16 октября 2016г.
Повышение надёжности и эффективности работы атомных электростанций требует использования высокотемпературных радиационно-стойких материалов. Этим требованиям в высокой степени удовлетворяют керамоматричные композиционные материалы (КМК) с SiC матрицей, такие как Cf/SiC, Cf/C-SiC, SiCf/SiC.
Привлекательными свойствами таких композитов являются: хорошая сопротивляемость при высоких температурах излому, ползучести, коррозии, стойкость к термическим ударам, а также трещиностойкость, стабильность термомеханических и химических характеристик в широком диапазоне изменения температур, низкое распухание при облучении в области высоких температур, низкая наведенная активность (по сравнению с другими возможными конструкционными материалами) и быстрое ее уменьшение со временем. Среди отмеченных КМК одними из наиболее перспективных для использования в конструкциях ядерных реакторов являются композиты SiCf/SiC.
На текущий момент времени в мире разрабатываются различные научные проекты создания ядерных реакторов с применением в них элементов из КМК. Например, только в США осуществляются такие программы как IEA OSIRIC, Jupiter-II, Jupiter-III, ORNL- JAEA, SINQ STIP-II, US ITER TBM, VHTR, GFR и другие. На рис. 1 приведены конструктивные схемы различного типа ядерных реакторов четвертого поколения, где применяются радиационностойкие элементы из КМК [5].
За
последние годы в ходе создания SiC, упрочненного волокнами SiC,
использовались методы CVI (Chemical Vapor Infiltration),
PIP (Polymer precursor Impregnation and Pyrolysis), LSI (Liquid Silicon Infiltration) и HP (Hot Pressing). Сейчас наилучшие результаты по свойствам SiCf/SiC достигнуты методом NITE (Nano-powder Infiltration and Transient Eutectic Phase), предложенным в Японии [6, 7]. Он заключается в
пропитке ткани из жгутов волокон SiC наноразмерными порошками b-SiC в присутствии незначительных количеств Al2O3,
Y2O3 и SiO2 с последующим горячим прессованием при
Т
= 1750-18000С и давлении 15-20 МПa. Этот технологический процесс обеспечивает образование плотных кристаллических волокон и матрицы
с близкими размерами
зерен.
SiCf/SiC материалы, полученные
по технологии NITE, на фоне высокой
теплопроводности 20 Вт/мК, имеют достаточно низкие термические напряжения (150
МПа)
при
температуре 10000С, вследствие низкого коэффициента линейного термического
расширения 4·106 1/К [7]. Рабочие температуры эксплуатации такого КМК
более 14000С.
КМК SiCf/SiC имеют очень
низкие показатели вспучивания под
действием
нейтронного излучения – на порядок
и более, чем у альтернативного углерод-углеродного композиционного материала [8]. Это особенно заметно при использовании SiC волокон стехиометрического состава (отношение Si/C ≈ 1,05; содержание кислорода ~0,2 мас. %)
[4].
Следует отметить преимущество SiCf/SiC по сравнению с Cf/SiC по существенно более низкой скорости эрозии за счет химического распыления при бомбардировке атомами перезарядки (атомы дейтерия и трития с широким распределением по энергиям) при использовании КМК в качестве
конструкционного материала первого контура
реактора [2].
Низкая пористость и плотная кристаллическая структура способствует высокой газонепроницаемости стенки из КМК порядка
4×1011м2/с, что делает SiCf/SiC композит, в первую очередь полученного по технологии NITE, весьма перспективным для
использования в бланкетах, где в
качестве охлаждения
используется
гелий [3].
Кроме того, следует отметь высокую химическую стойкость КМК по отношению к
химически активным жидкометаллическим высокотемпературным теплоносителям в реакторах, таким как литий,
висмут, свинец
и др.
Одним из существенных ограничений применения КМК типа SiCf/SiC в реакторах является их высокая стоимость более 5000 $/кг
[7].
Среди конкретных областей перспективного применения КМК в реакторах, и в
первую очередь
SiCf/SiC,
являются стенки первого контура реактора
и бланкета (рис.
2).
Другой областью применения КМК является силовая оболочка из этого материала для
ТВЭЛов, которая
изготавливается
методом намотки различными типами армирующего материала (лента, жгут, ткань) или свертывания. На рис. 3 приведены корпуса ТВЭЛов из КМК с различными схемами намотки и типами армирующего
материала [10].
Для повышения герметичности, термо- и коррозионостойкости ТВЭЛов из КМК на внутреннюю и наружную поверхность трубчатых корпусов методом CVD наносят
защитные барьерные SiC покрытия. На рис. 4 приведена триплексная схема ТВЭЛа из КМК с
защитными барьерными покрытиями [9].
