Металлы и сплавы атомной энергетики
Обновлено: 03.05.2024
Основные материалы, используемые в ядерных реакторах , включают в себя ядерное топливо, воспроизводящий материал, теплоноситель, замедлитель, конструкционные материалы, поглотители нейтронов для органов регулирования. Теплофизические свойства перечисленных материалов приведены в приложениях.
Как уже отмечалось, исходным ядерным топливом, имеющимся в природе, является уран. Он используется в различных модификациях: природный — с содержанием 235U около 0,71%, обогащенный делящимся изотопом (обогащение от нескольких до десятков процентов), металлический уран, уран в различных соединениях (обычно керамическое топливо).
Основные требования, предъявляемые к ядерному топливу, заключаются в следующем: совместимость с реакторными материалами (прежде всего с материалом оболочки и теплоносителем в случае разгерметизации оболочки), возможность достижения большой глубины выгорания без заметных изменений физических свойств.
В первых опытных реакторах использовался металлический уран как с природной смесью, так и обогащенный делящимся изотопом. Его недостаток — ограниченность по температуре и глубине выгорания. Металлический уран при температуре 667 С изменяет свою кристаллическую структуру, что сопровождается увеличением объема. При облучении нейтронами металлический уран склонен к распуханию и радиационному росту, а при выгорании ядер урана — к газовому распуханию. Все это существенно ограничивает его глубину выгорания. Увеличение размеров уранового металлического сердечника чревато разгерметизацией оболочки и контактом его с теплоносителем. Последнее неизбежно приведет к выходу радиоактивных продуктов деления в контур циркуляции теплоносителя. Кроме того, металлический уран весьма склонен к окислению при контакте с водой и воздухом. Для улучшения свойств металлического урана как ядерного топлива применяется его легирование (молибденом, ниобием, цирконием и др.). Так, сплав с 10% Mo не распухает до температуры 600 С при глубине выгорания до 2%. Достоинство металлического урана — высокая теплопроводность и его максимальное содержание в единице объема топливного сердечника.
Наибольшее распространение в качестве ядерного топлива получил диоксид урана UO2. Он совместим со многими конструкционными материалами и теплоносителями вплоть до высоких температур. Вследствие более пористой структуры по сравнению с металлическим ураном диоксид урана допускает более высокое выгорание без заметного распухания. Основной его недостаток как ядерного топлива — низкая теплопроводность, что приводит к большим градиентам температур в топливном сердечнике.
В перспективе возможно использование карбидов урана (UC и UC2). Они отличаются более высокой плотностью по сравнению с U02 и существенно более высокой теплопроводностью. Их недостаток — сравнительно высокая химическая активность со многими реакторными материалами. Карбиды урана уже нашли применение в опытных ЯЭУ с ВТГР, в которых используется так называемое матричное топливо. Матрицей служит графит с диспергированными в нем мелкими (десятки или сотни микрометров) частичками из карбида урана.
В будущем возможно использование и других соединений урана, например нитридов, силицидов. Они, так же как и карбиды, обладают повышенной плотностью и теплопроводностью, но более совместимы с реакторными материалами.
При использовании уранового топлива идет накопление вторичного топлива, источником для которого является 238U. Как уже отмечалось, при поглощении нейтронов 238U в результате ряда ядерных превращений переходит в 239Pu, который в природе не встречается.
Из облученного урана плутоний извлекается в чистом виде путем химической переработки, после чего его можно использовать в качестве исходного топлива. Его использование особенно перспективно (с точки зрения достижения максимально возможного КВ) в реакторах на быстрых нейтронах, где 239Pu загружают в активную зону, что определяет ее критичность, а воспроизводящий материал (природный или обедненный уран) размещают в зоне воспроизводства. Широкое применение плутония в качестве ядерного топлива предполагается в виде диоксида PuO2 и других соединений, подобных урановым. При этом их свойства близки к свойствам урановых соединений.
