Баланс прочности и безопасности
От углеродистой стали до вольфрама: материалы атомной эпохи
Центр аналитических исследований и разработок частного учреждения «Наука и инновации» провел масштабный анализ [1] предшествующего опыта и современных тенденций в разработке и применении конструкционных материалов для реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных реакторов. В этой статье мы знакомим читателей с ключевыми направлениями отчета, сосредоточившись на основных вызовах, стоящих перед материаловедами, и перспективных направлениях исследований в области создания новых материалов, устойчивых к экстремальным условиям эксплуатации.
Игорь Коновалов
Советник Центра аналитических исследований и разработок частного учреждения «Наука и инновации» (госкорпорация «Росатом»):
— В той или иной мере вопросы конструкционных материалов для ядерных реакторов затрагивались в предыдущих отчетах ЦАИР, посвященных уранплутониевому и толерантному топливу, топливу АСММ и исследовательских реакторов. Данный отчет в каком-то смысле стал продолжением этой серии. При подготовке отчета использовались как собственные материалы и наработки в этой области, так и материалы ведущих отечественных специалистов и зарубежные источники.
В нашей стране быстрые реакторы успешно работают уже долгое время, и может показаться, что все материалы для них давно созданы,однако нет предела совершенству. Для уже действующих быстрых реакторов с натриевым теплоносителем требуется повышение их технико-экономических характеристик, чему могут способствовать новые конструкционные материалы. Также актуальной задачей является выбор материалов для инновационных быстрых реакторов с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем.
Развитие атомной энергетики и термоядерных технологий невозможно без совершенствования конструкционных материалов, способных выдерживать экстремальные условия эксплуатации. Реакторы на быстрых нейтронах как ключевой элемент замкнутого ядерного топливного цикла и термоядерные реакторы, очевидно, будут определять будущее энергетики. Однако развитие технологий в данной области напрямую зависит от уровня инженерных решений и разработок новых материалов, обладающих требуемыми прочностными характеристиками, устойчивостью к радиационным воздействиям, коррозионной стойкостью.
В реакторах на быстрых нейтронах сталь подвергается интенсивному радиационному воздействию, что приводит к изменениям ее микроструктуры, охрупчиванию и снижению пластичности. В термоядерных установках материалы испытывают влияние высокоэнергетической плазмы, мощных потоков нейтронов и экстремальных температурных градиентов. Таким образом, обеспечение долговечности и эффективности конструкционных материалов является одной из главных задач ученых и инженеров.
Радиационное поведение сталей
Разработка и использование сталей в условиях интенсивного радиационного облучения представляет собой сложную научно-инженерную задачу. В ядерных энергетических установках, особенно в реакторах на быстрых нейтронах, конструкционные материалы подвергаются длительному воздействию высокоэнергетических нейтронов, что приводит к изменению их микроструктуры, механических и физико-химических свойств. Это, в свою очередь, значительно влияет на долговечность и безопасность эксплуатации таких материалов.
К оболочечным сталям, используемым для твэлов в реакторах на быстрых нейтронах, предъявляются строгие требования, поскольку они выполняют ключевую функцию защиты ядерного топлива, предотвращая его контакт с теплоносителем и окружающей средой. Эти материалы должны обладать высокой радиационной стойкостью, то есть демонстрировать минимальное распухание и устойчивость к радиационному охрупчиванию. Им необходимо сохранять прочность, обеспечивая целостность оболочки твэла при механических нагрузках и температурах не только при нормальных условиях работы, но и при перегревах в аварийных условиях. Также важна их совместимость с теплоносителями и топливом, чтобы исключить риск коррозионных процессов.
Современное радиационное материаловедение развивается в направлении глубокого изучения механизмов радиационного воздействия на металлы и сплавы. Особое внимание уделяется изучению радиационных повреждений, подразделяющихся на первичные повреждения и вторичные изменения.
Первичные повреждения возникают в результате столкновения нейтронов с атомами. Это приводит к смещению атомов с их положений в кристаллической решетке и их локальному «перемешиванию», а также к формированию так называемых пар Френкеля — сочетания пустого места в решетке (вакансии) и выбитого атома, осевшего в другом месте. Эти микроскопические нарушения становятся основой для дальнейших изменений свойств материалов. Дополнительно нейтронное облучение провоцирует ядерные превращения, при которых из элементов, входящих в состав стали, образуются новые изотопы, некоторые из которых при последующем радиоактивном распаде выделяют гелий и водород.
