Малі модульні реактори (SMR) і нікелеві сплави: матеріали для наступного-ядерного покоління

Малі модульні реактори (SMR) — це не просто зменшені-версії звичайних реакторів із водою під тиском-. Кілька передових конструкцій нагріваються, використовують різні охолоджуючі рідини - гелій, рідкий натрій або розплавлену фтористу сіль замість води під тиском - і цільові терміни служби та робочі цикли, які підштовхують конструкційні матеріали далеко за межі температури та корозійної оболонки, для яких була кваліфікована звичайна ядерна-нержавіюча сталь.

Сплави на основі-нікелює сімейством матеріалів, які найкраще здатні усунути цю прогалину, і вони вже з’являються в усьому ланцюжку постачання передового реактора: як труби парогенератора в світло-водяних SMR, як матеріал проміжного теплообмінника в конструкціях-з газовим охолодженням і як кандидат на первинний{2}}контурний матеріал у-концепціях із соляним-охолодженням. У цьому посібнику пояснюється, чому нікелеві сплави важливі для SMR, які класи вже-підтверджені кодом, а які ще розробляються, а також як подумати про вибір матеріалів для різних класів технології SMR.

Що таке невеликі модульні реактори і чому їхні потреби в матеріалах відрізняються від звичайних реакторів?

SMR охоплюють кілька різних класів реакторів із дуже різними охолоджувачами та робочими температурами, і саме ця різноманітність -, а не лише менший розмір - сприяє розширенню ролі нікелевих сплавів.

"SMR" описує-заводський модульний реактор потужністю до 300 МВт, але цей термін охоплює кілька принципово різних технологій. Легко{3}}водяні SMR (такі як дизайн NuScale і GE Hitachi BWRX-300) використовують той самий хімічний склад теплоносія під тиском або киплячою водою, що й звичайні великі реактори, і працюють у подібному діапазоні температур, тому вони значною мірою покладаються на визнану ядерну-нержавіючу сталь і низько-леговану сталь із зарезервованими нікелевими сплавами для конкретних компонентів, що працюють у високій навантаженні, наприклад, трубок парогенератора.

Високотемпературні-реактори-з газовим охолодженням, або HTGR (такі як X-energy Xe-100), використовують гелієвий охолоджувач і паливо на основі частинок TRISO та націлені на значно вищі температури на виході, щоб підвищити термічний ККД і забезпечити застосування тепла в промислових процесах. Швидкі реактори з натрієвим-охолодженням (такі як конструкція TerraPower Natrium) використовують рідкий металевий теплоносій при помірній--високій температурі та низькому тиску. Високотемпературні реактори-сіль-охолодження, або FHR (такі як дизайн Hermes від Kairos Power), циркулюють розплавленою фтористою сіллю як охолоджувач навколо твердого галькового палива TRISO, тоді як справжні реактори з розплавленої солі розчиняють паливо безпосередньо в циркулюючій солі. Кожен із цих класів накладає різні комбінації температури, хімічного складу теплоносія та нейтронного середовища на свої конструкційні матеріали.

Таблиця 1. Репрезентативні класи технології SMR, приблизні робочі температури та зразки конструкцій. Для ілюстрації рисунки узагальнені за класами реакторів; проекти конкретних постачальників відрізняються, і офіційні специфікації повинні бути підтверджені поточною документацією постачальника та нормативною документацією.

Чому передові реактори потребують нікелевих сплавів замість стандартної нержавіючої сталі?

Звичайна аустенітна нержавіюча сталь ядерного-класу втрачає занадто багато міцності на повзучість і стійкість до окислення вище приблизно 550–650 градусів для багато-десятилітнього терміну служби, який вимагається для передових реакторів, а нікелеві сплави розширюють придатну конструкцію до діапазону 700–950 градусів, який потрібен HTGR і деяким конструкціям із-сольовим охолодженням.

Відповідно до Кодексу котлів і посудин під тиском ASME, Розділ III, Розділ 5, регулюється будівництво високотемпературних-ядерних компонентів для кожного передового типу теплоносія реактора. Протягом десятиліть лише п’ять матеріалів були кваліфіковані для цієї послуги: феритні сталі 2,25Cr-1Mo та модифіковані ванадієм-9Cr-1Mo, аустенітна нержавіюча сталь типів 304H і 316H і аустенітний сплав з високим вмістом-нікелю 800H. З них лише сплав 800H розрахований на справді високотемпературну конструкцію з незначною повзучістю, що наближається до 760 градусів і вище.

