Реакторный графит: разработка, производство и свойства

Конструкционные углеродные материалы (КУМ) нашли широкое применение в атомных реакторах различного назначения: исследовательских, транспортных, промышленных уран-графитовых (ПУГР), высокотемпературных (ВТГР), энергетических (ЭГП-6) и большой мощности канальных (РБМ-К). В них КУМ используются в тепловыделяющих элементах замедлителя и отражателя нейтронов. В последнем случае потребность в графите исчислялась десятками тысяч тонн, что потребовало создания в стране совершенно нового промышленного производства — производства реакторного графита. Кроме того в конструкциях названных реакторов используются изделия из графитов различных марок в качестве уплотнителей и подшипников.

Производство графитов базируется на применении коксов различной микроструктуры в качестве наполнителей и как связующих веществ пеков, получаемых, как правило, из каменноугольных смол. Наполнителями для графитов атомных реакторов могут служить коксы, полученные из нефти или из конденсированных продуктов коксования углей, которые по своей микроструктуре близки к изотропным. Их оценка по 10-балльной системе равна 1,9—2,3 балла в соответствии с ГОСТ 26132-84 (Коксы нефтяные и пековые. Метод определения микроструктуры).

Технология получения указанных графитов для кладки реакторов и колец твердого контакта состоит в подготовке наполнителя (стадий прокаливания, измельчения и разделения на фракции), смешивании подготовленной шихты с пеком и прессовании полученной массы в заготовки требуемых габаритов. Затем «зеленые» заготовки обжигаются, пропитываются каменноугольным пеком до достижения необходимой плотности, и после операции последнего обжига гра-фитируются. При этом графит стремятся получить «максимально чистым», без примесей различных элементов (особенно бора), что принципиально для эффективной работы реактора в целом.

Историческая справка

В отечественной практике нефтяной спецкокс (марки КНПС) был получен в 40-х годах на мощностях Московского опытного нефтеперерабатывающего завода «Нефтегаз» и переработан в графит для атомных реакторов на Московском электродном заводе (МЭЗ) [1]. На основе этого графита в 1946—1947 гг. изготовили блоки с размерами 100x100x500 мм для первого на европейско-азиатском континенте реактора [2]. Реактор эксплуатируется уже в течение 55 лет.

В условиях МЭЗа, той его части, которая была построена и пущена в эксплуатацию в 30-х годах, стабильное многотоннажное производство реакторного графита не могло быть реализовано, и для обеспечения создаваемых уран-графитовых реакторов в 1946 г. в Москве был построен завод, вошедший в дальнейшем в качестве опытного в состав образованного в 1960 г. Государственного научно-исследовательского института конструкционных материалов на основе графита (НИИграфит). На опытном заводе произведены блоки кладки всех ПУГР, реактора Первой АЭС в Обнинске, энергетических реакторов Бело-ярской и Билибинской АЭС, блоки двух первых реакторов РБМ-К Ленинградской АЭС с гарантированным ресурсом эксплуатации 30 лет, а также разработан графит (ВПГ) для изготовления колец твердого контакта (КТК) для реакторов РБМ-К с гарантированным ресурсом их эксплуатации 20 лет. В дальнейшем, в связи с переориентацией мощностей МЭЗа на решение других важных для промышленности и государства задач, массовое производство КТК и блоков кладки РБМ-К, а затем и втулок ПУГР было переведено на построенный и пущенный в эксплуатацию в 1954 г. Челябинский электродный завод (ЧЭЗ). Для его обеспечения сырьем организовано расширенное производство кокса КНПС, в том числе на Волгоградском НПЗ [3].

Таким образом, в период 1940—70-х гг. были созданы производства как реакторных графитов, так и сырья для них, по мощности соответствующие планам создания атомной энергетики в СССР. Созданные мощности позволяли поставлять изделия для всех типов ядерных реакторов, а производство требуемого графита могло быть дублировано на двух электродных заводах — в Москве и Челябинске.

Исследованию влияния свойств исходных сырьевых материалов, параметров технологий производства различных марок графитов для реакторов различных типов в период 1940—50-х гг. посвящено много работ лабораторий опытного завода, МЭЗа, а с 60-х годов и созданного института НИИграфит. Практически все вновь создаваемые марки графитов конструкционного назначения, изготовленные на основе изотропного кокса КНПС, проходили испытания на пригодность для работы в зоне облучения.

