A primerköri hőhordozóval érintkező fontosabb szerkezeti anyagok

Atomerőművekben a primerköri hűtővízzel érintkező szerkezeti anyag felületek legnagyobb hányadát a korrózióálló acél felületek teszik ki, emellett a fűtőelem burkolatként használt cirkónium-ötvözetek felülete is számottevő. E két említett szerkezeti anyagot széleskörűen alkalmazzák, ugyanis a nukleáris energetikai berendezések létesítéséhez szükséges szigorú követelményeknek is megfelelnek, azaz:

Minimális neutron-befogási hatáskeresztmetszettel (σ) rendelkeznek, vagyis a szerkezeti anyagok minimális mértékben befolyásolják a neutron-ökonómiát, illetve a neutronok hatására kevéssé aktiválódnak fel. (σZr: 0,12 Barn, σFe: 2,53 Barn)

Mechanikai szilárdságuk megfelelő, s ezt üzemi körülmények között (magas hőmérséklet, nyomás, sugárzási hatások) is képesek megtartani.

Jó hővezetők, azaz nem alakulnak ki adott berendezésen belül termikus feszültségek.

Ellenállnak a korróziós és eróziós behatásoknak.

A nyomottvizes reaktorok primer hűtőkörében szerkezeti anyagként különböző típusú ausztenites korrózióálló acélok terjedtek el szerte a világon. A VVER-típusú reaktorokban többnyire a szovjetek által gyártott az X18H10T (08X18H10T, 12X18H10T, 12X18H9TL stb.) acélokat, míg a nyugati PWR-típusoknál az AISI 300-as sorozat korrózióálló acélfajtáit h300-asználják. A nyugat európai és amerikai atomerőművekben elsősorban a magas Ni-tartalmú Inconel típusú ötvözetek (pl.

Inconel-600-at vagy 800-at) kerültek beépítésre [16, 21-23].

A primerkör hosszú távú aktivitását meghatározó ⁶⁰Co izotóp aktivitás koncentrációja a VVER-típusú reaktorokban legalább 5-7-szer kisebb a hűtővízben és a felületeken, mint a PWR reaktorok Inconel-típusú króm-nikkel ötvözeteinél. Ennek elsődleges oka a két ötvözet eltérő anyagminőségében keresendő. A 08H18N10T acél alacsony Co-, (≤ 0,05% ) és Ni-tartalmú (9-11 %), míg az Inconel-600 típusnál a Co tartalom: 0,05%, és a Ni tartalom 72 %, A Ni-tartalom elsősorban a ⁵⁸Co izotóp keletkezése szempontjából meghatározó, de potenciálisan befolyásolhatja az acél inaktív Co-tartalmát is. A 08H18N10T anyagminőség érzékeny ugyan a

transzkrisztallin feszültségkorrózióra, de primeroldalról nem alakulhatnak ki a feszültségkorrózió vízkémiai feltételei.

A PWR-típusú reaktorokban fűtőelem burkolatként többnyire Zircaloy ötvözeteket alkalmaznak. A VVER-típusú reaktorokban a fűtőelem pálcák burkolatanyaga 1%

nióbiummal ötvözött cirkónium, míg a kazetták burkolatának anyaga 2,5% nióbiummal ötvözött cirkónium. A VVER-1000 és a PWR kazettáknál nincs kazettafal, így az egyes kazettákban áramló hűtővíz keveredhet a másik kazettában áramló hűtővízzel [20].