Основные требования, предъявляемые к теплоносителю
Основные требования — обеспечение достаточно эффективного теплоотвода при умеренной затрате мощности на перекачку, совместимость теплоносителя с конструкционными материалами и ядерным топливом, слабое поглощение нейтронов, а в реакторах на быстрых нейтронах — низкая замедляющая способность, термическая и радиационная стойкость, малая активация, доступность и умеренная стоимость. Чтобы удовлетворить перечисленным требованиям, выбор того или иного теплоносителя ведут с учетом свойств конструкционных материалов, а также типа ЯР. Так, в реакторах на тепловых нейтронах широко используются обычная вода и газы, а в реакторах на быстрых нейтронах — расплавленный натрий.
В реакторах на тепловых нейтронах в активной зоне размещен замедлитель. Нейтроны деления, образующиеся в процессе расщепления ядер делящегося нуклида, обладают высокой энергией (в среднем около 2 МэВ). Вероятность их взаимодействия с реакторными материалами (в том числе и с ядерным топливом) на много порядков меньше, чем тепловых нейтронов, энергия которых составляет сотые доли электрон-вольта. Поэтому в реакторах на тепловых нейтронах благодаря наличию замедлителя загрузка ядерного топлива, обеспечивающая критическую массу, намного меньше, чем в реакторах на быстрых нейтронах.
Основные требования, предъявляемые к замедлителям
Это высокая замедляющая способность и слабое поглощение нейтронов. Первому требованию удовлетворяют в той или иной мере материалы с малым массовым числом, а второму — вода (обычная и тяжелая), графит, бериллий, оксид бериллия. Лучшей замедляющей способностью обладает обычная вода, однако она заметно поглощает нейтроны. Вследствие этого ее коэффициент замедления, равный отношению замедляющей способности к сечению поглощения нейтронов, сравнительно невелик. Наивысший коэффициент замедления имеет тяжелая вода. Несколько уступает тяжелой воде графитовый замедлитель. С нейтронно-физической точки зрения хорошим замедлителем является бериллий. Его использование обеспечивает дополнительную генерацию нейтронов за счет реакций (a, n) и (у, n). Однако из-за высокой стоимости, токсичности, химической активности при контакте с водой в энергетических реакторах бериллий не используется.
Требования, предъявляемые к конструкционным материалам активной зоны.
Материалы, предназначенные для оболочек твэлов, дистанционирующих устройств, корпусов ТВС и технологических каналов ( металлы и их сплавы), должны иметь низкое сечение поглощения нейтронов, необходимую механическую прочность, высокую теплопроводность, обладать высокой радиационной и коррозионной стойкостью, быть совместимыми с ядерным топливом и теплоносителем.
Сравнительно слабо поглощают нейтроны и удовлетворяют перечисленным выше требованиям алюминий, магний, цирконий и их сплавы. Однако их применение ограничено температурным уровнем. С повышением температуры их механическая прочность ухудшается и повышается коррозионная активность. Для алюминиевых сплавов предел по температуре особенно низок и составляет 200—250 С. Сплавы магния сохраняют удовлетворительные свойства в контакте с газовым теплоносителем до температуры, несколько превышающей 400 С. В контакте с водным теплоносителем сплав магния нестоек и поэтому не используется. В водоохлаждаемых реакторах преимущественно применяются циркониевые сплавы, сохраняющие свои характеристики до 400 С. В реакторах с более высокой рабочей температурой теплоносителя используются аустенитпые нержавеющие стали. Наконец, в высокотемпературных реакторах с гелием в качестве теплоносителя основным конструкционным материалом является графит.
Для стержней регулирования применяются материалы, сильно поглощающие нейтроны. К ним относятся изотопы бора, гафния, кадмия и некоторые редкоземельные элементы. Широкое применение получили борсодержащие материалы, например бористая сталь с массовым содержанием бора до 3% или карбид бора в виде спрессованного порошка в оболочке. При поглощении нейтронов изотопом бора идет реакция (n, a) и вся энергия а-частиц рассеивается в стержне в виде тепловой энергии. Гафний и кадмий поглощают нейтроны с образованием у-квантов, энергия которых только частично рассеивается в самом стержне, что определяет меньшее тепловыделение по сравнению с борсодержащими поглотителями.
Корпуса реакторов и другие внутрикорпусные устройства, расположенные вне активной зоны, изготовляются из специальных нержавеющих сталей перлитного и аустенитного классов. Наряду с металлическими корпусами получили применение прочноплотные корпуса из предварительно напряженного железобетона (ПНЖБ).
