Роль высокочистых металлов в создании новых материалов для элементов конструкций АЭС

Представлена информация о современном состоянии ядерной энергетики, ее преимуществах и перспективности для нашей страны. Показано, что дальнейшее развитие атомной энергетики в значительной степени зависит от разработок новых перспективных конструкционных материалов для реакторов нового поколения и у...

Ausführliche Beschreibung

Gespeichert in:

Bibliographische Detailangaben
Veröffentlicht in:	Вопросы атомной науки и техники
Datum:	2008
1. Verfasser:	Пилипенко, Н.Н.
Format:	Artikel
Sprache:	Russian
Veröffentlicht:	Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України 2008
Schlagworte:	Чистые материалы и вакуумные технологии
Online Zugang:	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/110756
Tags:	Tag hinzufügen Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Zitieren:	Роль высокочистых металлов в создании новых материалов для элементов конструкций АЭС / Н.Н. Пилипенко // Вопросы атомной науки и техники. — 2008. — № 1. — С. 10-17. — Бібліогр.: 39 назв. — рос.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-110756
record_format	dspace
spelling	Пилипенко, Н.Н. 2017-01-06T10:03:36Z 2017-01-06T10:03:36Z 2008 Роль высокочистых металлов в создании новых материалов для элементов конструкций АЭС / Н.Н. Пилипенко // Вопросы атомной науки и техники. — 2008. — № 1. — С. 10-17. — Бібліогр.: 39 назв. — рос. 1562-6016 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/110756 621.039.53 Представлена информация о современном состоянии ядерной энергетики, ее преимуществах и перспективности для нашей страны. Показано, что дальнейшее развитие атомной энергетики в значительной степени зависит от разработок новых перспективных конструкционных материалов для реакторов нового поколения и усовершенствования материалов эксплуатируемых ядерно-энергетических установок. Представлена інформація про сучасний стан ядерної енергетики, її переваги і перспективність для нашої країни. Показано, що подальший розвиток атомної енергетики в значній мірі залежить від розробок нових перспективних конструкційних матеріалів для реакторів нового покоління і удосконалення матеріалів експлуатованих ядерно-енергетичних установок. Information about the modern state of nuclear power, its advantages and perspective for our country is represented. It is shown, that further development of nuclear power largely relies on developments of new perspective construction materials for the reactors of a new generation and improvement of materials of the exploited nuclear-power plants. ru Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Чистые материалы и вакуумные технологии Роль высокочистых металлов в создании новых материалов для элементов конструкций АЭС Роль високочистих металів у створенні нових матеріалів для елементів конструкцій АЕС Role of high-pure metals in creation of new materials for the elements of constructions of npp Article published earlier
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
title	Роль высокочистых металлов в создании новых материалов для элементов конструкций АЭС
spellingShingle	Роль высокочистых металлов в создании новых материалов для элементов конструкций АЭС Пилипенко, Н.Н. Чистые материалы и вакуумные технологии
title_short	Роль высокочистых металлов в создании новых материалов для элементов конструкций АЭС
title_full	Роль высокочистых металлов в создании новых материалов для элементов конструкций АЭС
title_fullStr	Роль высокочистых металлов в создании новых материалов для элементов конструкций АЭС
title_full_unstemmed	Роль высокочистых металлов в создании новых материалов для элементов конструкций АЭС
title_sort	роль высокочистых металлов в создании новых материалов для элементов конструкций аэс
author	Пилипенко, Н.Н.
author_facet	Пилипенко, Н.Н.
topic	Чистые материалы и вакуумные технологии
topic_facet	Чистые материалы и вакуумные технологии
publishDate	2008
language	Russian
container_title	Вопросы атомной науки и техники
publisher	Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
format	Article
title_alt	Роль високочистих металів у створенні нових матеріалів для елементів конструкцій АЕС Role of high-pure metals in creation of new materials for the elements of constructions of npp
description	Представлена информация о современном состоянии ядерной энергетики, ее преимуществах и перспективности для нашей страны. Показано, что дальнейшее развитие атомной энергетики в значительной степени зависит от разработок новых перспективных конструкционных материалов для реакторов нового поколения и усовершенствования материалов эксплуатируемых ядерно-энергетических установок. Представлена інформація про сучасний стан ядерної енергетики, її переваги і перспективність для нашої країни. Показано, що подальший розвиток атомної енергетики в значній мірі залежить від розробок нових перспективних конструкційних матеріалів для реакторів нового покоління і удосконалення матеріалів експлуатованих ядерно-енергетичних установок. Information about the modern state of nuclear power, its advantages and perspective for our country is represented. It is shown, that further development of nuclear power largely relies on developments of new perspective construction materials for the reactors of a new generation and improvement of materials of the exploited nuclear-power plants.
issn	1562-6016
url	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/110756
citation_txt	Роль высокочистых металлов в создании новых материалов для элементов конструкций АЭС / Н.Н. Пилипенко // Вопросы атомной науки и техники. — 2008. — № 1. — С. 10-17. — Бібліогр.: 39 назв. — рос.
work_keys_str_mv	AT pilipenkonn rolʹvysokočistyhmetallovvsozdaniinovyhmaterialovdlâélementovkonstrukciiaés AT pilipenkonn rolʹvisokočistihmetalívustvorennínovihmateríalívdlâelementívkonstrukcíiaes AT pilipenkonn roleofhighpuremetalsincreationofnewmaterialsfortheelementsofconstructionsofnpp
first_indexed	2025-11-25T22:20:27Z
last_indexed	2025-11-25T22:20:27Z
_version_	1850563000352636928
fulltext	УДК 621.039.53 РОЛЬ ВЫСОКОЧИСТЫХ МЕТАЛЛОВ В СОЗДАНИИ НОВЫХ МАТЕ- РИАЛОВ ДЛЯ ЭЛЕМЕНТОВ КОНСТРУКЦИЙ АЭС Н.Н. Пилипенко Национальный научный центр «Харьковский физико-технический институт», г.Харьков, Украина; E-mail: azhazha@kipt.kharkov.ua Представлена информация о современном состоянии ядерной энергетики, ее преимуществах и перспек- тивности для нашей страны. Показано, что дальнейшее развитие атомной энергетики в значительной степе- ни зависит от разработок новых перспективных конструкционных материалов для реакторов нового поколе- ния и усовершенствования материалов эксплуатируемых ядерно-энергетических установок. Значительный рост мирового энергопотребления является неизбежным в двадцать первом веке. По оценкам многих мировых организаций и аналитиков глобальное потребление энергии в мире в последние 30 лет увеличивалось со скоростью более 3% в год. Рост населения планеты (до 2% в год) и укрепление устойчивого развития мировой экономики приведут к повышению мирового производства в 3…5 раз к 2050 г. и в 10…15 раз к 2100 г., что вместе со стрем- лением к более справедливому и равномерному рас- пределению энергии по регионам мира потребуют увеличения энергопотребления соответственно в 3…5 раз [1]. Исследования ряда зарубежных ученых [2-4] позволяют проследить динамику развития и смены основных энерготехнологий: древесина, уголь, нефть, газ, ядерная энергия (рис.1). Эти зависимости получены, опираясь на информацию о вкладе раз- личных энерготехнологий в мировое производство энергии. Органическое топливо будет продолжать слу- жить главным источником энергии в ближайшие де- сятилетия [5]. До 2020 г. его доля в потреблении первичных ресурсов останется на уровне 90%, пото- му что на него рассчитана вся инфраструктура современного производства и потребления энергии. Однако освоенные месторождения углеводородного топлива исчерпываются, а введение в оборот новых запасов требует все больших инвестиционных за- трат. Следствием этого должны стать постепенные изменения в инфраструктуре энергопроизводства, обусловленные как экономическими, так и экологи- ческими факторами. Рис.1. Динамика основных энерготехнологий Преимущества ядерной электроэнергетики в пер- вую очередь связаны с уникальными особенностями источника энергии – ядерного топлива. Основной его особенностью является высокая энергоемкость. При полном делении 1 кг 235U высвобождается энер- гия, равная 8·1013 Дж, а при сгорании 1 кг органиче- ского топлива выделяется энергия порядка (3… 5)·107 Дж. Так, 1 г ядерного топлива эквивалентен 2,8 т условного органического топлива, т.е. одна тепловыделяющая сборка, содержащая 114 кг ядер- ного топлива, «заменяет» шесть вагонов по 60 т угля. В последнее десятилетие большое внимание уде- ляется экологическим последствиям использования органического топлива. И электроэнергетика, и транспорт производят очень существенные атмо- сферные выбросы, которые приводят к локальной (например, смог), региональной (например, кислот- ные дожди) и глобальной (например, изменение климата) деградации окружающей среды и ухудше- нию здоровья людей. Введение глобальных ограни- чений на выбросы парниковых газов и региональ- ные ограничения на другие загрязнители атмосферы серьезно повлияют на структуру развивающейся мировой энергетики и, вероятно, потребуют значи- ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2008. № 1. Серия: Вакуум, чистые материалы, сверхпроводники (17), с.10 – 17. 10 тельных дополнительных инвестиций для сдержива- ния темпов увеличения выбросов, оказывающих влияние на окружающую среду. Масштабы этой проблемы огромны. Например, для того чтобы сохранить выбросы окиси углерода от электроэнер- гетики на уровне середины прошлого – начала ны- нешнего века, потребуется увеличение на порядок источников электроэнергии, не производящих вы- бросов углерода. Глобальные выбросы СО2 от сжигания органи- ческого топлива составляют, приблизительно, 25 млрд. т в год. Из них, примерно, 45 % от сжи- гания угля и 40 % от нефти. Каждая электростанция мощностью 1000 МВт, работающая на каменном угле, выбрасывает в атмосферу, приблизительно, 7 млн. т СО2 в год. Если используется бурый уголь, то количество выбросов намного большее. Выбросы CO2 также происходят при сгорании и других видов органического топлива (нефти или газа) [6, 7]. Сравнение величин выбросов парниковых газов, приходящихся на единицу произведенной электро- энергии для полного топливного цикла при исполь- зовании различных энергоисточников по данным МАГАТЭ, приведены в табл. 1 [8]. Таблица 1 Выбросы СО2 для полного топливного цикла раз- личных энергоисточников (при нормальной эксплуатации объектов) [8] Энергоисточник Выбросы, гСeq/кВт·ч Уголь 265…357 Нефть 219…264 Природный газ 120…188 Солнечные фотоэлементы 27…76 Гидроэнергетика 6…65 Биомассы 3…13 Энергия ветра 3…13 Ядерная энергетика 2…6 Для ядерных источников характерна компактная форма отходов и отсутствие выбросов продуктов сгорания. Суммарная масса ядерных отходов отли- чается от массы отходов при сжигании органики пропорционально калорийности топлива, т.е. в мил- лионы раз [9]. И это несомненное преимущество ядерной энергии. Экологические сопоставления энергетики, рабо- тающей на органическом топливе, и атомной энер- гетики говорит, несомненно, в пользу атомных элек- тростанций как экологически наиболее приемлемых в ближайшие десятки и сотни лет. Помимо экологического основным фактором, обуславливающим преимущества ядерной энергети- ки, является низкая цена вырабатываемой продукции. Действительно, в настоящее время на энергорынках многих государств ядерная энергия – самая дешевая. К примеру, в Германии она стоит $0,015 за киловатт- час, тогда как продукция работающих на газе стан- ций продается по $0,031…0,038 за киловатт-час, а на угле - $0,038…0,044 за киловатт-час. В США, где не применяются штрафы за углеводородные выбросы, стоимость ядерной энергии составляет $0,017 за ки- ловатт-час, а произведенной на газе и угле - соответ- ственно $0,057 и $0,02 за киловатт-час [10]. Стоимость производства электроэнергии на АЭС остается довольно стабильной в течение долгого пе- риода времени [11], кроме того, нужно также отме- тить, что затраты ядерного топливного цикла оста- ются довольно низкими, несмотря на резкое увели- чение цены на уран: почти на 200% за период с 2001 по 2004 гг. Подобное резкое увеличение цены на природный газ, которое может произойти в любое время, если принять во внимание недавнее измене- ние цены на углеводород, увеличит стоимость элек- троэнергии, произведенной газовыми электростан- циями, на 70…90%. Таким образом, истощение традиционных запа- сов органического топлива, остро стоящие экологи- ческие проблемы, отсутствие альтернативных ис- точников необходимой энергомощности способ- ствуют повышению роли ядерной энергетики в энергообеспечении мировой экономики. Сегодня вклад атомной энергетики в мировое энергообеспе- чение составляет около 6 %, а в выработку электро- энергии – более 16% (2618,6 ТВт·ч) [12]. В 31-й стране мира функционирует 440 реакторов и ведется строительство еще 26 [12,13]. Эксплуатируются так- же исследовательские, транспортные и другие про- мышленные реакторы. Доля ядерной энергетики в балансе многих стран остается высокой. Так, по ста- тистике почти 20 государств более чем на 1/4 зави- сят от генерирования электроэнергии атомными станциями, а в ряде стран ядерная энергетика зани- мает доминирующее положение, вырабатывая свы- ше половины необходимой