Розроблення та вдосконалення радіаційно стійких конструкційних матеріалів для ядерної енергетики України (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 18 жовтня 2023 р.)

Розроблення та вдосконалення радіаційно стійких конструкційних матеріалів для ядерної енергетики України (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 18 жовтня 2023 р.)

У доповіді наведено найважливіші результати фундаментальних та прикладних досліджень Інституту фізики твердого тіла, матеріалознавства та технологій Національного наукового центру «Харківський фізико-технічний інститут», спрямованих на потреби ядерно-енергетичного комплексу України, зокрема робіт з...

Повний опис

Збережено в:
Бібліографічні деталі
Дата:2023
Автор: Толстолуцька, Г.Д.
Формат: Стаття
Мова:Ukrainian
Опубліковано: Видавничий дім "Академперіодика" НАН України 2023
Назва видання:Вісник НАН України
Теми:
З кафедри Президії НАН України
Онлайн доступ:http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/201640
Теги: Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Цитувати:Розроблення та вдосконалення радіаційно стійких конструкційних матеріалів для ядерної енергетики України (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 18 жовтня 2023 р.) / Г.Д. Толстолуцька // Вісник Національної академії наук України. — 2023. — № 12. — С. 97-103. — Бібліогр.: 5 назв. — укр.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
id irk-123456789-201640
record_format dspace
spelling irk-123456789-2016402025-01-26T18:58:38Z Розроблення та вдосконалення радіаційно стійких конструкційних матеріалів для ядерної енергетики України (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 18 жовтня 2023 р.) Толстолуцька, Г.Д. З кафедри Президії НАН України У доповіді наведено найважливіші результати фундаментальних та прикладних досліджень Інституту фізики твердого тіла, матеріалознавства та технологій Національного наукового центру «Харківський фізико-технічний інститут», спрямованих на потреби ядерно-енергетичного комплексу України, зокрема робіт з матеріалознавчого супроводу його безпечного функціонування, які проводяться у тісній співпраці з Державним підприємством «Національна атомна енергогенеруюча компанія «Енергоатом». The report presents the most important results of fundamental and applied research conducted by the Institute of Solid State Physics, Materials Science and Technology at the National Science Center “Kharkiv Institute of Physics and Technology.” The research focuses on materials science support for the safe operation of the nuclear energy complex in Ukraine. The work is carried out in close collaboration with the State Enterprise “National Nuclear Energy Generating Company “Energoatom”. 2023 Article Розроблення та вдосконалення радіаційно стійких конструкційних матеріалів для ядерної енергетики України (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 18 жовтня 2023 р.) / Г.Д. Толстолуцька // Вісник Національної академії наук України. — 2023. — № 12. — С. 97-103. — Бібліогр.: 5 назв. — укр. 1027-3239 DOI: doi.org/10.15407/visn2023.12.097 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/201640 uk Вісник НАН України Видавничий дім "Академперіодика" НАН України
institution Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection DSpace DC
language Ukrainian
topic З кафедри Президії НАН України
З кафедри Президії НАН України
spellingShingle З кафедри Президії НАН України
З кафедри Президії НАН України
Толстолуцька, Г.Д.
Розроблення та вдосконалення радіаційно стійких конструкційних матеріалів для ядерної енергетики України (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 18 жовтня 2023 р.)
Вісник НАН України
description У доповіді наведено найважливіші результати фундаментальних та прикладних досліджень Інституту фізики твердого тіла, матеріалознавства та технологій Національного наукового центру «Харківський фізико-технічний інститут», спрямованих на потреби ядерно-енергетичного комплексу України, зокрема робіт з матеріалознавчого супроводу його безпечного функціонування, які проводяться у тісній співпраці з Державним підприємством «Національна атомна енергогенеруюча компанія «Енергоатом».
format Article
author Толстолуцька, Г.Д.
author_facet Толстолуцька, Г.Д.
author_sort Толстолуцька, Г.Д.
title Розроблення та вдосконалення радіаційно стійких конструкційних матеріалів для ядерної енергетики України (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 18 жовтня 2023 р.)
title_short Розроблення та вдосконалення радіаційно стійких конструкційних матеріалів для ядерної енергетики України (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 18 жовтня 2023 р.)
title_full Розроблення та вдосконалення радіаційно стійких конструкційних матеріалів для ядерної енергетики України (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 18 жовтня 2023 р.)