Основным материалом для биологической защиты вне корпуса реактора служит тяжелый бетон. Нейтронная защита внутри корпуса реактора с интегральной компоновкой оборудования первого контура состоит обычно из стальных борированных листов, болванок и труб, заполненных графитом.
Презентация, доклад Атомная энергетика. Металлы в атомной промышленности
Вы можете изучить и скачать доклад-презентацию на тему Атомная энергетика. Металлы в атомной промышленности. Презентация на заданную тему содержит 32 слайдов. Для просмотра воспользуйтесь проигрывателем, если материал оказался полезным для Вас - поделитесь им с друзьями с помощью социальных кнопок и добавьте наш сайт презентаций в закладки!
Отрасль применения Атомная энергетика (Nuclear power) - отрасль энергетики, использующая ядерную энергию для целей электрификации и теплофикации. Как область науки и техники, разрабатывает методы и средства преобразования ядерной энергии в электрическую и тепловую.
Преимущества атома Огромная энергоемкость используемого топлива. 1 килограмм урана с обогащением до 4%, используемого в ядерном топливе, при полном выгорании выделяет энергию, эквивалентную сжиганию примерно 100 тонн высококачественного каменного угля или 60 тонн нефти. Возможность повторного использования топлива (после регенерации). Расщепляющийся материал (уран-235) выгорает в ядерном топливе не полностью и может быть использован снова В перспективе возможен полный переход на замкнутый топливный цикл, что означает полное отсутствие отходов. Ядерная энергетика не способствует созданию «парникового эффекта».
Недостатки Опасность отравления человеческого организма и окружающей среды канцерогенными радиоактивными веществами на каждой из стадий топливного цикла — добычи обогащения урана, управления реактором и его обслуживания, сборки и захоронения (или переработки) отходов.
Материалы для хранения радиоактивный отходов Общепринятый подход к разработке материалов для этих целей состоит из двух стадий
1 – я стадия Контейнеры захоранивают в сухой и стабильной геологической структуре. Применялись и применяются боросиликатное стекло и боросиликатная керамика. Главное требование, предъявляемое к такой керамике сильная поглощающая способность по отношению к ядерным частицам.
2 – я стадия Испытываются специальные сплавы, образующиеся в системах Рb-B, Pb-Li и сплавы на основе титана. Сам защитный материал изготовляется в виде керамики, спеченной из порошков таких сплавов.
Материалы используемые в различных установках станции Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов, γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. Применяемые материалы должны обеспечить конструкционную прочность элементов атомной установки, то есть быть прочными, пластичными, ряде случаев способными работать в условиях высоких динамических нагрузок. Материалы должны быть технологичными, легко подвергаться обработке давлением, резанием, прокатке, хорошо свариваться. Механические характеристики материалов не должны изменяться в процессе длительной эксплуатации при высокой температуре и в условиях изменения механических напряжений, действующих на материал, по значению и знаку. Некоторые материалы эксплуатируются в условиях вибрации, поэтому они не должны разрушаться вследствие усталости, в том числе и малоцикловой, и должны обладать высокой циклической плотностью.
Реакторные материалы, особенно материалы активной зоны, в процессе эксплуатации подвергаются воздействию высоких механических нагрузок, облучению в области температур до 800 К и выше. Реакторные материалы, особенно материалы активной зоны, в процессе эксплуатации подвергаются воздействию высоких механических нагрузок, облучению в области температур до 800 К и выше.
Свойства материала в реакторе Для правильного выбора материалов необходимо знать, как изменяются их свойства в процессе эксплуатации ядерных энергетических установок. Решение этой задачи, а также повышение указанных выше характеристик материалов является одной из основных задач реакторного материаловедения.
Свойства материалов и сплавов существенным образом зависят от дефектов кристаллической решетки. Такие свойства металлов, как способность сопротивляться механическим нагрузкам, радиационная стойкость, совместимость, связаны со свойствами точечных и линейных дефектов кристаллической решетки. Свойства материалов и сплавов существенным образом зависят от дефектов кристаллической решетки. Такие свойства металлов, как способность сопротивляться механическим нагрузкам, радиационная стойкость, совместимость, связаны со свойствами точечных и линейных дефектов кристаллической решетки.
