Документ описывает роль конструкционных материалов в ядерном топливном цикле и их влияние на безопасность и экономичность ядерной энергетики в Украине. Уделяется внимание радиационной повреждаемости, необходимым характеристикам материалов, а также проблемам их разработки и тестирования, связанным с условиями эксплуатации. Основные задачи включают увеличение выгорания ядерного топлива и улучшение характеристик конструкционных материалов для повышения надежности ядерных установок.

1. www.ukrenergoatom.com Mr. Victor Voyevodin Acting Director, Institute for Solid-State Physics, Materials Science and Technologies within National Science Center Kharkiv Institute of Physics and Technology, Ukraine Виктор Николаевич Воеводин И.о. директора Института физики твердого тела и материаловедения Национального научного Центра «Харьковский Физико-Технический Институт» КРУГЛЫЙ СТОЛ: ЯДЕРНО-ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ ROUND TABLE: NUCLEAR FUEL CYCLE

2. Роль конструкционных материалов в обеспечении безопасности и экономичности ядерной энергетики В.Воеводин*, И.Неклюдов E-mail*: voyev@kipt.kharkov.ua Национальный научный Центр «Харьковский Физико-Технический Институт» 1, ул.Академическая ., 61108, Харьков, Украина «Атомно-энергетический комплекс Украины: международное сотрудничество и кооперация, инвестиции, ядерно-топливный цикл» Киев, 24-25 июня 2010

3. Ядерная энергетика в Украине Энергетическая безопасность + уменьшение СО 2 Рв -1 2010 Рв -2 2011 ЮУ -1 2013 Зп -1 2014 Зп -2 2015 ЮУ -2 2015 Рв -3 2016 Зп -4 2017 Хм -1 2017 Зп -3 2017 ЮУ -3 2019 Зп -5 2019 Зп -6 2025 Хм -2 2034 Рв -4 2034 Сейчас производство электроэнергии ядерными блоками составляет ≥ 50% от общего количества (2016,2017) Rovno Khmelnitski Zaporozhye South Ukraine Kharkov Kiev Chernobyl - ВВЭР -440 - ВВЭР -1000 - РБМК -1000 остановлены

4. Выгорание и радиационная стойкость Наиболее эффективный ( единственный ) путь улучшения технических и экономических характеристик ядерного топливного цикла - увеличение выгорания ( энергия, выделяемая при сжигании удельного количества ядерного топлива [ Гига - Ватт дней на тонну ] ) . Современный статус : Легководные реакторы (LWR ) -> 45- 50 ГВтд / т (~5% тяжелых атомов ) , 8-10сна Быстрые реакторы ( FR ) -> ~ 75 ГВтд / т -> 10-12% (т.а), 80-90сна Задачи : Легководные реакторы ( LWR ) -> 75-80 ГВтд / т ( ~ 8% т.а), 12-15сна -> 100 ГВтд / т ( ~ 10-11% т.а), 18-20сна Быстрые реакторы ( FR ) -> ~ 200 ГВтд / т (20-25 % т.а), > 200сна Эти задачи очень сложны из-за недостаточности наших знаний о природе радиационно-индуцированных явлений и повреждаемости материалов в практически не исследованном интервале очень высоких доз облучения.

5. Распухание и деформация аустенитных материалов 12-25 Ti Phénix Сборка P-34 ЭИ-847-Х16Н15МБ, 35 сна , БН -600 Индия -> 83 сна Россия -> 82 сна Япония -> 110 сна

6. ♦ Безопасность реакторных установок : стабильность геометрии активной зоны на весь период эксплуатации (ТВС и ТВЭЛы) ; целостность корпусов удержание внутри ТВЭЛов продуктов деления топлива ; сохранение работоспособности органов СУЗ ; обеспечение минимальных последствий возможных аварийных ситуаций . ♦ Экономичность ядерной энергетики : повышение энергонапряженности ; повышение мощности единичных блоков ядерных энергетических установок (ЯЭУ) ; увеличение длительности кампаний ; более эффективное сжигание ( повышение выгорания) ядерного топлива. Что определяют безопасность и экономичность атомных станций Конструкционный материал обладает большими потенциальными ограничениями для достижения более высоких уровней повреждений и таким образом тормозит достижение глубоких выгораний топлива. ( F.A. Garner, Обнинск, 1997)

7. Деградация первоначальных свойств материалов и потеря радиационной стойкости обусловлены радиационно-индуцированной эволюцией микроструктуры и микрокомпозиционного состава. Облучение конструкционных материалов при температурах эксплуатации реакторов приводит к беспрецедентному изменению микроструктуры, механических свойств и даже внешних размеров конструкционных компонентов за счет распухания, роста, ползучести . Основными механизмами деградации и размерной нестабильности являются: смещения атомов в решётке длиннопробежная миграция и кластеризация дефектов преференциальное взаимодействие точечных дефектов с краевыми дислокациям сегрегация взаимодействие с трансмутантами. Явления радиационной повреждаемости определяются условиями облучения в конкретных ЯЭУ - энергетическим спектром нейтронов, температурой облучения и т.д. Деградация свойств -> микроструктурное повреждение