Другим вариантом конструктивного исполнения оболочек для размещения в них ядерного топлива может быть композиция металл/КМК. Так в работе [1] предложен
конструктивный вариант оболочки
для хранения и размещения ядерного топлива,
состоящий из металлического корпуса сплава Циркалой-4 и наружной силовой
и теплостойкой оболочкой из КМК (SiCf/SiC). На рис. 5 приведены топливные элементы из КМК для ядерного
реактора.
Эти же технологии и конструкторские решения могут применяться для получения элементов тепловыделяющих сборок, труб контура теплоносителя, стержней регулирования
и др.
Одним из важнейших этапов обеспечения надежного
и безопасного функционирования ядерных реакторов является постоянный контроль
их заданных
характеристик, прежде всего в «горячей зоне». Эти параметры контролируются
специальными датчиками, которые вводятся в рабочее пространство реактора.
Введение и
размещение датчиков в реакторе может осуществляться с помощью специальной
технологической оснастки в виде стержней,
которые изготавливаются из КМК. На рис. 6
приведены схема размещения секционного стержня из
КМК с контролирующими датчиками в рабочей зоне ядерного реактора (а) и некоторые
конструктивные варианты
зоны соединения
стержневой оснастки
из КМК (б) [5, 8].
Резьбовые соединения деталей из КМК также могут рассматриваться как вариант
создания прочных и надежных конструкций. Резьбы формуются на стадии
пластикового полуфабриката и окончательно
доводятся на конечном КМК. Такие соединения могут
быть использованы для прочного и герметичного соединения конструкций ТВЭЛов, технологических стержней для размещения контрольных датчиков и создания различного рода развязок для подачи охлаждающих компонентов. На рис. 7 приведены фотографии
деталей из КМК с резьбовыми
поверхностями [5].
Еще одним направлением перспективного применения КМК в ядерных реакторах
являются детали насосного оборудования для перекачки различного рода жидких или газообразных технологических
охлаждающих сред, работающих в экстремальных
условиях механических динамических нагрузок, высоких температур, радиационного излучения при контакте с абразивными и химически агрессивными теплоносителями. Поэтому применение КМК в качестве
антифрикционных материалов в подшипниках
насосного оборудования для ядерных реакторов является весьма перспективным.
Научные и
практические исследования в этом направлении проводятся в США, Японии, Корее, Китае,
Франции, России и других странах.
Список литературы
1. Griffith G. Accident Resistant
SiC Clad Nuclear Fuel Development INL/CON-11-2318, 2011.– 14р. [Электронный ресурс] - https://inlportal.inl.gov/.../inl-con-11-23186.pdf.
2.
Hino T. Low Activated Materials as Plasma
Facing Component / T. Hino, Y. Hirohata, Y. Yamauchi, S. Sengoku // Paper FTP1/08 at 18th Fusion Energy Conf., October 2000, Sorrento,
Italy. – 5p.
3.
Hino T. Helium Gas Permeability of SiC/SiC Composite
Developed for Blanket Component / T. Hino, T. Jinushi, Y. Hirohata et al. // Fusion Science and Technology, 2003. – Vol.43. –p.184-190.
4. Hinoki T. Effect of Fiber
Properties on Neutron Irradiated SiC/SiC
Composites / T. Hinoki, Y. Katoh,
A. Kohyama // Materials Transactions,
2002.
- Vol.43. - No.4.
- p. 617-621.
5.
Kohyama A. Advanced nuclear composite materials // Tutorial course: «C & SiC for Nuclear Application»,
Petten, The Netherlands, September 20, 2006. – 58p.
6. Katoh Y. A novel processing technique of silicon carbide-based ceramic composites for high temperature applications
// Y. Katoh, S.M. Dong, A. Kohyama // Ceramic Transaction, 2002. -
Vol.144. - p.77-86.
7.
Katoh Y. SiC/SiC composites through transient eutectic-phase route for fusion applications
/
Y. Katoh, A. Kohyama, T. Nozawa, M. Sato // Journal of Nuclear Materials, 2004. - Vol. 329– 333. - Part A.
– P.587-591.
8. Katoh Y. Ceramic matrix composites in fission and fusion energy applications // In: Advanced
ceramic matrix composites. Edited by I.M. Low. Woodhead Publishing Limited, 2014. – p. 496- 522.
9. Kim W.-J. Fabrication and material issues for the application of SiC composites to LWR fuel cladding / W.-J. Kim, D. Kim, J.Y. Park // Nuclear engineering and technology, 2013. -Vol.45.
-№.4. - p. 566-572.
10.
Sauder C. Innovative SiCf/SiC composite materials for fast reactor applications
sodium- cooled fast reactor / C. Sauder, C. Lorrette, F. Audubert et al. // Colloque MECAMAT 2011 -
Aussois, 2011. - 32p.