravou svarových hran ve tvaru V a navařováním spoje argonovým hořákem se speciální elektrodou. Broušení má tvar hřebenu [3, 4]. Při legování wolframem a molybdenem se zvyšuje tepelná odolnost oceli a dochází k drcení boridové fáze, což umožňuje použití oceli SB-2 při vyšší provozní teplotě [4].

Tepelné vlastnosti bórových ocelí se blíží vlastnostem nerezových ocelí. Bórové oceli mají poměrně vysokou odolnost proti korozi při práci ve vodním chladicím médiu. Poměrně nízká plasticita bórových ocelí způsobuje technologické obtíže při kování, válcování a lisování výrobků z nich. Svařování bórových nerezových ocelí za účelem získání spojů srovnatelnou pevností se svařovaným materiálem se provádí dvojitou přípravou svarových hran ve tvaru V a navařováním spoje argonovým hořákem se speciální elektrodou.

Tabulka 1. Hmotnostní obsah legujících prvků v bórových ocelích

Značka	Hmotnostní obsah, %
	Fe	B.	Cr	Ni	Společnost	Al	C	Po	Z
SB-2	Warp	2,0-2,2	17-20	32-36	-	-	-	7-9	3-4
SBYa-2		1,6-2,0	19-22	15-18 let	0,02	0,4	0,05	-	-

Mechanické zpracování odlitků z bórových ocelí s obsahem bóru do 2 % se provádí pomocí fréz z běžné rychlořezné oceli.

Radiační odolnost bórových ocelí je podle údajů uvedených v práci [1] charakterizována:

• pokles viskozity z 60 na 90 % při neutronové fluenci F = ^{3,10²² cm⁻²} ;
• zvětšení lineárních rozměrů vzorků o 1-2 % při F= ^{1,10²² cm⁻²} ;
• zvýšení pevnosti v tahu o 50-100

% při F = ^{3,10²⁻² cm⁻²} ;

• zvýšení meze kluzu o více než 200 % při F = ^{3,10²² cm⁻²} .

Z prezentovaných dat vyplývá, že je vhodné vyrábět prvky regulačních orgánů z odlitých bórových ocelí s následným mechanickým zpracováním. Použití těchto dílů jako nosných je nežádoucí a jejich instalace na nosné prvky by měla zohledňovat možnost bobtnání a změn geometrie během provozu v reaktoru.

POUŽITÍ BOROVÉ OCELI V PROVOZU REAKTORŮ

V jaderném inženýrství se používají vložky z bórové oceli, které mají šestihranný nebo prstencový průřez. Šestihranné vložky se používají v reaktorech VWER-440. Vložky ve tvaru prstencových pouzder našly uplatnění zejména v regulačních tělesech reaktorů RBMK-1000, VK-50, VWER-2 jaderné elektrárny Rheinsberg.

Výrobky z bórové oceli SBYa-2 byly zkoumány po provozu jako součást přídavných absorbérových (AA) tyčí v Leningradské jaderné elektrárně (RBMK-1000) po dobu 826 efektivních dnů při teplotě vody 270 °C, tlaku 7,4 MPa a maximální neutronové fluenci 2,1 x ^{10²⁻¹ cm⁻²} . Na některých průchodkách byly pozorovány trhliny; jejich průměr se zvětšil o 4,9 %. U průchodek, které zůstaly neporušené, se průměr zvětšil až o 1,1 %. Trhliny a poruchy průchodek byly zaznamenány po ozáření po dobu 608 efektivních dnů. Podíl průchodek s trhlinami činil více než 5 % z celkového počtu zkoumaných. Hlavními příčinami praskání průchodek jsou snížení plasticity kovové matrice při ozáření a akumulace helia vzniklého n-reakcí na izotopu ^10B . Kromě toho je během výroby pouzder nevyhnutelná tvorba dutin, vměstků a dalších nehomogenit, které se po ozáření stávají koncentrátory napětí a způsobují destrukci. Napětí v pouzdrech vzniká jak vnějšími vlivy (tlak chladicí kapaliny, pohyb výrobků), tak i nerovnoměrným vyhořením izotopů ¹⁰ B v průřezu vzorků.