Легирование — один из ключевых методов управления свойствами конструкционных материалов, применяемых в промышленности. Добавление различных элементов в состав стали позволяет изменять ее структуру на микроскопическом уровне, добиваясь обеспечения макроскопических характеристик, таких как прочность, коррозионная стойкость, термостойкость и радиационная устойчивость.
Помимо прочего, важно учитывать взаимодействие элементов между собой и с основным металлом, чтобы получившийся сплав соответствовал жестким требованиям эксплуатации. В реакторных условиях материалы подвергаются сложным воздействиям, включая высокие температуры, интенсивное радиационное облучение и агрессивные среды, что требует точного подбора химического состава. Поэтому, в отличие от общепромышленного применения, реакторные стали можно отнести к классу прецизионных сплавов.
Подробности
На следующем этапе начинают проявляться вторичные радиационные изменения, связанные с эволюцией структуры стали. Вакансии и выбитые атомы могут объединяться, формируя более сложные дефекты. Одно из наиболее серьезных последствий — образование газово-вакансионной пористости. Нерастворимые в кристаллической решетке гелий и водород формируют пузырьки, которые со временем увеличиваются, вызывая распухание материала и ослабляя его.
Кроме того, радиационное воздействие ведет к изменению структурно-фазового состояния стали. Дефекты в виде скоплений легирующих атомов или предвыделений и даже выделений вторых фаз, возникающие в структуре, блокируют движение дислокаций, из-за чего металл теряет пластичность и становится хрупким.
В результате синергии двух явлений, таких как изменение структурно-фазового состояния под облучением и радиационное распухание, оболочки твэлов могут терять прочность и разрушаться.
Таким образом, отмечается, что совершенствование конструкционных материалов — один из ключевых вызовов для развития ядерных и реализации термоядерных технологий. Ведутся разработки и исследования в области применения наноструктурированных материалов, модификации структуры сплавов для управления радиационными изменениями. Эти исследования играют решающую роль в развитии реакторных технологий будущего, обеспечивая безопасность и эффективность в условиях экстремального радиационного воздействия.
Современные разработки также направлены на создание низкоактивируемых сталей, которые после эксплуатации не будут представлять угрозу в виде долгоживущих радиоактивных отходов. Для этого традиционные легирующие элементы заменяют на другие элементы с быстрым спадом радиоактивности или меньшей наведенной радиоактивностью после реакторного облучения.
Эволюция материалов для быстрых реакторов
Наиболее напряженными конструкционными элементами реакторов на быстрых нейтронах являются оболочки тепловыделяющих элементов — твэлов, которые подвергаются воздействию значительного перепада температур и внутренних напряжений от газообразных продуктов деления и распухающего топлива, а также работают при максимальных повреждающих дозах, вызванных реакторным облучением, в основном потоком быстрых нейтронов.
Очевидными требованиями к оболочечным сталям твэлов реакторов на быстрых нейтронах являются стабильность структуры и фазового состояния, высокая механическая прочность, пластичность и сопротивление ползучести. Немаловажными характеристиками являются минимальное распухание материала и его совместимость с теплоносителем. В случае со свинцовым и свинцово-висмутовым теплоносителем особое значение приобретают коррозионные свойства стали. Также важна технологичность материалов (включая свариваемость и возможность изготовления тонкостенных труб). Все эти аспекты определяют технико-экономическую целесообразность их использования.
В ретроспективе совершенствования сталей для оболочек твэлов реакторов на быстрых нейтронах можно выделить несколько ключевых этапов. Первоначальные исследования, проведенные в США в конце 1940-х годов прошлого столетия по проблеме реакторов на быстрых нейтронах, показали, что наиболее перспективным теплоносителем является натрий. Это предопределило развитие натриевых реакторов во всем мире на последующие несколько десятилетий с использованием в качестве конструкционных материалов хромоникелевых нержавеющих сталей, устойчивых к коррозии, как при изготовлении, так и при эксплуатации в реакторах, а также при обращении после облучения.