Приблизно вище 550–650 градусів допустима розрахункова напруга для стандартної нержавіючої сталі 304H/316H різко падає, оскільки залежна від часу деформація повзучості - не коротко-текучість або міцність на розтяг - стає основним режимом руйнування, а осад-оксиду хрому в нержавіючій сталі також стає меншим захист у високотемпературному середовищі гелію або солі. Нікелеві сплави, такі як Alloy 617, вирішують обидві проблеми: їхній високий вміст нікелю покращує стійкість до повзучості та навуглецьовування/окислення в атмосферах, розширюючи допустимі розрахункові температури приблизно до 954 градусів (1750 градусів F) відповідно до коду ASME 2019.

Які нікелеві сплави кваліфіковані або перебувають на стадії оцінки для вдосконаленого будівництва реакторів?

Сплав 800H наразі є єдиним матеріалом на основі-нікелю з повною довгостроковою кваліфікацією ASME, розділ III, розділ 5; Alloy 617 було додано через два спеціальні випадки коду, тоді як Alloy 690, Hastelloy N, GH3535 і Alloy 709 відіграють певну роль, але перебувають на різних етапах кваліфікаційного шляху.

Таблиця 2. Нікелеві-підшипники та нікелеві-суміжні сплави, що мають відношення до вдосконаленої конструкції реактора, їхні приблизні склади та поточний кваліфікаційний статус-кодів США. Номери випадків коду, температурні межі та кваліфікаційний статус слід завжди перевіряти відповідно до поточного видання ASME BPVC, розділ III, розділ 5, і відповідних чинних випадків коду.

Як працюють нікелеві сплави в середовищах реактора з розплавленою сіллю?

Нікель-молібден-хромові сплави, такі як Hastelloy N і GH3535, протистоять корозії розплавленої фторидної солі набагато краще, ніж нержавіюча сталь, оскільки їхній низький вміст хрому обмежує домінуючий шлях корозії - вимивання хрому з меж зерен у сіль -, а додавання молібдену зберігає стійкість до високих-температур.

Розплавлені фтористі солі, такі як FLiBe (фторид літію–фторид берилію) і FLiNaK (фторид літію–натрію–калію) є привабливими охолоджувачами реактора через їх низьке поглинання нейтронів, високу об’ємну теплоємність і низький робочий тиск, але вони також є хімічно агресивними щодо більшості конструкційних сплавів. Домінуючим механізмом деградації є не загальна поверхнева атака, а вибіркове вимивання хрому з меж зерен у сіль, кероване окисно-відновним потенціалом солі; це може залишити пористий,-збіднений хромом підповерхневий шар і, під дією напруги, сприяти міжкристалітній корозії-розтріскування.

Hastelloy N був спеціально-розроблений у Національній лабораторії Оук-Ріджа в 1950–60-х роках спеціально для того, щоб протистояти цьому механізму для експерименту з реактором з розплавленою сіллю, і він - разом із аналогічним за складом GH3535 у Китаї, який використовується в цій країні в програмі випробувань реакторів із розплавленою сіллю торію - в цій країні - залишається провідним сімейство конструкційних сплавів для концепцій реакторів із фторидним-соляним-охолодженням. Оскільки ці сплави ще не пройшли кваліфікаційний шлях ASME Section III, Division 5 у Сполучених Штатах, розробники, які розробляють -термінові розробки FHR і MSR, зазвичай планують спеціалізований випадок коду матеріалу, що підтверджується довготривалою корозією та даними механічних випробувань, як частину їхньої загальної стратегії ліцензування.

Як працюють нікелеві сплави в гелієвих-охолоджуваних високотемпературних{1}}газових реакторах?

Alloy 617 і Alloy 800H є провідними нікелевими сплавами для HTGR, оскільки обидва утворюють стабільний захисний шар -оксиду хрому в гелії та зберігають корисну міцність на повзучість значно вище, ніж у нержавіючої сталі, хоча обидва залишаються вразливими до повільної навуглецювання або зневуглецювання, якщо гелієвий охолоджувач містить сліди домішок.

Гелієвий охолоджувач, який виготовляється в HTGR, ніколи не буває ідеально чистим - слідові рівні монооксиду вуглецю, водню, метану та вологи неминучі через паливо, графіт і виділення газів із системи -, і ці домішки можуть спричинити навуглецювання (поглинання вуглецю, що робить сплав крихким) або зневуглецьовування (втрата вуглецю, що послаблює його), залежно від балансу домішок і місцева температура. Сплав 800H має десятирічну історію експлуатації в цьому середовищі, в тому числі на ранніх демонстраційних установках HTGR, і залишається одним із п’яти оригінальних матеріалів, відповідних розділу III ASME, розділу 5.

З середини-2000-х років сплав 617 широко характеризується як провідний кандидат на проміжний теплообмінник (IHX) - компонент, який передає тепло від первинного гелієвого контуру до вторинного процесу -, оскільки він поєднує вищу-температурну міцність, ніж сплав 800H, із достатньою стабільністю гелієвого середовища, кульмінацією цього стала ASME Code Case N-898, яка розширила кваліфіковану конструкцію зі сплаву 617 до 954 градусів (1750 градусів F).