Práce [5,6] prezentují data o studiu šestihranných pouzder vyrobených z bórové oceli SBYa-2, které byly provozovány v reaktoru VVER-2 jaderné elektrárny Rheinsberg po dobu sedmi kalendářních let až do maximální fluence tepelných neutronů 3,14 × ^{10²² cm⁻²} . Trhliny, změny tvaru a oděry nebyly přítomny. Objemové zvětšení materiálu dosáhlo 1,7 %, což způsobilo zvětšení rozměru klíče o přibližně 0,16 mm. Po žíhání při teplotě 800 °C po dobu 1-3 hodin bylo objemové zvětšení materiálu 4,3-4,7 %.

Z šestihranné plochy byly vyříznuty vzorky o rozměrech 6x6x50 mm. V některých případech došlo k explozivní destrukci vzorků v důsledku křehkosti materiálu a přítomnosti vysokých napětí v něm. Pevnostní charakteristiky oceli se zvýšily téměř zdvojnásobeně. Při zkoušce vyříznutých vzorků na ohyb se mez pevnosti v tahu zvýšila z 630-860 MPa pro neozářený materiál na 1100-1500 MPa po ozáření reaktorem. Plastická deformace se odpovídajícím způsobem snížila z 0,153 - 0,293 mm na nulu. Mikrotvrdost matrice se zvýšila o 60 % (z 1560 na 2300-2500 MPa).

Po ozáření byly v mikrostruktuře oceli nalezeny dutiny vyplněné heliem. Dutiny se nacházely převážně kolem boridů. Rozložení dutin v průřezu vzorků bylo nerovnoměrné. Vyhoření izotopu ^10B bylo měřeno napříč 6 mm silnou stěnou průchodky (obr. 1). Vyhoření bylo 45-60 % na vnější straně průchodky, 37-46 % na vnitřní straně a 24-33 % ve střední oblasti. Vyšší vyhoření izotopu ^10B na vnitřním povrchu průchodek ve srovnání s centrálními vrstvami materiálu je způsobeno efektem "pasti", který vzniká zpomalováním neutronů ve vodě vyplňující vnitřní dutinu průchodek.

Obr. 1. Závislost vyhoření izotopu ¹⁰ B na tloušťce stěny ocelové průchodky SBYa-2 po ozáření v reaktoru VVER-2 jaderné elektrárny Rheinsberg po dobu 7 let na neutronový fluence 3,14 × ^{10²² cm⁻²}

Obr. 2. Závislost změny průměru (1) a hustoty (2) ocelových průchodek SB-2 na neutronovém fluenci (E>0,8 MeV) při teplotě ozáření 400-820 ^° C

Ocelové průchodky SB-2M byly používány v řídicích blocích jaderné elektrárny Bilibino po dobu 1523 efektivních dnů při teplotě 500-600 ^° C do maximální neutronové fluence 2,4 x ^{10²⁻¹ cm⁻²} . Maximální zvětšení průměru průchodky (39 x 3 mm) bylo 1,9 %. Zvětšení průměru průchodek s trhlinami překročilo 2,0 %. V důsledku systematických měření byla stanovena závislost zvětšení lineárních rozměrů (průměru) na neutronové fluenci:

kde F je neutronová fluence, ^cm⁻² .

Účinnost AR tyče, která byla během provozu po dobu 921 efektivních dnů neustále v aktivní zóně reaktoru, se ve srovnání s počáteční hodnotou snížila o 20 %.

Studie zahrnovala průchodky z bórové oceli SB-2 ozářené v řídicích blocích reaktoru AST-1. Životnost výrobků byla 469 efektivních dnů při výkonu reaktoru 5 MW. Ozařování bylo prováděno na vzduchu při teplotě průchodek 400-820 ^° C do maximální fluence rychlých (E > 0,8 MeV) a tepelných (E < 0,5 eV) neutronů 2,16 x ^10²⁻¹ a 0,84 x ^{10²⁻¹ cm⁻²} . Po reaktorových zkouškách měly průchodky lesklý povrch; nebyla zjištěna žádná viditelná koroze ani mechanické poškození.