title_fullStr Розроблення та вдосконалення радіаційно стійких конструкційних матеріалів для ядерної енергетики України (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 18 жовтня 2023 р.)
title_full_unstemmed Розроблення та вдосконалення радіаційно стійких конструкційних матеріалів для ядерної енергетики України (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 18 жовтня 2023 р.)
title_sort розроблення та вдосконалення радіаційно стійких конструкційних матеріалів для ядерної енергетики україни (стенограма доповіді на засіданні президії нан україни 18 жовтня 2023 р.)
publisher Видавничий дім "Академперіодика" НАН України
publishDate 2023
topic_facet З кафедри Президії НАН України
url http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/201640
citation_txt Розроблення та вдосконалення радіаційно стійких конструкційних матеріалів для ядерної енергетики України (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 18 жовтня 2023 р.) / Г.Д. Толстолуцька // Вісник Національної академії наук України. — 2023. — № 12. — С. 97-103. — Бібліогр.: 5 назв. — укр.
series Вісник НАН України
work_keys_str_mv AT tolstolucʹkagd rozroblennâtavdoskonalennâradíacíjnostíjkihkonstrukcíjnihmateríalívdlââdernoíenergetikiukraínistenogramadopovídínazasídanníprezidíínanukraíni18žovtnâ2023r
first_indexed 2025-02-09T04:42:37Z
last_indexed 2025-02-09T04:42:37Z
_version_ 1823553521442619392
fulltext ISSN 1027-3239. Вісн. НАН України, 2023, № 12 97 РОЗРОБЛЕННЯ ТА ВДОСКОНАЛЕННЯ РАДІАЦІЙНО СТІЙКИХ КОНСТРУКЦІЙНИХ МАТЕРІАЛІВ ДЛЯ ЯДЕРНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ УКРАЇНИ Стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 18 жовтня 2023 року У доповіді наведено найважливіші результати фундаментальних та при- кладних досліджень Інституту фізики твердого тіла, матеріалознавства та технологій Національного наукового центру «Харківський фізико-тех- нічний інститут», спрямованих на потреби ядерно-енергетичного комп- лексу України, зокрема робіт з матеріалознавчого супроводу його безпеч- ного функціонування, які проводяться у тісній співпраці з Державним підприємством «Національна атомна енергогенеруюча компанія «Енерго- атом». Вельмишановний Анатолію Глібовичу! Вельмишановні члени Президії! За даними звіту Всесвітньої ядерної асоціації (World Nuclear Association — WNA), у 2022 р. ядерна генерація забезпечила близько чверті екологічно чистої електричної енергії у світі. В Україні навіть під час війни трохи більше половини загальної генерації електроенергії припадає саме на атомні електростан- ції. Отже, ядерна енергетика і сьогодні, і в майбутньому є чин- ником сталого розвитку економіки нашої країни. З початком широкомасштабної воєнної агресії РФ проти України вироблення електроенергії на атомних електростанці- ях України значно знизилося. До того ж найбільша з них — За- порізька АЕС — ще на початку березня 2022 р. була захопле- на російськими військами, і всі шість енергоблоків поступово було відключено. Однак з огляду на загальне зниження попиту на електроенергію в країні на сьогодні частка атомної генерації у загальному балансі залишається приблизно на довоєнному рівні. ТОЛСТОЛУЦЬКА Галина Дмитрівна — доктор фізико-математичних наук, завідувач відділу фізики радіаційних явищ і радіаційного матеріалознавства Інституту фізики твердого тіла, матеріалознавства та технологій Національного наукового центру «Харківський фізико- технічний інститут» doi: https://doi.org/10.15407/visn2023.12.097 98 ISSN 1027-3239. Visn. Nac. Acad. Nauk Ukr. 2023. (12) З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ Фахівці Національного наукового центру «Харківський фізико-технічний інститут» працюють над вирішенням таких основних за- вдань сучасної ядерної енергетики: • подовження терміну експлуатації діючих енергоблоків АЕС (обґрунтування термінів безпечної експлуатації корпусів, прогнозуван- ня деградації матеріалів внутрішньокорпусних пристроїв, контроль обладнання і трубопрово- дів 2-го контуру тощо); • створення вітчизняного