В целом класс реакторных хромоникелевых сталей, несмотря на продолжающиеся попытки в течение последних десятилетий улучшить их свойства, подходит к своему пределу. Это в определенной степени напоминает ситуацию с разработкой жаропрочных материалов для лопаток реактивных авиационных двигателей прошлого века, где повышение температуры эксплуатации никелевых сплавов на 100 °С было достигнуто за 10 лет, а для последующего повышения рабочей температуры на 50 °С понадобилось уже несколько десятилетий.
Коротко
Соответственно, одной из распространенных групп оболочечных сталей (для оболочек твэлов) в период с 1960-х по 1980-е годы являлись нержавеющие стали этого класса, которые обладают, помимо высокой устойчивости к коррозии, также и приемлемой жаропрочностью. Их основные легирующие элементы включают хром в диапазоне от 15 до 20% и никель в количестве от 9 до 15%. Добавки других элементов вводятся, как правило, для минимизации вредного влияния использованной технологии (начиная от примесного состава железа, добытого из данного месторождения, и чистоты используемых лигатур до технологии выплавки слитков и последующей термомеханической обработки), а также для повышения служебных свойств.
Однако у хромоникелевых сталей есть ряд недостатков. Под воздействием высокоэнергичных нейтронов они склонны к радиационному распуханию, что может привести к изменению размеров конструкционных элементов активной зоны реактора и их разрушению.
В настоящее время фокус исследований сместился в сторону углеродистых хромистых ферритно-мартенситных сталей, которые показали меньшую склонность к радиационному распуханию. Они упрочняются закалкой и отпуском подобно простым углеродистым сталям и нашли широкое применение в изготовлении режущих инструментов и в деталях общего машиностроения.
Однако данный тип углеродистых сталей больше подвержен коррозии, менее жаропрочен по сравнению с хромоникелевыми сталями и обладает более низким комплексом свойств при аварийном перегреве. Кроме того, этому классу сталей присуще явление низкотемпературного радиационного охрупчивания, связанного со структурной нестабильностью при температурах 400–500 °C.
Материалы для термоядерных реакторов
В термоядерных энергетических установках конструкции работают в еще более жестких условиях, чем в реакторах на быстрых нейтронах. Конструкционные материалы в термоядерных реакторах должны выдерживать сложные эксплуатационные условия, включая воздействие высокоэнергетической плазмы, мощного потока нейтронов, приводящие к значительным тепловым нагрузкам и механическим напряжениям. Важными характеристиками материалов являются высокая стойкость к радиационному распуханию, механическая прочность при высоких температурах и минимальная активация, позволяющая снизить радиационную нагрузку при обслуживании установки и снятии ее с эксплуатации.
Для термоядерных реакторов типа токамак (перспективная в настоящее время конструкция) критическими элементами являются первая стенка (элемент, обращенный к плазме) и дивертор (элемент, очищающий плазму от «тяжелых» примесей). Эти элементы токамаков работают, помимо мощного нейтронного излучения, при запредельных температурах из-за высокого энергетического потока, постоянно падающего на дивертор и периодически на переднюю стенку, обращенную к нестабильной плазме в переходных режимах.
Материалы и конструкция этих элементов сегодня определяют перспективы развития целого направления будущего энергообеспечения на основе управляемого термоядерного синтеза.
На первоначальных этапах исследований для этой цели рассматривались легкие элементы, такие как углерод, бериллий и бор, которые не вызывали бы сильного охлаждения плазмы при попадании в нее. Однако со временем стало ясно, что устойчивость таких материалов к эрозии и механическим нагрузкам недостаточна. Перспективным материалом первой стенки сегодня является вольфрам, который отличается исключительной тугоплавкостью. В экспериментах, проведенных с вольфрамовой стенкой на токамаках JET (Великобритания), AUG (Германия), Alcator C-Mod (США), Т-10 (Россия), также выявлены эффекты эрозии и образование неоднородных, в том числе пористых, слоев материала, но в меньшей степени, чем у углеродных материалов. Вольфрам также является основным кандидатом для использования в диверторах, поскольку способен выдерживать нагрев до белого каления в процессе эксплуатации.