Яку роль відіграє сплав 690 у SMR-водяній-основі?

Сплав 690 є стандартним матеріалом для трубок парогенератора й теплообмінника для легких{2}}водяних конструкцій SMR через його високу стійкість до первинного корозійного розтріскування під впливом води (PWSCC), режиму відмови, який відштовхнув атомну промисловість від свого попередника, сплаву 600, починаючи з 1980-х–2000-х років.

Легко{0}}водяні SMR, такі як дизайн NuScale і GE Hitachi BWRX-300, успадкували більшість своїх матеріалів безпосередньо від великого-реактора з водою під тиском і киплячою водою, включно з опорою на сплав 690, де контактує нікель-хром-залізний сплав труб. високо{7}}чиста, високо{10}}температурна первинна вода під залишковою напругою від згинання чи розширення. Сплав 600, який використовувався на попередніх заводах, виявився сприйнятливим до PWSCC на межах зерен за довго-терміну експлуатації, що призвело до дорогої заміни парогенератора в усій галузі.

Значно вищий вміст хрому в сплаві 690 сприяє утворенню більш стабільної, безперервної захисної оксидної плівки за однакового хімічного складу води та стресових умов, що забезпечує значно кращу стійкість до розтріскування протягом десятиліть подальшої експлуатації. Оскільки SMR для легкої-води працюють у тій самій температурній та -водохімічній зоні, що й звичайний парк PWR, трубки зі сплаву 690 вважаються кваліфікованим-прийнятим матеріалом, а не вимагають нових високотемпературних-температурних кваліфікаційних робіт типу HTGR та-сольового охолодження.

Яким ключовим механізмам деградації повинні протистояти нікелеві сплави в SMR?

Домінуючий механізм деградації відрізняється залежно від охолоджувача: повзучість і науглерожування-домішок гелію керують газо-охолоджуваними конструкціями, вилуговування хрому керує розплавленими-сольовими конструкціями, первинне корозійне розтріскування під дією води керує легкими-водними конструкціями, а радіаційне-індуковане гелієм окрихчення є перехресним-різанням стурбованість будь-яким нікелевим сплавом, який використовується в положенні з високим флюенсом нейтронів.

Таблиця 3. Основні механізми деградації, яким нікелеві сплави повинні протистояти в усіх класах охолоджувачів SMR, а також основні конструктивні або металургійні засоби пом’якшення, які використовуються в поточній практиці.

Як розділ III, розділ 5 ASME кваліфікує новий матеріал для розширеного використання в реакторі?

Новий ядерний конструкційний матеріал переходить від статусу кандидата до кваліфікованого через офіційний процес-випадку за кодом ASME, який вимагає значного-річного пакету даних щодо повзучості, міцності на розтяг і втоми в очікуваному діапазоні робочих температур, перевірки та голосування відповідним підкомітетом ASME, перш ніж його можна буде використовувати для ліцензованого будівництва.

ASME Розділ III, Розділ 5 було опубліковано для консолідації високотемпературних ядерних -правил будівництва для всіх передових типів охолоджувачів реакторів в одному розділі, спираючись на методи проектування, спочатку розроблені для реакторів із-натрієвим охолодженням. Додавання нового матеріалу -, як це сталося для сплаву 617 -, вимагає від виробника матеріалу або галузевого консорціуму зібрати пакет проектних даних класу А, що охоплює властивості розтягування та повзучості-розрив у запланованому діапазоні температур, ізохронне напруження-криві деформації для проектування при високих-температурах, дані про втому та повзучість-втоми та інформація про зварюваність, розроблена відповідно до «Керівництва щодо потреб у проектних даних для нових матеріалів».

Потім Комітет з котлів і посудин під тиском ASME розглядає та голосує за цей пакет перед публікацією офіційного коду; Випадки коду Alloy 617 зайняли приблизно десятиліття роботи з визначення характеристик, хоча з тих пір ASME оптимізувало цикл перевірки наступних матеріалів на основі отриманих уроків. Цей процес є основною причиною того, що деякі конструктивно перспективні нікелеві сплави, такі як Hastelloy N, залишаються кандидатами, а не кваліфікованими матеріалами для ліцензованого в США виробництва, навіть незважаючи на те, що їх корозійна та механічна поведінка вивчається десятиліттями.

Який нікелевий сплав вам слід вибрати для свого передового компонента реактора?

Підбирайте сплав до хімічного складу теплоносія та температури конкретного компонента, а не до класу реактора в цілому, оскільки одна конструкція SMR може включати кілька різних робочих середовищ у первинній і вторинній системах.

Таблиця 4. Вказівки щодо вибору-рівню компонентів нікелевого сплаву залежно від середовища теплоносія SMR. Остаточний вибір матеріалу має бути підтверджено відповідно до схваленого проекту конкретного постачальника реактора та видання коду ASME/випадків коду, які застосовуються в основі ліцензування.