Первичный эффект Первичным эффектом повреждения кристаллической решётки металлов радиацией следует считать передачу одному из атомов решётки достаточно большой кинетической энергии и одновременную передачу дополнительной энергии системе свободных и связанных электронов.
Вторичный эффект Ко вторичным эффектам облучения, приводящим к наблюдаемым на практике радиационным дефектам определённой конфигурации, следует отнести движение и образование ассоциаций точечных дефектов. Этот процесс зависит от реальной структуры кристаллов (наличия нарушений кристаллической решётки, системы дислокаций, примесей и т. п.) и энергии, переданной системе свободных и связанных электронов.
Основные требования, предъявляемые к замедлителям Это высокая замедляющая способность и слабое поглощение нейтронов. Первому требованию удовлетворяют в той или иной мере материалы с малым массовым числом, а второму — вода (обычная и тяжелая), графит, бериллий, оксид бериллия. Лучшей замедляющей способностью обладает обычная вода, однако она заметно поглощает нейтроны. Вследствие этого ее коэффициент замедления, равный отношению замедляющей способности к сечению поглощения нейтронов, сравнительно невелик. Наивысший коэффициент замедления имеет тяжелая вода. Несколько уступает тяжелой воде графитовый замедлитель. С нейтронно-физической точки зрения хорошим замедлителем является бериллий. Его использование обеспечивает дополнительную генерацию нейтронов за счет реакций. Однако из-за высокой стоимости, токсичности, химической активности при контакте с водой в энергетических реакторах бериллий не используется.
Требования, предъявляемые к конструкционным материалам активной зоны Материалы, предназначенные для оболочек твэлов, дистанционирующих устройств, корпусов ТВС и технологических каналов ( металлы и их сплавы), должны иметь низкое сечение поглощения нейтронов, необходимую механическую прочность, высокую теплопроводность, обладать высокой радиационной и коррозионной стойкостью, быть совместимыми с ядерным топливом и теплоносителем.
ТВЭЛ включает в себя пружинную систему удержания топливных таблеток на одном уровне, что позволяет точнее регулировать глубину погружения/выведения топлива в активную зону. Они собраны в кассеты шестигранной формы, каждая из которых включает в себя несколько десятков ТВЭЛов. По каналам в каждой кассете протекает теплоноситель. ТВЭЛ включает в себя пружинную систему удержания топливных таблеток на одном уровне, что позволяет точнее регулировать глубину погружения/выведения топлива в активную зону. Они собраны в кассеты шестигранной формы, каждая из которых включает в себя несколько десятков ТВЭЛов. По каналам в каждой кассете протекает теплоноситель.
Активная зона реактора состоит из сотен кассет, поставленных вертикально и объединенных вместе металлической оболочкой – корпусом, играющим также роль отражателем нейтронов. Среди кассет, с регулярной частотой вставлены управляющие стержни и стержни аварийной защиты реактора, которые в случае перегрева призваны заглушить реактор. Активная зона реактора состоит из сотен кассет, поставленных вертикально и объединенных вместе металлической оболочкой – корпусом, играющим также роль отражателем нейтронов. Среди кассет, с регулярной частотой вставлены управляющие стержни и стержни аварийной защиты реактора, которые в случае перегрева призваны заглушить реактор.