ядерно-паливно- го циклу (розроблення технологій отримання цирконію з української сировини, створення нових сплавів на його основі, розроблення спо- собів модифікування поверхні цирконієвих елементів захисними покриттями тощо); • перероблення та захоронення відпрацьо- ваного ядерного палива і радіоактивних від- ходів; • розроблення перспективних матеріалів для підвищення ефективності та надійності обладнання ядерної енергетики. Виконання поставлених завдань неможливе без вирішення відповідних матеріалознавчих проблем, пов’язаних насамперед з розроблен- ням нових та модифікацією вже відомих кла- сів радіаційно стійких матеріалів. І для діючих реакторів, і для перспективних ядерних уста- новок наступного покоління радіаційне ма- теріалознавство є вкрай важливим, оскільки опромінення впливає на деградацію вихідних фізико-механічних характеристик та розмірну стабільність матеріалів, а отже, саме поведінка конструкційних матеріалів ядерних реакторів значною мірою визначає безпечність експлуа- тації атомних станцій. У рамках вирішення завдання з подовжен- ня строку безпечної експлуатації елементів внутрішньокорпусних пристроїв реактора в ННЦ ХФТІ спільно з Національним техніч- ним університетом «Харківський політехніч- ний інститут» методами чисельного моделю- вання визначено формозміни вигородки та номінального зазору між нею і дистанційними решітками периферійних тепловидільних збі- рок (ТВЗ). Досліджено вплив неоднорідного розподілу температури, радіаційного пошко- дження, об’ємного радіаційного розпухання, радіаційної повзучості матеріалу на довготри- валу міцність внутрішньокорпусних елементів та їх формозміну. Встановлено, що за 60 років максимальні значення деформацій становити- муть приблизно 5,5 %. При цьому максимальні переміщення точок вільної вигородки назовні не перевищуватимуть 0,4 см, всередину — 1 см, що свідчить про ймовірну відсутність контак- ту з паливом. Виконано роботи з встановлення прямими методами неруйнівного контролю реального стану металу трубопроводів Південноукраїн- ської АЕС. Річ у тім, що температурне старін- ня сталей, з яких виготовлено головні цирку- ляційні трубопроводи (ГЦТ) та трубопрово- ди гострої пари і живильної води, зумовлене міграцією вуглецю з тіла зерен до границь з утворенням та зростанням на них глобулярних частинок карбідів. За результатами кінетич- них досліджень встановлено, що структурні зміни приводять до немонотонної залежності властивостей сталей у процесі їх експлуатації (рис. 1). Результати всього циклу виконаних робіт було враховано при подовженні строків екс- плуатації ГЦТ енергоблоків Південноукраїн- Рис. 1. Зміна межі міцності металу стиснених зон зги- нів ГЦТ Південноукраїнської АЕС [1]: 1 — 1-й енер- гоблок, «холодна» (288 °С) нитка, середній діаметр зерна 55 мкм; 2 — 2-й енергоблок, «гаряча» (320 °С) нитка, середній діаметр зерна 22 мкм; 3 — 3-й енерго- блок, «холодна» (288 °С) нитка, середній діаметр зер- на 18 мкм ISSN 1027-3239. Вісн. НАН України, 2023, № 12 99 З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ ської АЕС після 200 тис. годин експлуатації. Для подальшого подовження терміну експлу- атації потрібно забезпечити постійний моніто- ринг властивостей металу з одних і тих самих ділянок діючих трубопроводів як з вирізанням проб металу, так і за вимірюваннями твердості. Необхідність забезпечення ефективності та конкурентоспроможності ядерного пали- ва ставить завдання з вдосконалення сплаву для труб оболонок тепловидільних елемен- тів (ТВЕЛів) і комплектуючих ТВЗ з метою підвищення ресурсу їх роботи до 5—6 років. Останнім часом було вивчено вплив мікро- домішок заліза і кисню у сплаві Zr1%Nb на корозійні, радіаційні та механічні властивос- ті. Встановлено, що для забезпечення запа- су властивостей сплавів цирконію необхідно оптимізувати вміст заліза (зміцнює сплав під час опромінення, ефективно підвищує опір ра- діаційному росту, повзучості та корозії) та кис- ню (підвищує стійкість до корозії в теплоносії та опір радіаційному росту), а також викорис- товувати