Наука - практике

Реакторное материаловедение на ИБР-2

Второй премии ОИЯИ 2014 года в области прикладных научно-технических исследований за цикл работ "Нейтронная диагностика перспективных реакторных материалов" удостоены А.М.Балагуров, Г.Д.Бокучава, Р.Н.Васин, И.В.Папушкин, В.В.Сумин.

По данным МАГАТЭ - Международного агентства по атомной энергии, в 2014 году в мире функционировал 391 энергетический ядерный реактор (не считая 48 японских, остановленных после землетрясения 11 марта 2011 года). В таких странах, как Франция, Словакия и Венгрия, атомные реакторы вырабатывают более половины электроэнергии. Наибольшее число энергетических реакторов действует в США - их ровно сто, и они передали потребителям около 800 тысяч Гигаватт-часов электроэнергии за год. Это третья часть всей вырабатываемой атомными станциями энергии в мире, и почти 20 процентов всей электроэнергии в Соединенных Штатах. В Российской Федерации вклад в выработку электроэнергии тридцати четырех энергетических реакторов составляет около 170 тысяч Гигаватт-часов - третий результат в мире после США и Франции. И, несмотря на дебаты, идущие вокруг дальнейшего использования атомной энергетики, очевидно, что она еще долго будет играть значительную роль в энергосистемах многих государств.

Важный элемент в обеспечении безопасности функционирования атомных станций - выбор специальных материалов и методов изготовления узлов и деталей реакторов: корпусов, замедлителей, элементов системы охлаждения и т.д. Различный состав, различные способы термической и механической обработки материалов приводят к формированию в материалах преимущественных ориентировок кристаллических зерен (кристаллографической текстуры), специфических микроструктур (формы зерен, распределение их по размерам, изменение плотности краевых и винтовых дислокаций, появление наноразмерных включений). В материалах образуются и сохраняются механические напряжения: растягивающие, сжимающие, сдвиговые. Все это оказывает влияние на упругие и тепловые свойства изготовленных деталей, их прочность и пластичность, износостойкость и трещиностойкость, устойчивость к радиационной ползучести и распуханию. При изучении перспективных реакторных материалов, которые будут применяться при строительстве атомных электростанций, свойств этих материалов и происходящих с ними изменений помогают методики рассеяния нейтронов, реализуемые на выведенных пучках исследовательских реакторов. Среди российских исследовательских источников нейтронов выделяется уникальная установка - единственный в мире импульсный реактор ИБР-2 в ОИЯИ. На нескольких его установках: Фурье-дифрактометре высокого разрешения ФДВР, специализированном дифрактометре для изучения механических напряжений ФСД и текстурном дифрактометре СКАТ, - в течение последних лет успешно ведутся исследования различных реакторных материалов: специальных сталей, циркониевых сплавов, поликристаллического графита и ряда других.

На снимке: И.В.Папушкин настраивает оборудование Фурье-дифрактометра ФСД для проведения экспериментов.

Дифракция нейтронов и особенно дифракция с использованием метода времени пролета, реализованная на ИБР-2, позволяет получить исключительно важную информацию о микроструктуре материала: средней по измеряемому объему деформации кристаллической решетки и микродеформациях в пределах кристаллических зерен, кристаллографической анизотропии деформаций, преимущественных ориентировках зерен материала. В отличие от других методов, эту информацию можно получить для каждой фазы многофазного материала отдельно и, что особенно важно, - о распределении этих параметров в объеме материала (до 2 см для изделий из стали и до 6 см - из алюминия).

Приведем здесь лишь несколько полученных результатов. Для графита ГР-280 (используется как замедлитель нейтронов в реакторах) было показано, что при изготовлении графитового блока экструзией в нем формируются преимущественные ориентировки зерен, и оси симметрии гексагонального графита ориентируются параллельно направлению экструзии. Это обуславливает анизотропию упругих свойств графитового блока. С ориентациями зерен графита связаны в основном ориентации существующей в графите сложной системы пор и микротрещин, которые не закрываются даже при повышенных давлениях. Поры и трещины сильно влияют как на физические свойства графитового блока, так и на анизотропное распухание графитовой кладки при эксплуатации реактора.

Изучены свойства дисперсионно-упрочненных сталей, свойства которых контролируются нановключениями карбидов и интерметаллидов. Показано, что в стали Х16Н15М3Т1 с ростом когерентно связанных с решеткой интерметаллических наночастиц возрастает плотность дислокаций и увеличивается ее твердость. Вдоль радиуса заглушек твэлов, изготовленных из циркониевого сплава Э-110 с помощью ротационной ковки, обнаружены растягивающие механические напряжения, способствующие диффузии водорода в этом направлении. В то же время отжиг таких заглушек не приводит к изменению их упругих свойств и снимает остаточные напряжения. Исследование восстановленных образцов-свидетелей, помещаемых в зону реактора для оценки степени влияния радиационных повреждений, показало, что электронно-лучевой метод сварки этих образцов оказался предпочтительнее сварки дуговой и лазерной. Он привносит наименьший уровень остаточных напряжений в сварные швы образцов-свидетелей. Этот результат особенно важен для выработки оптимальной методики восстановления образцов-свидетелей и численных оценок, лежащих в основе моделей радиационного охрупчивания и потенциального ресурса работы узлов реактора.

Особо следует отметить, что работа была проведена в тесном сотрудничестве с коллегами из российских исследовательских институтов и из научных центров Швейцарии, Германии, Чехии, Южной Африки.

В настоящее время эксперименты в области материаловедения на обновленном реакторе ИБР-2 набирают ход. И возможно, что результаты проведенных на нем экспериментов будут использованы при будущих его модернизациях, при строительстве новых перспективных исследовательских нейтронных источников и атомных электростанций. Очевидно, что наработки в области современного реакторного материаловедения будут использованы и в проектах термоядерных электростанций недалекого будущего, таких как ITER и DEMO.

Г.Бокучава, Р.Васин