8. Comparison of helium and hydrogen production in nuclear facilities Parameters Reactor type Rate of helium generation Rate of hydrogen generation Rate dose Used materials Thermal reactors ~ 28 appm / year ~ 60 * appm / year 2 dpa/year WWER -1000: PVI steel 18Cr10NiTi Fast reactors 20…30 appm / year 100…200 dpa/year Austenitic stainless steels and ferritic/martensitic steels Fusion reactors 300 appm / year 800 appm / year 20 dpa/year Ferritic/martensitic steels, vanadium alloys Reactors of generation IV, electro nuclear systems 950…3500 appm / year 3000…4000 appm / year 5…40 dpa/year Austenitic stainless steels, ferritic/martensitic steelss * F.Garner had revealed 3380 appm of hydrogen instead of expected 700 appm at 33 dpa

9. Ядерный “ ренессанс ” – проблемы материалов Длительное время (~20 лет) для разработки материалов, их тестирования, лицензирования и постановку в реактор является определяющим научно-техническим вызовом ; Проблемы разработки материалов для работы в уникальных условиях требуют облучения и оценки их радиационной стойкости при использовании соответствующих облучательных устройств, в том числе ионных ускорителей, с целью определения механизмов радиационной повреждаемости и селекции материалов с высокой радиационной стойкостью.

10. Почему необходимы ускорители? Гораздо более высокая скорость создания повреждений (10 -4 -10 -2 /ускоритель/ против 10 -6 -10 -10 сна/с (реактор) Хороший контроль экспериментальных параметров (температура облучения, поток и др.), возможность селекции параметров облучения. Облученные образцы не радиоактивны , в отличие от реакторных образцов, которые обладают высокой радиоактивностью и обращение с ними возможно только в «горячих камерах» Поэтому единственно возможный выбор в настоящее время в отсутствие облучательных устройств с мощным потоком нейтронов. Сейчас многие ядерные установки остановлены (FFTF, EBR-II RAPSODIE, DFR, PFR, BR-10, BN-350, MONJU, JOYO,PHENIX и т.д.) Сейчас во всём мире работает только-БОР-60 (НИИАР,РФ)!!! (6 мая 2010 повторно пущен в эксплуатацию реактор на быстрых нейтронах Monju , Япония). Преимущества имитационных экспериментов

11. Ускоритель ЭСУВИ ННЦ ХФТИ с полым источником газовых ионов магнетронного типа Масс-сепаратор H + E=10–50 кэВ He + E = 10–50 кэВ Ускорительная трубка Фокусирующие линзы Источник тяжелых ионов (Cr +3 , Ni +3 , Fe +3 ) E = 0.5–2 МэВ Мишень Облучение Параметры Cr Cr+He Cr+H Cr+He+H Е Cr = 0.3 - 3 МэВ j Cr =1 - 45 мкА /см 2 Е Не = 10 - 60 кэВ j Не = 1 – 500 нА/см 2 Е Н = 10 - 60 кэВ j Н = 1 – 500 нА/см 2 Т обл = 60 – 800 0 С D = 0 - 250 сна k =7 · 10 -5 - 7 · 10 -3 сна/с 0.13 – 1.3 appmHe/с 0.1 – 1 appmH/с Инжектор U=0.3 МэВ Высоко-вакуумная область P=10 -7 торр ЭСГ Ван дер Грааф U=1.5 МэВ Форвакуумная область P=10 -3 торр Источник U=0.03 МэВ

12. Радиационная повреждаемость корпусных сталей Первичное образование дефектов -> наноструктурная эволюция -> упрочнение -> увеличение температур ы хрупко-вязкого перехода Матричные дефекты : образование кластеров точечных дефектов и дислокационных петель (1-10нм) . Образование выделений , обогащенных С u и Mn – Ni , карбонитриды ( V ,С r) 7 (C,N) 3 ) (2-3 нм) C егрегация фосфора на границах зерен и межфазных границах . Радиационное охрупчивание: ∆ Т/Т = А F n A - параметр, зависящий от химического состава сталей n – показатель степени F – флюенс быстрых нейтронов bcc  9R  3R  fcc

13. Средний диаметр петель 6нм, плотность петель 2*10 22 м - 3 Микроструктура стали 15Х2МФА ( Cr3+, Е=1.8МэВ, Т= 400 о С, D=0,2 сна)

14. Дозно-температурная зависимость распухания стали Х18Н10Т с учетом скорости создания смещений [ А.Кальченко, Н.Лазарев и др ., 200 9 ] С увеличением скорости создания смещений температурная зависимость распухания исследуемой стали сужается, а максимум распухания сдвигается в область более высоких температур облучения. При температурах, соответствующих максимумам распухания стали, при увеличении интенсивности облучения скорость распухания на стационарной стадии падает, а величина инкубационного периода увеличивается. Увеличение температуры облучения сокращает инкубационный период. , где