цирконієву губку як основу сплаву, оскільки вона відповідає критеріям безпеки в умовах зростання реактивності (RIA) та втра- ти теплоносія (LOCA). В ННЦ ХФТІ було проведено роботи у рам- ках концепції ядерного палива, стійкого до аварійних умов, — так званої концепції ATF. Ця концепція з’явилася після аварії на япон- ській АЕС «Фукусіма-1». Тяжкі наслідки цієї катастрофи були спричинені вибухом водню, що утворився внаслідок швидкого окиснення цирконієвих паливних оболонок. Фахівці нашого інституту розробили техно- логічні процеси осадження захисних вакуум- но-дугових покриттів на оболонки з цирконіє- вих сплавів та провели комплексні досліджен- ня їхніх захисних властивостей. Розроблено модель устаткування для реалізації процесів осадження захисних хромових покриттів на оболонки ТВЕЛів. Показано, що хромові по- криття можна застосовувати для захисту цир- конієвих сплавів як в умовах нормальної екс- плуатації, так і в аварійних ситуаціях [2]. Розвиток робіт з удосконалення обладнання й технологічних процесів осадження захисних покриттів дасть Україні власні інноваційні технології у сфері енергетики і відкриє шлях до їх комерціалізації. Тепер коротко зупинюся на проблемах, по- в’я за них з відпрацьованим ядерним паливом. Як відомо, в Україні накопичено понад 50 тис. м3 рідких радіоактивних відходів (РАВ). Єдиний підхід до поводження з ними і єдину технологію їх отвердження досі не вибрано. Традиційно отвердження рідких РАВ проводили в матриці на основі портландцементу (цементування), проте згодом було виявлено недоліки цієї тех- нології. Річ у тім, що міцність бетонних компа- ундів у разі тривалого радіаційного впливу на них з боку РАВ з часом зменшується. Крім того, процес отвердження за цією технологією супро- воджується викидами в атмосферу значних об- сягів СО2 при виготовленні клінкеру — осно- вного компонента цементної суміші. Дотримуючись сучасного міжнародного вектору, вчені ННЦ ХФТІ працюють над роз- робленням нової перспективної технології, пов’язаної зі створенням геополімерів, отри- маних лужною активацією алюмосилікатної сировини. Ця технологія є безклінкерною, а отже, належить до низьковуглецевих техно- логій. Особливість підходу, запропонованого в ННЦ ХФТІ, полягає у використанні алюмо- силікатної сировини, у вигляді як природної каолінової глини з подальшою її термооброб- кою (метакаолін), так і промислових відходів, зокрема золи виносу теплових станцій і домен- ного шлаку, що підвищує економічну ефектив- ність технології. Було виготовлено дослідні геополімерні зразки з вмістом до 30 мас.% імітатора рідких РАВ. Механічні випробування показали, що міцність на стиск становить понад 12 МПа (за нормативними вимогами має бути не менш як 5 МПа), що свідчить про перспективність цієї технології для отвердження рідких РАВ. Ці роботи виконуються за підтримки Об’єд- наної європейської програми Євратома з роз- роблення технологій поводження з радіоак- тивними відходами, в якій ННЦ ХФТІ бере участь на правах бенефіціара та співпрацює з Інститутом геохімії навколишнього середови- 100 ISSN 1027-3239. Visn. Nac. Acad. Nauk Ukr. 2023. (12) З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ ща НАН України, який також є учасником цієї програми. Впровадження пасивної системи безпеки та підвищення економічності ядерної енерге- тики зумовлюють необхідність розроблення та впровадження ядерних реакторів нових по- колінь. Однак традиційні сплави, що застосо- вують у діючих комерційних реакторах, воче- видь, не можуть задовольнити більш суворі ви- моги до експлуатації при створенні наступного покоління перспективних ядерних енергетич- них систем. Тому вкрай необхідним і актуаль- ним завданням є пошук нових конструкційних матеріалів, з кращими характеристиками для роботи в екстремальних умовах (високі тем- пература і тиск, сильна корозія і значні рівні пошкоджень під час опромінення, зокрема до 200 зсувів на атом (зна) у реакторах на швид- ких нейтронах порівняно з 10—80 зна для ви- користо вуваних нині ректорів). Ці проблеми є досить