Управляющие могут перемещаться вверх и вниз погружаясь или наоборот, выходя из активной зоны, где реакция идет интенсивнее всего. Это обеспечивают мощные электромоторы, в совокупности с системой управления. Стержни аварийной защиты призваны заглушить реактор в случает нештатной ситуации, упав в активную зону и поглотив больше количество свободных нейтронов. Каждый реактор имеет крышку, через которую производится погрузка и выгрузка отработавших и новых кассет. Поверх корпуса реактора обычно устанавливается теплоизоляция. Следующим барьером идет биологическая защита. Это как правило железобетонный бункер, вход в который закрывается шлюзовой камерой с герметичными дверьми. Биологическая защита призвана не выпустить в атмосферу радиоактивный пар и куски реактора, если все таки произойдет взрыв. Ядерный взрыв в современных реактора крайне мало возможен. Потому что топливо достаточно мало обогащено, и разделено на ТВЕЛы. Даже если расплавится активная зона, топливо не сможет настолько активно прореагировать. Масимум что может произойти – тепловой взрыв как на Чернобыле, когда давление в реакторе достигло таких величин, что металлический корпус просто разорвало, а крышка реактора, весом в 5000 тонн сделала прыжок с переворотом, пробив крышу реакторного отсека и выпустив пар наружу. Если бы чернобыльская АЭС была оснащена правильной биологической защитой, наподобие сегодняшнего саркофага, то катастрофа обошлась человечеству намного дешевле. Управляющие могут перемещаться вверх и вниз погружаясь или наоборот, выходя из активной зоны, где реакция идет интенсивнее всего. Это обеспечивают мощные электромоторы, в совокупности с системой управления. Стержни аварийной защиты призваны заглушить реактор в случает нештатной ситуации, упав в активную зону и поглотив больше количество свободных нейтронов. Каждый реактор имеет крышку, через которую производится погрузка и выгрузка отработавших и новых кассет. Поверх корпуса реактора обычно устанавливается теплоизоляция. Следующим барьером идет биологическая защита. Это как правило железобетонный бункер, вход в который закрывается шлюзовой камерой с герметичными дверьми. Биологическая защита призвана не выпустить в атмосферу радиоактивный пар и куски реактора, если все таки произойдет взрыв. Ядерный взрыв в современных реактора крайне мало возможен. Потому что топливо достаточно мало обогащено, и разделено на ТВЕЛы. Даже если расплавится активная зона, топливо не сможет настолько активно прореагировать. Масимум что может произойти – тепловой взрыв как на Чернобыле, когда давление в реакторе достигло таких величин, что металлический корпус просто разорвало, а крышка реактора, весом в 5000 тонн сделала прыжок с переворотом, пробив крышу реакторного отсека и выпустив пар наружу. Если бы чернобыльская АЭС была оснащена правильной биологической защитой, наподобие сегодняшнего саркофага, то катастрофа обошлась человечеству намного дешевле.
В ядерную технику этот металл пришел не сразу. Для того чтобы стать полезным в этой отрасли, металл должен обладать определенным комплексом свойств. (Особенно, если он претендует на роль конструкционного материала при строительстве реакторов.) Главное из этих свойств — малое сечение захвата тепловых нейтронов. В принципе эту характеристику можно определить как способность материала задерживать, поглощать нейтроны и тем самым препятствовать распространению цепной реакции. В ядерную технику этот металл пришел не сразу. Для того чтобы стать полезным в этой отрасли, металл должен обладать определенным комплексом свойств. (Особенно, если он претендует на роль конструкционного материала при строительстве реакторов.) Главное из этих свойств — малое сечение захвата тепловых нейтронов. В принципе эту характеристику можно определить как способность материала задерживать, поглощать нейтроны и тем самым препятствовать распространению цепной реакции.
Вывод Атомная энергетика одна из наиболее перспективных отраслей глобальной экономики; Развитие атомной энергетики требует создания принципиально новых материалов с улучшенными свойствами; В настоящее время успешно разрабатываются опытно-промышленные технологии получения функциональных веществ и изделий с использованием нанотехнологий и наноматериалов для атомной отрасли экономики.
Во ВНИИНМ разработали новые радиационно устойчивые конструкционные материалы
Атомной энергетике срочно нужны малоактивируемые конструкционные материалы, утверждает главный научный сотрудник ВНИИНМ, профессор НИЯУ «МИФИ» Вячеслав Чернов. Их применение на АЭС существенно повысит экономическую эффективность и радиационную безопасность энергоблоков, сократит эксплуатационные расходы и траты на обращение с ОЯТ и РАО. Аргументация ученого — в статье, подготовленной Вячеславом Черновым для «СР».
Если не более чем через 100 лет после выгрузки из реактора активность конструкционного материала (КМ) спадает настолько, что его можно переработать, то он малоактивируемый (МАКМ). Современные штатные материалы тепловых и быстрых ядерных реакторов — сильно активируемые. У них длительное время снижения послереакторной активности, поэтому они требуют долгого (более 1 тыс. лет) хранения для последующей переработки и использования. Еще один недостаток — они поглощают много нейтронов, снижая эффективность работы реакторов. У МАКМ поглощение нейтронов существенно ниже.