Однако вольфрам при высоких температурах склонен к рекристаллизации, приводящей к потери механических свойств. Некоторое улучшение его служебных свойств возможно при его легировании. В качестве перспективы могут быть рассмотрены другие тугоплавкие и теплопроводные материалы, например тантал-гафниевый карбид с температурой плавления около 4000 оС, который нашел применение в космической технике, и, возможно, карбонитрид гафния с температурой плавления около 4400 оС.
В проектах термоядерных реакторов следующего поколения для воспроизводства трития предусматривается его наработка непосредственно в камере реактора в специальных устройствах, которые могут быть организованы как отдельная петля с прокачиваемым жидким литием (литиевый бланкет) или в качестве жидкого поверхностного слоя, омывающего поверхность первой стенки из вольфрама (литиевая стенка). При использовании жидкой литиевой стенки необходимо принимать во внимание высокую испаряемость лития и, как следствие, загрязнение им плазмы. Поэтому для жидкометаллического слоя рассматривают сплав олова с литием, который обладает примерно в 1000 раз меньшей скоростью испарения, чем чистый литий.
Вместе с тем, использование этого сплава приводит к снижению допустимой температуры первой стенки для исключения взаимодействия с материалом основы. С точки зрения совместимости с литийсодержащими материалами в лидерах, как и прежде, остается вольфрам.
Технологические перспективы
Россия сегодня занимает лидирующие позиции в разработке новых конструкционных материалов для активных зон реакторов на быстрых нейтронах. Другие страны, развивающие эти технологии, такие как Китай и Индия, пока не обладают достаточной экспериментальной базой для полноценного решения задач радиационного материаловедения. При этом прежние традиционные лидеры — США, страны Европы (где в прошлом веке доминировала Франция), а также Япония — из-за отсутствия экспериментальной реакторной базы утрачивают свои позиции, сосредотачиваясь на расчетном моделировании радиационных процессов и имитационном облучении в ускорителях.
Достигнутый мировой уровень разработки конструкционных материалов для реакторов на быстрых нейтронах показывает, что использование хромоникелевых нержавеющих сталей в качестве оболочек твэлов является проблемным направлением для создания экономически эффективного замкнутого ядерного топливного цикла. Главная причина — распухание этих материалов из-за повышенной генерации гелия на природных и радиогенных изотопах никеля, что ограничивает глубину выгорания топлива.
Как показывает опыт США, при замене материала оболочек твэлов на безникелевые ферритно-мартенситные стали и при использовании «податливого» металлического топлива из уранплутониевых сплавов возможно достижение рекордных величин выгорания топлива. Однако эти стали требуют доработки — повышения длительной прочности (жаропрочности) для оксидного и металлического топлива, а также увеличения пластичности для «жесткого» нитридного топлива. Перспективными материалами для достижения целевых значений в замкнутом ядерном топливном цикле при повреждающей дозе в оболочке твэла до 180 сна могут стать ферритные стали, в том числе их модификации при дисперсном упрочнении оксидами.
Одним из ключевых факторов эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах поколения IV со свинцовым теплоносителем является устойчивость оболочек к коррозионно-эрозионному воздействию теплоносителя. В отличие от натрия, тяжелый свинцовый теплоноситель и его химические свойства могут вызывать серьезные проблемы, требующие дополнительного изучения и совершенствования материалов.
Для наиболее нагруженных элементов термоядерных реакторов типа токамак перспективным материалом остается вольфрам, обладающий наивысшей тугоплавкостью среди металлов, однако его хрупкость требует решения ряда технологических проблем. Использование более тугоплавких, чем вольфрам, материалов требует проведения большого количества исследований и технологических проработок с трудно прогнозируемым конечным результатом.
Дальнейшее совершенствование конструкционных материалов для реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных реакторов требует комплексного подхода, включающего не только создание новых материалов и конструкций и их испытаний, но и совершенствование технологий их получения с применением элементов искусственного интеллекта.
1. Квятковский С.А., Коновалов И.И., Пономарев А.В. Состояние и перспективы разработки конструкционных материалов для активных зон реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных реакторов / Госкорпорация «Росатом», ЧУ «Наука и инновации», ЦАИР. — М., 2024.