складними через недостатність наших знань про природу радіаційно-індукованих явищ і пошкоджень матеріалу в малодослідже- ному діапазоні дуже високих доз опромінення. У цьому контексті імітаційні технології, розроблені в ННЦ ХФТІ, дають змогу значно скоротити час і заощадити матеріальні ресур- си в процесі вибору й оптимізації хімічного складу, термічної та термомеханічної обробки кандидатних матеріалів різного типу реакто- рів. З 1974 р. в ННЦ ХФТІ розгорнуто широ- комасштабні дослідження в галузі фізики ра- діаційних явищ і використання прискорювачів для потреб радіаційного матеріалознавства. Саме завдяки прискорювачам заряджених час- тинок було реалізовано унікальну можливість порівняти радіаційну пошкоджуваність сталей і сплавів при високодозному опроміненні аж до 500 зна. На жаль, внаслідок воєнних дій зазнав руй- нувань наш електростатичний прискорювач із зовнішнім інжектором. Незалежна експертиза оцінила відновлення будівлі та самого при- скорювача приблизно у 20 млн грн. Проте ми продовжуємо матеріалознавчі дослідження, використовуючи можливості інших приско- рювачів. Незважаючи на постійні обстріли, нам вдалося зберегти більшість сучасного ви- сокотехнологічного обладнання. У рамках робіт зі створення та кваліфікації інноваційних матеріалів з підвищеною стійкіс- тю до корозії, температури та опромінення для очікуваних умов застосування передових тех- нологій поділу (у тому числі в дослідницьких та модульних реакторах) фахівці ННЦ ХФТІ у колаборації з Центром енергетичних, екологіч- них і технологічних досліджень (CIEMAT, Іс- панія) розробили новий технологічний процес керування структурою феритно-мартенситних Рис. 3. Криві розтягу сталі Т91 після стандартної тер- мообробки (СТО) і 3 циклів БОВ + ТО Рис. 2. Процеси і режими керування структурою ма- теріалів (БОВ — багатоциклове осадження-видавлю- вання; ТО — термообробка) [3] ISSN 1027-3239. Вісн. НАН України, 2023, № 12 101 З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ сталей. Процес передбачає інтенсивну плас- тичну деформацію за підвищених температур з наступною термічною обробкою (ІПД+ТО). Для здійснення ІПД використано розро- блений у ННЦ ХФТІ спосіб багатоциклового осадження та видавлювання (БОВ) (рис. 2). Перевагою такого методу є простота виготов- лення технологічного оснащення і можливість використання заготовок великих розмірів (ді- аметром 250 мм і висотою до 700 мм). Запропонована технологія ІПД+ТО забезпе- чує підвищення умовної межі текучості та межі міцності приблизно на 35 % за Т = 550 °С порів- няно зі стандартною термообробкою (рис. 3). При цьому пластичність залишається на до- статньо високому технологічному рівні (10 %). Додатковою перевагою технології є також те, що сталь після такої термообробки перебу- ває в термодинамічно рівноважному стані. Це є передумовою високої стабільності власти- востей в умовах довготривалої експлуатації за підвищених температур. Після ІПД+ТО тонка мікроструктура ста- лі має високу щільність границь і карбідних виділень, які діють як «поглиначі дефектів» радіаційного походження, що значною мірою впливає на зниження радіаційного розпухання і окрихчення (зміцнення) матеріалу. Фахівці Інституту фізики твердого тіла, матеріалознавства та технологій ННЦ ХФТІ вперше в Україні розробили технологічну схе- му виготовлення дисперсно зміцнених окси- дами сталей (ДЗО-сталей), яка поєднує по- рошкову металургію, механічне легування та пресування. Отримано новітні матеріали, то- лерантні до високого рівня радіації, з високою поглинальною здатністю наночастинок для вловлювання як He (у дрібних бульбашках), так і вакансій (посилення самовідновлення по- шкоджень завдяки рекомбінації з міжвузель- ними атомами). Стійкість до радіаційного вакансійного роз- пухання сталі Х18Н10Т ДЗО у 2,5 раза вища порівняно зі сталлю Х18Н10Т, що свідчить про позитивну роль оксидних частинок у посилен- ні рекомбінації полярних точкових дефектів при опроміненні (рис. 4). За радіаційною стійкістю та характеристи- ками міцності розроблена ДЗО-сталь