Стратегия развития атомной энергетики в России предусматривает переход к замкнутому ядерному топливному циклу (ЗЯТЦ). Но топливо-то мы учимся перерабатывать, а с КМ почему-то ничего не решаем и не создаем соответствующих радиохимических технологий. В проектах быстрых реакторов четвертого поколения (БРЕСТ-ОД-300, БН-1200М) пока предусмотрено использование сильно и длительно активируемых КМ. Основной материал для активной зоны БРЕСТа — феррито-мартенситная сталь марки ЭП-823, рассчитанная на эксплуатацию в свинце. Для реактора БН-1200М выбрана также сильно и длительно активируемая аустенитная сталь с высоким содержанием никеля ЭК-164. Получается, что нет возможности реализации полного ЗЯТЦ (ПЗЯТЦ) за короткое время после облучения. В ПЗЯТЦ должны возвращаться в цикл облученные топливо и КМ. Для этого последние должны быть малоактивируемыми.
В России ВНИИНМ — единственный разработчик МАКМ. В рамках ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения» во ВНИИНМ разработана малоактивируемая ферритно-мартенситная 12%-я хромистая сталь для быстрых реакторов ЭК-181 (RUSFER-EK-181). Она практически ничем не уступает штатным ферритно-мартенситным сталям для быстрых реакторов, но требует более высокотехнологичных методов получения и переработки. Сталь ЭК-181 не уступает и европейскому аналогу — EUROFER-97. Она промышленно освоена и готова к применению.
ЭК-181 подходит для быстрых реакторов третьего поколения типа БН-600 и БН-800. Для четвертого поколения реакторных установок эту сталь необходимодорабатывать: в БРЕСТ-ОД-300 и БН-1200М радиационная нагрузка почти в два раза выше. Учитывая планируемые темпы развития быстрой атомной энергетики, модификацию ЭК-181 нужно проводить уже сейчас.
Кроме того, во ВНИИНМ предложена для реакторного применения малоактивируемая немагнитная аустенитная марганцевая сталь. Она особенно перспективна для термоядерных реакторов.
Для быстрых реакторов во ВНИИНМ также разрабатываются высокотехнологические малоактивируемые сплавы ванадия. Они значительно лучше имеющихся штатных ферритно-мартенситных сталей и по функциональным свойствам (жаропрочности, коррозионной стойкости и др.). Во ВНИИНМ создан сплав ванадия ВМ-ДПЧ-9 (V-4Ti-4Cr), разработаны требования и технические условия на полуфабрикаты из него: слитки, трубные заготовки, трубы, пластины и т.д. Технологии защищены патентами. Создано уникальное, единственное в России опытное производство слитков сплава ванадия V-4Ti-4Cr и получены слитки весом до 110 кг.
Но для быстрых реакторов нового поколения, топливные кампании которых рассчитаны на пять-шесть лет, нужны сплавы ванадия нового поколения. НИОКР уже начались, они ведутся в рамках комплексной программы РТТН.
Опытное производство слитков из ванадиевых сплавов в институте есть, но его надо модернизировать. Необходимы новые металлургические печи, чтобы получать более крупные слитки, хотя бы 150–200 кг, нужно металлообрабатывающее оборудование для их переработки в полуфабрикаты и изделия. Есть проблемы с высокодозными реакторными испытаниями сплавов ванадия из-за ограниченности экспериментальных объемов на реакторах БН-600 и БН-800. Сейчас все занято сталями. Есть надежда, что испытания можно будет провести на реакторе МБИР, который сейчас строят на площадке НИИАР.
Сплавы ванадия весьма перспективны и для термоядерной энергетики. Изначально планировалось для первой стенки международного термоядерного реактора ИТЭР использовать именно малоактивируемый сплав V-4Ti-4Cr. Сплав разрабатывался одновременно в США, Японии и России. В России результатом работ стал сплав ВМ-ДПЧ-9. Но для ИТЭР нужны тысячи тонн металла. На тот момент никто не мог выплавить столько ванадиевого сплава. В проекте решили использовать высокоактивируемую аустенитную нержавеющую сталь.