15. Температурно-дозные карты распухания стали Х18Н10Т, рассчитанные с помощью моделирующей функции [ А.Кальченко, Н.Лазарев и др ., 200 9 ] Реактор на тепловых нейтронах Реактор на быстрых нейтронах Ускоритель тяжелых ионов На основании наших результатов о распухании стали Х18Н10Т и учета известных реакторных данных построена моделирующая функция, описывающая поведение распухания стали Х18Н10Т в широком интервале доз, температур облучения и скоростей создания смещений. 10 -8 10 -7 10 -6 10 -5 10 -4 10 -3 k , сна / с

16. Циркониевые сплавы- статус и перспективы Перспективы Необходимость о беспечени я глуб ины выгорания ТВЭЛов до 75-80 ГВт д / т U Увеличение ресурса от 30000 до 46000 эфф. ч асов (45 -> 75 ГВт д / т U ) Повышение температуры оболочек ТВЭЛов до 358 О С и паросодержания в теплоносителе до 13% масс. Маневрирование мощностью Безусловное обеспечение критериев безопасности В настоящее время выгорание ТВЭЛов реакторов ВВЭР-1000 составляет 45- 50 ГВт д / т (8-10 сна) Химические составы циркониевых сплавов Задачи Необходима модернизация сплава Э110 в части повышения с опротивлению формоизменению оболочек твэлов ( уступает М5 в PWR). Повышение надежности твэлов нового поколения (циркониевая губка, утонение стенки (от 0.65 до 0.57 мм ) Обеспечение конкурентоспособности (свойства по коррозии и формоизменению) ‏ . Явления деградации Наводораживание Окисление Радиационно-термическая ползучесть Радиационный рост Изменение механических свойств Микроструктурные изменения Сплав Содержание элементов, % Nb Sn Fe O S C Э-110 0.9-1.1  0.1  0.02 Э-125 2.4-2.7  0.1  0.02 М5 0.8-1.2 0.015-0.06 0.09-0.18  0.0035 0.0025-0.012 Zy -2 1.2-1.7 0.07-0.2 0.1-0.14  0.027 Zy - 4 1.2-1.7 0.18-0.24 0.1-0.14  0.027 Э-635 0.9-1.1 1.0-1.5 0.3-0.5  0.1  0.02 Zirlo 0.9-1.1 0.9-1.1 0.09-0.11 0.1-0.14  0.027

17. Сильное влияние кислорода на подавление числа плотности петель с-типа; содержание кислорода : 0.08 (a) 0.19 вес .% (b) a) b) Радиационное поведение сплавов на базе Zr (Zr 6+ , 1.8MeV, 15 сн a, 560 ºC ) [ Р.Василенко и др ., 2008]

18. Источники гелия и водорода Источники поступления гелия и водорода в тепловых реакторах в никель содержащих материалах при нейтронном облучении: реакция коррозии Cr + 30 кэВ H 2 2000 appm Cr + 6 0 кэВ Не 1000 appm Cr Х18Н10Т Одинарный, двойной и тройной пучки : Cr 3+ , He + и H + 50 сна при 600ºC ЭСУВИ Ускоряющее напряжение Cr 3+ , He + and H + : 1.8 МэВ, 60 кэВ, 30 кэВ, соответственно 1) одинарный пучок (Cr 3+ ): распухание 6%; 2) двойной пучок (Cr 3+ + He + ): распухание 6.5%; 3) двойной пучок (Cr 3+ + H + ) : распухание 12%; 4) тройной пучек (Cr 3+ + He + + H + ): эксперимент сейчас проводится …

19. Обнаружен синергетический эффект влияния гелия и водорода. Распухание в присутствии газовых примесей во всех случаях выше, чем при «чистом» повреждающем облучении. Фактор увеличения распухания достигает величины 150. Материалы реакторов 4 поколения ( Gen IV ) Ферритно-мартенситная сталь ЭП-450, облучение ЭСУВИ (Т обл =480 ºС, Е=1,7 МеВ ,Cr 5+ , D= 50 сна, 60 кэВ Не + и 30 кэВ Н 2 + ) Дисперсионно-упрочненные оксидами ферритные сплавы (ЭП-450 ДУО, РМ 200) 1 2 3 Задачи: Дисперсность и однородность распределения оксидов; Стабильность нано оксидов при облучении. Cr , S = 0.017 % Cr , 1000 appm Не , 2000 appm Н S = 1,3 % Cr , 100 appm Не , 4000 appm Н S = 2,5 %

20. Выводы Достижение высоких выгораний ядерного топлива и необходимых уровней безопасности лимитируется недостаточной радиационной стойкостью конструкционных материалов. Основные явления ограничивающие использование материалов (охрупчивание корпусов реакторов, низкотемпературное распухание аустенитных сталей, рост и формоизменение циркониевых сплавов, распухание оболочек и чехлов быстрых реакторов) связаны между собой общей физикой явлений, характерных для облучаемых материалов, но проявляются в специфических условиях. Поставленная цель – участие в «ядерном ренессансе» и достижение коммерчески необходимых уровней выгорания ядерного топлива может быть достигнута только на базе современных научных представлений о роли физических механизмов микроструктурной эволюции, ассоциируемых с изменением первоначальных физико-механических свойств при облучении. Коллаборация физиков-ядерщиков, материаловедов и эксплуатационников ядерных энергетических установок является решающим фактором в решении поставленных задач.