V důsledku ozáření se zvyšující se neutronovou fluencí se průměr pouzder zvětšoval a zároveň se snižovala hustota materiálu (obr. 2). Maximální pokles hustoty a zvětšení průměru oceli SB-2 při neutronové fluenci ^{2,10²² cm⁻²} (E> 0,8 MeV) byl 2,02 %, respektive 0,75 %.

Metalografické studie neprokázaly žádné znatelné rozdíly ve struktuře bórové oceli po reaktorových testech (obr. 3). Se zvyšující se neutronovou fluencí se materiál zpevnil. Při neutronové fluenci ^{10²⁻² cm⁻²} (E > 0,8 MeV) byla mikrotvrdost H 3200 MPa a H při 2· ^{10²⁻² cm⁻²} (E > 0,8 MeV) = 4000 MPa.

Obr. 3. Struktura bórové oceli SB-2

Obr. 4. Relativní změna mechanických vlastností boronových ocelí v závislosti na obsahu

Obr. 5. Změna mechanických vlastností bórové oceli s hmotnostním obsahem bóru 1 % v závislosti na neutronovém fluenci [7]: mez pevnosti (1); tvrdost (2); prodloužení (3)

Podobné výsledky jsou uvedeny v [3, 4]. Byla studována bórová ocel s širokým rozsahem obsahu boru: 0,3-3,0 %. U austenitických bórových nerezových ocelí s obsahem ^10B od 0,5 do 1,0 %, ozářených neutronovou fluencí 1 × ^{10²² cm⁻²} , se rozměry zvětšily o 1-2 % a při 35% vyhoření izotopu ^10B se rozměry změnily o 2,3 a 4,2 %.

% v uvedeném pořadí. V důsledku ozáření řady

bórových ocelí při teplotách 530-660 a 750-870 ^° C se změnila jejich struktura, objem a mechanické vlastnosti.

Výsledky změny mechanických vlastností bórových ocelí v závislosti na jejich obsahu boru jsou uvedeny (obr. 4.) [7]. Se zvýšením obsahu boru z 0,25 na 1 % se tvrdost HR zvýšila 2,8krát, mez pevnosti _{v tahu} σv o 1,4krát.

krát, plasticita se snížila více než 2krát a odolnost vůči rázovému zatížení 4krát.

Je ukázáno, že se zvýšením neutronové fluence v raných fázích ozařování je pozorován prudký nárůst meze pevnosti. U slitiny s obsahem boru 1 % se pevnost zvyšuje o 50 % při neutronové fluenci 5 × 10²⁻¹ cm⁻² (obr. 5). V tomto případě plasticita klesá téměř na nulu. Následné ozáření je doprovázeno poklesem pevnosti materiálu a při neutronové fluenci 1 × 10²⁻¹ cm⁻² se stává dvojnásobně menší než počáteční hodnoty. Během ozařování se také měnila tvrdost materiálu, která se při neutronové fluenci 1 × 10²⁻¹ cm⁻² zvýšila téměř dvojnásobně. Další ozařování nebylo doprovázeno zvýšením tvrdosti [7].

Jak je patrné z výše uvedených dat, tato akumulace je poměrně významná a způsobuje jak zpevnění, tak radiační zvětšení výrobků. Bubliny helia při dostatečně vysokých fluencích jsou detekovány na hranicích boridů a ozařování při středních a vysokých teplotách (400 ^° C a výše) vede k jejich tvorbě daleko od částic fází obsahujících bor. Nerovnoměrnost vyhoření ¹⁰ B po průřezu výrobků vede k nerovnoměrnému zvětšení a vzniku významného gradientu mechanického napětí. Spolu se snížením plasticity způsobeným radiačním zpevněním to usnadňuje vznik trhlin. Zároveň detekované účinky významně závisí na parametrech ozařování, jako je teplota ozařování, neutronové spektrum, akumulovaná fluence, a zároveň je lze vyrovnat změnou konstrukce absorpčních prvků. Například mechanické napětí, které vzniká při zvětšení silnostěnné průchodky, lze snížit jejím nahrazením několika tenkostěnnými průchodkami vloženými do sebe atd.