Основные характеристики реакторного графита

В табл. 1 приведены свойства серийно производимых отечественных марок КУМ в сравнении с зарубежными аналогами [4]. При этом необходимо учитывать, что вследствие технологических особенностей производства, фактические значения некоторых характеристик для конкретных партий материала могут отличаться от номинальных на 10—20% [5].

Рассмотренные материалы относятся, в основном, к классу среднезернистых графитов с плотностью 1,7— 1,8 г/см3. Указанная плотность для графитов, полученных экструзионным методом прессования, достигается применением одной или нескольких пропиток обожженных заготовок пеком. Поскольку полуфабрикаты графитируют при температуре выше 2500 °С, такие графиты имеют хорошую кристалличность — параметр кристаллической решетки С находится в интервале значений 0,6716—0,6754 нм, степень графи-тации g = 0,8—0,9 отн. ед.

Отечественный неуплотненный среднезернистый реакторный графит имеет прочность того же уровня, а температурный коэффициент линейного расширения (ТКЛР) — выше, по сравнению с уплотненными пе-копропитками зарубежными графитами-аналогами (TSX, CSF и др.), проработавшими в качестве блоков в американских плутониевых реакторах в Ханфорде [6].

Графит ВПГ для колец твердого контакта РБМ-К, рекомендуемый также для внешнего отражателя и опорных колонн реактора ГТ-МГР [7], по прочности, теплопроводности, ТКЛР близок по свойствам к двукратно-уплотненным пекопропитками высокоплотным зарубежным реакторным графитам [4]:

— немецкому ATR-2E на основе пекового кокса, созданному для отражателя высокотемпературного газоохлаждаемого реактора AVR;

— американскому Н-451 с нефтяным коксом-наполнителем для перспективного (не построенного) ВТГР HTGR;

— французским графитам фирмы UCAR для реакторов РРЕА и SLWXX.

При этом по ТКЛР (что существенно для радиационной стойкости) графит ВПГ превосходит ATR-2E и, особенно, Н-451. Прочность японских мелкозернистых графитов марок IG-11 и IG-110 для высокотемпературного реактора HTTR, а также опытного графита DM332PU фирмы UCAR, выше, хотя ТКЛР у них того же порядка. Последнее предопределяет и близкую радиационную размерную стабильность, что будет рассмотрено ниже.

Влияние типа сырья и технологии получения на свойства графита

Опытные партии графитов МИГ-1 и МИГ-2, изготовленные на МЭЗе в конце 80-х годов преимущественно из зерен фракций менее 100 мкм и отпрессованные в изостате, имеют по сравнению с графитом IG-110 (изо-графит), практически одинаковые свойства, если их подвергнуть дополнительному уплотнению пеком.

Производимый в промышленных условиях графит марки АРВу, который имеет общепромышленное применение, уступает по своим свойствам японскому реакторному графиту [4]. Однако, после связывания порошка этого графита низкотемпературным пиро-графитом, в разработанных для ВТГР композитах типа ГСП, заметно увеличился ТКЛР и в несколько раз повысилась прочность [8].

Высокопрочные графиты иногда получают на основе непрокаленных коксов. Наполнитель из них содержит до 6—7% летучих веществ, что при обжиге позволяет получить материал с монолитной структурой без четких границ раздела между зернами [9]. У различных марок таких графитов были высокие плотность и прочностные характеристики. В промышленных масштабах реализовано производство мелкозернистых марок графита типа МПГ (МПГ-6, 7, 8), выпуск которых был освоен к концу 80-х годов на трех электродных заводах — МЭЗе, ДЭЗе и ВЗГИ. Технология базировалась на прессовании порошков.

Графиты марок МПГ, несмотря на высокую прочность, не могли быть применены в качестве элементов кладки в реакторах из-за недостаточной теплопроводности материала, а также в связи с ограниченными габаритными размерами заготовок. Указанное было обусловлено технологическими особенностями их производства. Изменить свойства графита удалось значительно позже — когда перешли на применение кокса с лучшей графити-руемостью. При этом были изменены и многие технологические параметры процесса.

Выполненные в конце 70-х гг. в институте НИИ-графит исследования по получению графитов экструзионным прессованием непрокаленных коксов (опытные среднезернистые графиты марок КПГ) [10] не реализованы в промышленности.

Не была внедрена в 80-х годах и технология получения экструзионным методом крупногабаритных заготовок для атомных реакторов, так называемый «нудель-процесс». Опытная партия заготовок была выпущена в небольшом объеме, получила марку ГР-1

Таблица 1 Физические свойства реакторных графитов различных марок отечественных и зарубежных производителей [4]