A cirkónium-ötvözetek korróziója több formában is jelentkezhet. Általában állandó vastagságú oxidréteg keletkezik a felületen, azonban a nukleáris iparban jellemző extrém primerköri viszonyok között (300 °C hőmérséklet, nagy nyomás, esetleg oxigén jelenléte) a lokális korrózió jelenlétével is számolni kell, mely sokkal veszélyesebb lehet, mint az egyenletes korrózió. Szakirodalmi adatok szerint a Zr-ötvözetek magas hőmérsékletű primerköri hőhordozóval érintkező felületén cirkónium-dioxidból álló védőbevonat keletkezik [22, 25-26]. Az oxidréteg vastagsága néhány µm-től akár több száz µm-ig terjedhet. A PWR reaktorok primerköri hőhordozó körülményeit modellező szakirodalmak többsége Zircaloy ötvözetekre vonatkozik. A vizsgálatokat főként magas hőmérsékletű lítium-hidroxidot tartalmazó vizes közegben hajtották végre. A kísérleti eredmények alapján elmondható, hogy Zircaloy burkolatok felületén kialakult oxidréteg vastagsága elérheti akár a 100-200 µm-t is [27]. A VVER reaktorok üzemi körülményei között a Zr-1%Nb ötvözet felületén kis vastagságú (3-8 µm) oxidréteg képződik [28]. A cirkónium-ötvözetek korróziós tulajdonságait nagymértékben befolyásolják az atomreaktorok primer hűtőkörében használt hűtőfolyadék fizikai és kémiai tulajdonságai: hőmérséklete, nyomása és kémiai összetétele. Orosz szerzők szerint – a nyomottvizes reaktorok normál üzemviteli paraméterei mellett – a cirkónium-nióbium ötvözetek korrózióállósága jobb, mint a Zircaloy ötvözeteké [25, 29].

A paksi atomerőmű fővízkörében a primerköri hőhordozóval érintkező szerkezeti anyagok összesített felületének a legnagyobb hányadát az ausztenites acél szerkezeti elemek teszik ki ~ 13750 m², míg a fűtőelem burkolatként használt cirkónium-nióbium ötvözetek felülete ~ 4000 m²-nek felel meg [20].

A reaktortartály szerkezeti anyaga 15H2MFA típusú króm-molibdén acél, a belső és a tömítő felületeken 9 mm vastagságú 08X18H10T típusú ausztenites acél plattírozással [20]. A reaktortartályhoz kapcsolódó csőrendszerek, a gőzfejlesztő hőcserélő egységei, valamint az egyéb kiszolgáló rendszerek belső fala, továbbá a

fűtőelemrudak külső felülete egyaránt ki van téve a magas hőmérsékletű és nagynyomású hűtőközeg hatásainak. A szabályozórudak szerkezeti anyaga korrózióálló ausztenites króm-nikkel acél, amelyben 2% bórtartalommal biztosítják a nagy neutronabszorbciós hatáskeresztmetszetet.

A továbbiakban, – mivel a disszertációm kísérleti részében bemutatásra kerülő eredmények gőzfejlesztő hőátadó csövekre vonatkoznak – a felsorolt szerkezeti anyagok közül az ausztenites korrózióálló acél fontosabb jellemzőivel részletesebben foglalkozom.

A korrózióálló acéloknak számos előnye van az alkalmazott egyéb szerkezeti anyagokkal szemben. Olcsóbbak, mint a cirkónium alapú ötvözetek, jó mechanikai tulajdonságokkal rendelkeznek, jól hegeszthetők könnyen megmunkálhatók.

Ugyanakkor hátrányai közé tartozik korróziós károsodásra való hajlamuk (réskorrózió, lyukkorrózió, kristályközi és feszültségkorrózió), amely természetesen a vele érintkező közeg kémiai összetételétől (oldott O2 és Cl ^– -ion koncentráció, pH) nagymértékben függ.

A paksi atomerőműben a gőzfejlesztők hőátadó csövei és a fővízkörben a hűtővízzel érintkező ausztenites szerkezetű felületek döntő többsége szovjet gyártmányú, 08X18H10T típusú acélból készült, ami lényegében azonos összetételű az amerikai AISI 321-el, vagy a német DIN 1.4541-el, illetve a magyar KO 36Ti-al. A GOST5632-61 szabványban a 08X18H10T típusú acél összetételét a III.1. táblázat tartalmazza [30].

Cr % = 17-19 Ni % = 9-11 Mn % = 1-2 C % = 0-0,08 Si % = 0-0,08 Ti % = 0-0,4 S % = 0-0,02 P % = 0-0,035 Mo % = 0-0,5 V % = 0-0,1 Al % = 0-0,1 Cu % = 0-0,3

W % = 0-0,2 Co % = 0-0,1 Pb % = 0-0,15 Fe % = maradék

III.1. táblázat: A 08X18H10T (GOSZT 5632-61) típusú ausztenites korrózióálló acél összetétele

A szakirodalomi adatok szerint ausztenites korrózióálló acélok primerköri hőhordozóval érintkező felületén üzemi körülmények között általában kettős (duplex)

szerkezetű oxidréteg alakul ki ([21, 31-32] és az ott felsorolt hivatkozások). A védő-oxidréteg vastagsága üzemidőtől függően elérheti a 10-12 µm-t is. Az alsó védőréteg, mely szorosan tapad a tömbfém felületére, tömör és kompakt. A felső réteg reduktív vízüzem esetén főként kristályos magnetitet (Fe₃O4) és esetleg csekély mennyiségű hematitot (Fe2O3) tartalmaz.