Для перспективных термоядерных реакторов никакие материалы, кроме малоактивируемых, даже не обсуждаются. Сейчас в России нет и не планируется проектов чисто термоядерных реакторов. Разрабатываются только гибридные установки (объединение реакторов деления и синтеза). В них использование МАКМ пока также не предусмотрено. Но, по моему мнению, НИОКР по малоактивируемым КМ для термоядерных демонстрационных реакторов и гибридных реакторов должны быть.
За рубежом — в Японии, США, Корее — идут разработки малоактивируемых сплавов циркония для тепловых реакторов. У нас в стране в этой области пока ничего не делается. Для разработки и создания МАКМ во ВНИИНМ все есть: технологические и материаловедческие наработки, опытное производство. Любой КМ во ВНИИНМ может быть доведен до ума за 10–15 лет.
Материалы для полного замыкания: что такое МАКМ и почему за ними будущее
Атомной энергетике срочно нужны малоактивируемые конструкционные материалы, утверждает главный научный сотрудник ВНИИНМ, профессор НИЯУ «МИФИ» Вячеслав Чернов. Их применение на АЭС существенно повысит экономическую эффективность и радиационную безопасность энергоблоков, сократит эксплуатационные расходы и траты на обращение с ОЯТ и РАО. Аргументация ученого — в статье, подготовленной Вячеславом Черновым для «СР».
Стали нового поколения
Преимущества ванадия
Пожиратели нейтронов
Ядерное материаловедение: IFMIF/EVEDA
Становление атомной энергетики в свое время потребовало создания целого большого пласта материаловедения. Если взять атомный реактор, то к стандартным проблемам прочности при нагреве к любому материалу добавятся требования по определенному взаимодействию с радиационными потоками внутри реактора. Самыми важными оказываются свойства взаимодействия с нейтронами — и с точки зрения нейтронной физики всего реактора (поглощает ли этот конструктивный металл нейтроны? Замедляет? Отражает? Активируется?) и с точки зрения самого материала. Что происходит в материале под воздействием радиации?
Испытания на разрыв облученного образца в «горячей камере». Лаборатория ORLN.
- Быстрые частицы «ломают» решетку, вызывая перескоки атомов материала по ним. Это приводит к уменьшению пластичности и росту хрупкости.
- Нейтроны могут поглощаться различными атомами, вызывая их трансмутацию — превращения в более тяжелый элемент (например Fe56 + и -> Mn57). Чаще всего образовавшийся изотоп радиоактивен, и он распадается через какое-то время. Так происходит активация материала — насыщение его радиоактивными изотопами
- Эти радиоактивные изотопы могут распадаться с образованием альфа-частицы. Альфа-частицы не уходят из материи, а рекомбинируются в гелий. Гелий накапливается внутри материала, вызывает его распухание и растрескивание. Аналогичные процессы (в меньшем масштабе) происходят с накоплением водорода, который образуется при распаде нейтронов.
- Для очень быстрых налетающих нейтронов возможен прямой развал атома конструкционного материала, с образованием множества осколков и сильно радиоактивного остатка.
- Активация материала приводит к изменению его химического состава и разнообразным коррозионным процессам. Особенно нелегко приходится в местах сварки и спаев
Распухание образца из нержавеющей стали под влиянием нейтронов
Универсальным мерилом того, как далеко заходят эти разрушающие процессы является величина с.н.а. — смещений на атом (или dpa в англоязычной литературе). Она означает, сколько в среднем на каждый атом придется актов взаимодействия с излучениями. Характерные величины для ядерных реакторов — от 5 до 60 с.н.а.
Расчетные радиационные повреждения выгородки реактора ВВЭР-1000 в с.н.а.
Воздействие реакторных условий на различные марки сталей. ЭИ/ЧС — специальные реакторные стали.
Материаловеды придумали множество сплавов, сталей и неметаллических материалов для работы в таких условиях. Их, кстати, часто отличает сумасшедшая точность состава, речь идет о точности до 0,01% содержания легирующих примесей. На сегодня 60 с.н.а. является пределом для современных ядерных материалов, причем такие материалы еще и ограничены по рабочей температуре, и не могут, например, использоваться в горячих быстрых реакторах.