є пер- спективною для використання в ядерній енер- гетиці як матеріал для оболонок трубок і чох- лів збірок у швидких реакторах [4]. Результати досліджень розвитку газової по- ристості в ДЗО-сталях показали, що присут- ність інертного газу (аргону) посилює заро- дження порожнин, які діють як пастки точко- вих дефектів і можуть обмежити розпухання. Комбінований вплив механічного легування нанооксидами та спільного введення аргону є ефективним для зменшення розпухання аус- тенітної сталі Х18Н10Т ДЗО приблизно вдвічі за дози опромінення 120 зна. Слід зазначити, що розвиток радіаційно індукованої газової пористості має певні осо- Рис. 4. Сталі Х18Н10Т і Х18Н10Т ДЗО: а — мікро- структура; б — вакансійне розпухання (E = 1,8 МеВ Cr3+) 102 ISSN 1027-3239. Visn. Nac. Acad. Nauk Ukr. 2023. (12) З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ бливості за наявності виділень з різною роз- мірною невідповідністю до матриці. Тільки некогерентні карбіди (TiC) та оксиди (Y-Ti-O) високої щільності ізолюють інертний газ у ви- гляді дрібнодисперсних бульбашок на межі поділу виділення — матриця, що приводить до меншого об’ємного розпухання і пригнічує ди- фузію інертного газу до межі зерна. В ННЦ ХФТІ вперше розроблено та дослі- джено новітній клас перспективних для ядер- ної енергетики матеріалів — високоентропійні сплави (ВЕСи). ВЕСи — це сплави, які мають у своєму складі 5 і більше елементів-металів і при цьому концентрація кожного з них коли- вається в інтервалі 5—35 ат.%. Є ціла низка факторів, які впливають на мікроструктуру та властивості ВЕСів. Проте серед них виділяють чотири основні ефекти, а саме: • термодинамічний — ефект високої ентро- пії, що перешкоджає утворенню складних фаз і спрощує мікроструктуру; • кінетичний — сповільнена дифузія, що знижує кінетику фазових перетворень; • структурний — сильне викривлення ґрат- ки, що може значно впливати на властивості; • коктейльний — ефект, який приводить до підвищених властивостей порівняно з розра- хованими за правилом суміші. Завдяки своїм структурним особливостям ВЕСи мають набір унікальних властивостей: висока міцність, висока в’язкість руйнуван- ня за низьких температур, висока термічна стабільність, корозійна стійкість. Такі сплави можуть стати перспективними матеріалами для різних сфер застосування, таких як аеро- космічна галузь, ядерна енергетика, кріогеніка, біомедицина та багато інших. Дослідження ВЕСів у ННЦ ХФТІ розпо- чалося у 2004 р. Першими в Україні почали вивчати ці сплави дослідники з Інституту про- блем матеріалознавства ім. І.М. Францеви- ча НАН України під керівництвом академіка НАН України Сергія Олексійовича Фірстова. Нашу увагу ВЕСи привернули насамперед можливістю їх ви користання як радіаційно стійких конструкційних матеріалів у ядерних реакторах нового покоління. Було проведено цикл досліджень комплексу властивостей ви- сокоентропійних сплавів та розроблено нов ий клас цих матеріалів, у яких додаткове поліп- шення механічних і радіаційних характерис- тик було досягнуто завдяки нанорозмірним виділенням термодинамічно стабільних окси- дів. На прикладі сплавів системи Cr-Fe-Ni-Mn встановлено, що нанооксиди значно поліпшу- ють характеристики міцності та радіаційну стійкість ВЕСів (рис. 5). Накопичений досвід зі створення висо- коентропійних сплавів дозволив фахівцям ННЦ ХФТІ розробити нові легкі багато- компонентні концентровані сплави на осно- ві титану (сплави системи Ti-Cr-Al-V-Nb), що мають об’ємноцентровану кубічну ґратку (ОЦК-ВЕСи) і високу пластичність за кімнат- ної та підвищених температур. Характерис- тики міцності сплавів за температури 650 °С значно перевищують характеристики відомих жароміцних титанових сплавів, а також реак- торних сталей. Показано, що ОЦК-ВЕСи при опромінюванні є більш стійкими до зміцнення (окрихчення), ніж ВЕСи з гранецентрованою кубічною ґраткою. Переважна більшість зазначених вище до- сліджень виконуються в рамках колабора- Рис. 5. Дозові залежності радіаційного зміцнення сплавів SS316; ВЕС (20Cr–40Fe–20Mn–20Ni (ат. %)) і ДЗО ВЕС (20Cr–40Fe–20Mn–20Ni+(Y, Zr)2O3) [5] ISSN 1027-3239. Вісн. НАН України, 2023, № 12 103 З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ ції з міжнародними науковими центрами. ННЦ ХФТІ посідає перші місця у рейтингах участі в міжнародних програмах, що зумовле- но високим рівнем досягнень та кваліфікації науковців у таких напрямах, як ядерні мате- ріали, матеріали для поводження з радіоак- тивними відходами, конструкційні матеріали для ядерної енергетики, фізика плазми та ке- рований термоядерний синтез, дослідження матеріалів для керованого термоядерного син- тезу та ін. Інститут брав участь у шести про- єктах за програмою «Горизонт-2020» (ESSA- NUF, PREDIS, EURAD, EUROfusion H2020, UAinEuratom, EURIZON), зараз триває вико- нання трьох проєктів за програмою «Горизонт Європа» (INNUMAT, EUROfusion Horizon Europe, UAinEuratom21), цього року подано ще дві заявки на участь у проєктах Connect NM і EURAD2. Ми також тісно співпрацюємо з НАЕК «Енергоатом», багатьма українськи- ми академічними установами, університетами, маємо успішні впровадження наших розробок на підприємствах України. Дякую за увагу! За матеріалами засідання підготувала О.О. Мележик REFERENCES 1. Gozhenko S.V. Empirical predicted residual life of the base metal of MCP of WWER-1000 reactors in operation. Problems of Atomic Science and Technology. 2023. (2): 42—45. https://doi.org/10.46813/2023-144-042 2. Kuprin A.S., Vasilenko R.L., Tolstolutskaya G.D., Voyevodin V.N., Belous V.A., Ovcharenko V.D., Kopanets I.E. Irra- diation resistance of chromium coatings for ATFC in the temperature range 300—550°C. Journal of Nuclear Materials. 2021. 549: 152908. https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2021.152908 3. Voyevodin V., Tikhonovsky M., Rostova H., Kalchenko A., Kolodiy I., Andrievskaya N., Okovit V., Serrano M., Her- nandez R., Velikodnyi O., Levenets A. A new approach to thermo-mechanical treatment of steel T91 by multiple up- setting-extrusion in a ferritic range. Materials Science & Engineering A. 2021. 822: 141686. https://doi.org/10.1016/j. msea.2021.141686 4. Velikodnyi A.N., Voyevodin V.N., Kalchenko A.S., Karpov S.A., Kolodiy I.V., Tikhonovsky M.A., Tolstolutskaya G.D., Garner F.A. Impact of nano-oxides and injected gas on swelling and hardening of 18Cr10NiTi stainless steel during ion irradiation. Journal of Nuclear Materials. 2022. 565: 153666. https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2022.153666 5. Voyevodin V.N., Karpov S.A., Tolstolutskaya G.D., Tikhonovsky M.A., Velikodnyi A.N., Kopanets I.E., Tolmacho- va G.N., Kalchenko A.S., Vasilenko R.L., Kolodiy I.V. Effect of irradiation on microstructure and hardening of Cr– Fe–Ni–Mn high-entropy alloy and its strengthened version. Philosophical Magazine. 2020. 100(7): 822—836. https:// doi.org/10.1080/14786435.2019.1704091 Galyna D. Tolstolutska National Science Center “Kharkiv Institute of Physics and Technology” of the National Academy of Sciences of Ukraine, Kharkiv, Ukraine ORCID: https://orcid.org/0000-0003-3091-4033 DEVELOPMENT AND IMPROVEMENT OF RADIATION-RESISTANT STRUCTURAL MATERIALS FOR THE NUCLEAR POWER INDUSTRY OF UKRAINE Transcript of scientific report at the meeting of the Presidium of NAS of Ukraine, October 18, 2023 The report presents the most important results of fundamental and applied research conducted by the Institute of Solid State Physics, Materials Science and Technology at the National Science Center “Kharkiv Institute of Physics and Tech- nology.” The research focuses on materials science support for the safe operation of the nuclear energy complex in Ukraine. The work is carried out in close collaboration with the State Enterprise “National Nuclear Energy Generating Company “Energoatom.” Cite this article: Tolstolutska G.D. Development and improvement of radiation-resistant structural materials for the nuclear power industry of Ukraine. Visn. Nac. Akad. Nauk Ukr. 2023. (12): 97—103. https://doi.org/10.15407/ visn2023.12.097

Схожі ресурси