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.