Який поточний стан розгортання SMR і чому це важливо для ланцюга постачання матеріалів?

Станом на 2026 рік Сполучені Штати вперше за десятиліття перейшли від паперових конструкцій до активного будівництва, і цей перехід починає створювати реальний -терміновий попит на пластини, труби та поковки з ядерного-сплаву нікелю, а не лише дослідницькі-кількості.

У березні 2026 року TerraPower отримала перший в історії дозвіл на будівництво Комісії з ядерного регулювання США для комерційного не-легководного-енергетичного реактора, а невдовзі після цього розпочала будівництво натрієвої-станції з натрієвим охолодженням у Кеммерері, штат Вайомінг. Удосконалений дизайн SMR від NuScale Power отримав схвалення NRC, а комунальні підприємства, зокрема Адміністрація долини Теннессі, запустили програми розгортання SMR із кількома-гігаватами.

Гелієве-охолоджене Xe-100 від X-energy просувається через перевірку NRC для об’єкту в Техасі, а Kairos Power продовжує будівництво наступних випробувальних установок із фторидним-соляним охолодженням у Теннессі. Великі технологічні компанії окремо підписали понад десять гігават передових ядерних потужностей, щоб сприяти розвитку центрів обробки даних зі штучним інтелектом, масштаб приватних зобов’язань, який є новим для галузі.

Для постачальників сплавів і компонентів це означає, що марки нікелевих сплавів, уже обговорювані в цьому посібнику - Alloy 690, Alloy 617, Alloy 800H, і сімейство Hastelloy N, стійке до розплавленої-солі- -, переходять із переважно академічних і національних-лабораторних програм випробувань перша-в--комерційних закупівлях із відстеженням звіту про випробування на заводі та відповідністю-коду-корпусу стає вимогою найближчої-закупівлі, а не майбутнім розглядом.

Часті запитання

Q: Чи можна використовувати стандартну нержавіючу сталь 316 у компонентах SMR?

A: Так, для компонентів-нижчої температури. Типи 304H і 316H залишаються кваліфікованими матеріалами Розділу III ASME, Розділ 5, і використовуються в розширених конструкціях реакторів усюди, де робоча температура залишається в межах допустимого-діапазону напруг -, як правило, приблизно до 550–650 градусів залежно від проектного терміну служби та навантаження. Понад цим діапазоном їх міцність на повзучість падає надто швидко для-розрахункового терміну служби, де сплави 617 і 800H беруть верх.

Q: Яку найвищу температуру може витримати ядерний-кваліфікований нікелевий сплав?

A: Згідно з чинним кодом ASME, Розділ III, Розділ 5, сплав 617 придатний для будівництва до 954 градусів (1750 градусів F), що є найвищою температурною межею для будь-якого матеріалу, який наразі -придатний для ядерного будівництва в США. Фактична розрахункова температура компонента встановлюється на основі аналізу-основи конструкції конкретного реактора, а не лише на основі максимального кодового обмеження для сплаву.

Q: Чому Hastelloy N ще не використовується в ліцензованому комерційному реакторі США?

A: Не тому, що його продуктивність викликає сумніви - він має десятиліття випробувань і обмежені робочі дані, починаючи з 1960-х років експерименту з розплавленим соляним реактором -, а тому, що він ще не завершив формальний процес кваліфікації матеріалів ASME, розділ III, розділ 5, необхідний для ліцензованого комерційного будівництва в Сполучених Штатах. Очікується, що розробники, які прагнуть розплавленої-солі або-фторидної-охолоджуваної конструкції, прагнутимуть до спеціального випадку коду як частини свого шляху ліцензування.

Q: Чи відрізняється сплав 690, який використовується в парогенераторах SMR, від сплаву 690, який використовується у великих PWR?

A: Ні. Конструкції SMR із легкою{1}}водою зазвичай базуються на тих самих -специфікаціях матеріалів ASME- Alloy 690, які вже встановлені для звичайного парку реакторів із водою під тиском-, оскільки обидва працюють у подібному хімічному складі первинної води та діапазоні температур. Сам сплав не потребує нової високотемпературної-кваліфікації для цього застосування.

Q: Скільки часу зазвичай потрібно, щоб додати новий матеріал до ядерного коду ASME?

A: Історично склалося так, що для першого---високотемпературного-матеріалу - типу Alloy 617 приблизно стільки часу знадобилося від початкових характеристик до публікації. З тих пір ASME оптимізувала свій робочий процес перевірки на основі уроків, отриманих у результаті цих зусиль, але збирання необхідного пакету даних про повзучість, втому та зварюваність залишається кроком, який обмежує швидкість-для будь-якого нового матеріалу-кандидата.