Zároveň je při mírných fluencích možné použít oceli obsahující bor při poměrně vysokých teplotách řádově 500-700 ^° C. To nám umožňuje hovořit o nich jako o kandidátských materiálech především pro reaktorové bloky s tlakovou vodou, které jsou v současné době vyvíjeny. Obzvláště zajímavé může být použití takových absorpčních materiálů v reaktorech typu KLT-40 a podobných, které jsou vyvíjeny pro plovoucí jaderné elektrárny, kde poměrně nízká energetická náročnost aktivní zóny a nízká provozní teplota umožňují předpokládat dlouhou životnost.

DISKUSE

Vysoký obsah boru potřebný k zajištění neutronové účinnosti je příčinou hlavního neutrony indukovaného jevu akumulace a redistribuce transmutačního hélia.

ZÁVĚR

• Vliv neutronového ozáření na mikrostrukturu a mechanické vlastnosti ocelí obsahujících bor se projevuje "tradičním" zpevňováním, poklesem plasticity a křehkostí spojeným s tvorbou radiačních defektů, jakož i akumulací a difuzní redistribucí transmutačního helia vzniklého během reakce ¹⁰ B (n, alfa).
• Hromadění hélia, kromě ovlivňování mechanických vlastností, je příčinou radiačního bobtnání, které vede ke změnám tvaru součástí, a v důsledku toho k významným gradientům napětí v silnostěnných konstrukcích. Do určité míry se růst bublin helia a s ním spojené bobtnání snižuje s poklesem teploty pod 350-300 ^° C.
• Použití takových absorpčních materiálů v reaktorech typu KLT-40 a podobných, vyvinutých pro plovoucí jaderné elektrárny, kde relativně nízká energetická náročnost aktivní zóny a nízká provozní teplota umožňují předpokládat dlouhou životnost, může být slibné.

Práce byla provedena s podporou Ministerstva školství a vědy v rámci Federálního cíleného programu "Vědecký a vědecko-pedagogický personál inovativního Ruska" na období 2009-2013 a státního úkolu na období 2012-2014.

SEZNAM LITERATURY

• Jemeljanov I.Ja., Efanov A.I., Konstantinov L.V. Vědecké a technické základy řízení jaderných reaktorů. Moskva, Energoizdat, 1981, 360 s.
• Prus LB, Byron ES, Thompson JF. Jaderné vědy a inženýrství, 1958. V.4.R.415.
• Emelyanov I.Ya., Grebennikov R.V., Sergeev B.S. a kol. Vliv wolframu a molybdenu na radiační odolnost slitiny bor-chrom-železo-nikl. Sborník z konference RVHP "Jaderná energetika, palivové cykly, radiační materiálová věda", Moskva, nakladatelství RVHP, 1971, s. 495-505
• Kotelnikov Yu.G., Ponomarenko V.B., Černyšov V.M. a kol. Současný stav problematiky absorpčních materiálů pro jaderné reaktory různého určení. Sborník z třetí interdisciplinární konference o materiálové vědě reaktorů. Dimitrovgrad, 1994. Sv.1. S. 12-25.
• Kuzněcov S.A., Ponomarenko V.B., Melamed V.E. a kol. Radiační odolnost absorpčních materiálů pro řídicí orgány systému řízení a ochrany jaderných reaktorů jaderných elektráren // Sborník zpráv z Mezinárodní konference o radiační materiálové vědě. Charkov: KhPTI, 1990. Sv. 3, s. 189-198.
• Murgatroyd RA, Kelly BT Technologie a hodnocení materiálů absorbujících neutrony. J. Atomicenergyreview. 1977. sv.15. č. 1. S. 3-74.
• Zpráva o hlavních výzkumných pracích provedených v roce 2000. Dimitrovgrad: Státní vědecké centrum Ruské federace Výzkumného ústavu atomových reaktorů, 2001. S. 43-44.
• Khudyakov A.A., Ostrovsky Z.E., Risovany V.D. a kol. Stav slitiny SBYa po 31 letech provozu v reaktoru VK-50 // Atomic Energy. 2002. Sv. 92. Číslo 2. S. 114-118.