A magnetit kristályszerkezeti szempontból FeO·Fe2O3 spinellnek felel meg, amelyben a kétértékű vasat helyettesítheti egyéb fémion (pl. Ni²⁺, Mn²⁺, Zn²⁺, Co²⁺), valamint a háromértékű vas is helyettesíthető Cr³⁺-al. Ezzel magyarázható, hogy mind a felületközeli tartományban, mind a passzív réteg mélyebb régióiban különféle spinell-szerkezetű vegyesoxidok találhatók (CrxNiyFe3-x-yO4, ahol 0≤x+y≤3). Normál üzemmenet során az oxidréteg Cr és Ni tartalma nő. A nikkellel szubsztituált magnetit, (Ni_xFe_3-xO₄, ahol x≤1) oldhatósága már a magas hőmérsékletű bórsavas hőhordozóban is számottevő. Ugyanakkor a mélyebb oxidrétegekben keletkező vas-kromit (FeO·Cr₂O₃), és a kobalttal és nikkellel szubsztituált változata meghatározó szerepet játszik a felületi oxidréteg védőképességében, mivel a kromitok oldhatósága reduktív vízüzem esetén még magas hőmérsékleten is rendkívül alacsony.

Az ausztenites acéloknak az egyenletes felületi korrózióval szemben kiváló ellenállóképességük van. Vizsgálatok igazolják, hogy az acélok agresszív ionokat nem tartalmazó vizes oldatban pH= 4–10 között passzívan viselkednek, vagyis a korróziós termékekből védőréteg alakul ki a felületen, ami megakadályozza a fém további oldódását. Egyenletes korróziós károsodásuk minimális, 280 – 350 °C hőmérsékletű vízben, statikus körülmények között egyenletes korrózió sebessége 0,8 – 4,0 µm/év [22]. Üzemi berendezésekben a sugárterhelés és a hűtőközegáramlás hatására a korrózió sebessége kissé növekszik, de 600 °C hőmérsékletig az ausztenites acélok korrózióállósága megfelelő [22]. A D.H. Lister által publikált összefoglaló munka szerint [33] a nukleáris iparban alkalmazott kiváló védőképességű ausztenites korrózióálló acélok átlagos korróziósebessége normál üzemmenet esetén nem haladja meg az 1 µm/év értéket (0,3 µm/év < vk < 1,03 µm/év). Az ausztenites acélokra jellemző a nem egyenletes és a szelektív korrózióra való hajlam is.

Ismeretes hogy a primerköri hűtővízben lévő szennyezők közül elsősorban a halogenidionok koncentrációjának alacsony értéken tartása fontos, hiszen ez elősegíti mind az ausztenites acélfelületek, mind a cirkónium, feszültségkorrózióját. A kloridion megengedett értékével szemben azonban nagyon szigorúak a követelmények a VVER

reaktorokban [20, 34]. Bár a Paksi Atomerőműben a fűtőelem burkolatok korróziójáról viszonylag kevés adat áll a rendelkezésünkre, az eddigi üzemi tapasztalatok azt mutatják, hogy a Zr-1%Nb jó korróziós tulajdonságokkal rendelkezik a VVER reaktorok primer körének körülményei között [25, 35].

A VVER-440 blokkok gőzfejlesztőinek több évtizede tartó üzemeltetése során szerzett tapasztalatok szerint a gőzfejlesztők hőátadó csöveinek lokális károsodása csak azokban a szekunderköri környezetekben volt kimutatható, ahol a hűtővíz elgőzölgése révén lehetőség nyílott a klorid-, szulfát- és réz-ionok koncentrálódására [34]. A gőzfejlesztők primer oldali felületén végrehajtott kémiai dekontaminálások korróziós hatásait részletesen majd a III.4.2. fejezetben ismertetem.