Различные по содержанию кислорода и железа циркониевые сплавы. Обратите внимания, что области допустимых значений допантов ~500 ppm, т.е. 0,05%
Однако для будущих быстрых реакторов деления и для термоядерных реакторов нужны материалы, способные стоять до 150 (а лучше до 300) с.н.а. без разрушения, а в случая термояда — стоять не просто в потоке нейтронов, но в потоке сверхэнергичных нейтронов. Кстати, одной из основных проблем этого раздела материаловедения является медленных набор повреждающих доз — 20 с.н.а в год в лучших реакторах, т.е. что бы набрать 160 с.н.а., надо оставить сборку в реакторе на 8 лет.
Перспективные реакторные материалы и программа их облучения в реакторе БОР-60.
Для того, что бы создавать и проверять материалы будущих термоядерных реакторов нужны специфические источники термоядерных нейтронов. Тут не подойдут ни высокопоточные исследовательские ядерные реакторы, ни спаляционные (ускорительные) установки. Поэтому в 2000х годах Европа и Япония приняли программу создания специальной исследовательской лаборатории IFMIF/EVEDA для испытаний перспективных материалов.
Схема IFMIF/EVEDA
И план здания. Найди человека в этой «лаборатории».
Установка IFMIF представляет из себя два небольших, но сильноточных ускорителя дейтронов (ионов дейтерия) до энергии примерно 40 МЭв и литиевой мишени (а именно льющегося потока жидкого лития, толщиной 25 мм). Ускоритель довольно уникальный большим током (125 мА), выдаваемым в постоянном (а не импульсным) режиме. Ускоритель состоит из традиционных элементов — плазменного источника ионов, фокусирующих систем (LEBT, MEBT, HEBT), радиочастотного ускорительного модуля с электродинамическим удержанием ионов (RFQ) и радиочастотного ускорительного модуля с электромагнитным удержанием и резонаторными полостями (SRF Linac).
Ускоритель IFMIF, его элементы и разработчики.
Ускоренные дейтроны от двух одинаковых ускорителей взаимодействуют с литием по реакции D + Li -> 2He + n. При этом образовавшийся нейтрон очень похож на термоядерный по своей энергии. Литиевая мишень, кстати, тоже довольно уникальная конструкция, занимающаяся очисткой лития от продуктов деления и формирующая завесную мишень.
Схема литиевой мишени.
… и ее прототип в натуральную величину!
Получившиеся нейтроны прилетают на испытательный объем, который имеет камеры с разной мощностью нейтронного потока. В самой высокоинтенсивной камере (объемом всего поллитра, что тем не менее позволяет испытывать множество небольших образцов одновременно) создается поток 10^18 н*сек/см^2 — это в 200 раз больше, чем на самых высокопоточных ядерных реакторах. Есть камеры и с меньшей интенсивностью, которые, однако, позволяют тестировать уже целые экспериментальные конструкции с охлаждающей жидкостью и т.п.
Спектральная мощность нейтронного потока в перспективном термоядерном реакторе DEMO, и лаборатории IFMIF.
Вторая часть лаборатории (EVEDA)- это горячие камеры для всяких исследований того, что же случилось с облученными образцами, как изменились их механически, физические и химические свойства.
Облучательные камеры IFMIF/EVEDA В центре HFTM скорость набора дозы быстрыми нейтронами будет составлять 60 сна в год.
Образцы материалов, которые будут испытываться в IFMIF. Всего в высокопоточную камеру можно загрузить до 1000 таких образцов.
И примерно вот такие горячие камеры для исследований облученных образцов.
На данный момент идет установка и поэтапный запуск оборудования (так — «голова» ускорителя, источник ионов уже во всю тестируется на рабочих режимах). Оборудование установки изготавливается как европейскими, так и японскими организациями.
Здание, где расположена IFMIF/EVEDA в Роккашо, Япония.
После запуска лаборатории в 2017 году в ней начнутся интенсивные исследования перспективных материалов для первой стенки, бланкета и других элементов ТЯР, «живущих» в самых тяжелых радиационных исследованиях. Возможно, именно здесь перспективные материалы типа ванадий-титановых сплавов или карбида кремния SiC перейдут из перспективных в утвержденные. Если их характеристики окажутся близки к ожидаемым, то промышленные токамаки могут стать заметно ближе, а многие из «бумажных» концепций ядерных реакторов деления (например travelling wave reactor) станут возможными.
Читайте также: