Повідомлення про помилку

Warning: ini_set() [function.ini-set]: A session is active. You cannot change the session module's ini settings at this time in drupal_environment_initialize() (line 692 of /home/visnyk-nanu/www/includes/bootstrap.inc).

Вісник НАН України. 2014. №2. С. 84-90.

КАЛЬЧЕНКО Олександр Сергійович –
кандидат фізико-математичних наук, науковий співробітник
Інституту фізики твердого тіла, матеріалознавства та технологій
ННЦ «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України

РАДІАЦІЙНЕ РОЗПУХАННЯ МАТЕРІАЛІВ ВНУТРІШНЬОКОРПУСНИХ ПРИСТРОЇВ РЕАКТОРІВ ВВЕР
За матеріалами наукового повідомлення на засіданні Президії НАН України 2 жовтня 2013 року

Методом експресного опромінення на прискорювачі отримано систематичні дані з розпухання сталі 08Х18Н10Т – матеріалу внутрішньокорпусних пристроїв реакторів ВВЕР за різних умов опромінення (дози, температури, швидкості створення зміщень, концентрації гелію й водню). Встановлено особливості впливу гелію і водню на процеси розпухання за зміни температури опромінення. Побудовано функцію, яка описує розпухання досліджуваної сталі в широкому інтервалі доз, температур і швидкостей створення зміщень, характерних як для реакторних умов, так і для опромінень на іонних прискорювачах. Виконано прогноз розпухання сталі 08Х18Н10Т по перетину вигородки реактора ВВЕР-1000 у процесі тривалої експлуатації (30–60 років). Досліджено розпухання перспективної сталі 08Х18Н10Т ДЗО (дисперсно-зміцненої оксидами), опроміненої на прискорювачі, й виявлено, що її стійкість до радіаційного розпухання вища, ніж сталі 08Х18Н10Т.

Ключові слова: реактори ВВЕР, сталь 08Х18Н10Т, дисперсно-зміцнена оксидами сталь, опромінення, радіаційне розпухання, гелій та водень.

В оновленій Енергетичній стратегії України на період до 2030 р. передбачено подовження експлуатації діючих атомних енергоблоків загальною потужністю 11 ГВт на 30 років понад проектні терміни, а також збереження до 2030 р. частки генерованої на АЕС електроенергії на рівні 50% від загального обсягу вітчизняного виробництва. Однак досягнення встановленої мети обмежується радіаційною стійкістю конструкційних матеріалів, оскільки в них під час роботи реакторів на теплових нейтронах спостерігається досить значне накопичення флюенсу нейтронів та нагрівання внаслідок поглинання гамма-квантів і нейтронів. Взаємодія нейтронів з атомами матеріалів внутрішньокорпусних пристроїв (ВКП) крім утворення радіаційних дефектів призводить до появи чужорідних атомів з ядерних реакцій трансмутації. Особливе значення ядерних реакцій трансмутації полягає в генеруванні газових трансмутантів – гелію і водню, концентрації яких, за 30 років експлуатації вигородки реактора на теплових нейтронах, можуть досягати 1000 та 2000 appm відповідно [1–3].

У конструюванні реакторів на теплових нейтронах як матеріал для ВКП зазвичай використовували аустенітну нержавіючу сталь 08Х18Н10Т. Такий вибір був зумовлений лише технологічними міркуваннями, адже радіаційні властивості цієї сталі на той час практично не враховувалися. З розвитком радіаційного матеріалознавства впродовж майже півстолітнього періоду було накопичено значний експериментальний матеріал, отримано радіаційні характеристики аустенітних нержавіючих сталей, зокрема сталі 08Х18Н10Т, відкрито нові радіаційні явища, серед яких одним із найважливіших виявилося явище вакансійного розпухання.

Радіаційне розпухання спричинює прогресуючу формозміну елементів конструкцій реакторів, що може призвести до неможливості їх нормального функціонування. На сьогодні вже встановлено й аналітично описано основні закономірності залежності розпухання від дози (флюенсу нейтронів), температури опромінення, хімічного складу та вихідного структурного стану сталей. Проте для узагальнення наявних результатів нині не вистачає даних систематичних досліджень впливу на розпухання окремих факторів, таких як швидкість створення зміщень, накопичення гелію та водню. Водночас нестача знань про поведінку матеріалів у процесі тривалої роботи реактора (вплив фактора часу) за відповідних температур і нейтронно-фізичних параметрів ускладнює обґрунтування надійності експлуатації ВКП.

У зв’язку з цим актуальними напрямами досліджень є систематичне вивчення, аналіз та узагальнення закономірностей впливу різних експлуатаційних факторів на розпухання і мікроструктуру сталей аустенітного класу, прогнозування роботоздатності елементів конструкцій реакторів за високих пошкоджувальних доз, а також розроблення нових конструкційних матеріалів для реакторів. Повний текст