электроэнергии. Передо- вые позиции среди них занимают Франция (ядерная электроэнергия в энергобалансе страны составляет 78,1%), Литва (72,1%), Бельгия (55,1%), Швеция (51,8), Украина (51,1%). Первая десятка стран в мире по общему производству энергии на АЭС при- ведена на рис.2. В Украине ядерная энергетика стала одной из главных энергопроизводящих источников и является важным фактором обеспечения энергетической неза- висимости государства. Доля АЭС в общем объеме производства электроэнергии в 2004 г. составила 48,0% (в 2003 г. – 45,3%), ТЭС – 40,4% (44,6%), ГЭС – 6,5% (5,2%), коммунальных ТЭЦ и блок-станций – 5,1% (4,9%) [14]. На фоне критического положения в традиционной энергетике из-за дефицита органиче- ского топлива (газ и нефть в основном импортирует- ся из России), физического и морального старения оборудования тепловых электростанций ядерная энергетика работает достаточно стабильно и при соблюдении всех мер безопасности является самым экологически чистым источником энергии. За счёт оптимизации и совершенствования топ- лива, внедрения современных методов диагностики состояния оборудования и оптимизации проведения ремонтных компаний в последние годы удалось су- щественно повысить коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) АЭС и достиг- нуть рекордных показателей (81,4%) [15]. Повыше- ние по сравнению с 2003 г. на 2,9% КИУМ позволи- ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2008. № 1. Серия: Вакуум, чистые материалы, сверхпроводники (17), с.10 – 17. 11 ло компенсировать мощность выведенной в конце 2000 г. из эксплуатации Чернобыльской АЭС. Рис.2. Первая десятка стран по производству энергии на АЭС [12] После ввода в 2004 г. 2-го блока на Хмельницкой АЭС и 4-го – на Ровенской АЭС в Украине действу- ют 15 атомных энергоблоков, в том числе 13 реакто- ров ВВЭР-1000 и 2 – ВВЭР-440. Украина, унаследовавшая от СССР значитель- ную часть атомно-энергетического комплекса, кро- ме генерирующих атомных мощностей располагает также значительным сырьевым и машиностроитель- ным потенциалом. Наша страна занимает 9-е место в мире и 1-е в Европе (исключая Россию) по добыче урана – более 800 т ежегодно [16], владеет уникаль- ными запасами урана и циркона [17], перерабатыва- ющими производствами, машиностроительными предприятиями, развитой опытно-промышленной и технологической базой, а также значительным науч- но-техническим потенциалом. Анализ перспектив развития мировой ядерной энергетики показывает, что в ближайшем будущем ее основу будут составлять реакторы на тепловых нейтронах, охлаждаемые водой под давлением (PWR и ВВЭР), доля которых в настоящее время со- ставляет более 50% [18]. В течение следующих при- близительно 15…20 лет вряд ли возможны суще- ственные изменения либо в объеме производимой ядерными станциями электроэнергии, либо в харак- тере технологий ее производства. В течение этого периода будут разрабатываться и вводиться в экс- плуатацию проекты усовершенствованных тепло- вых реакторов, которые должны стать основой по- следующего периода наращивания ядерных мощно- стей. Наиболее рациональным для Украины в этот период будет повышение эффективности использо- вания работающих АЭС (повышение безопасности эксплуатации, рост КИУМ, повышение выгорания топлива, снижение эксплуатационной составляю- щей стоимости электроэнергии) и продление проектных сроков службы основного оборудования энергоблоков. Дальнейшее повышение безопасности, обеспече- ние экономичности ядерной энергетики требуют по- вышения энергонапряженности, мощности единич- ных блоков ядерно-энергетических установок, уве- личения длительности кампаний, более эффективно- го сжигания топлива, в том числе за счет повыше- ния качества конструкционных материалов. Это, в свою очередь, приводит к возрастанию требований к свойствам материалов, их геометрии, величине и ко- личеству допускаемых дефектов элементов конструкций [19, 20]. Основным конструкционным материалом актив- ных зон реакторов на тепловых нейтронах с водным теплоносителем являются циркониевые сплавы, об- ладающие низким сечением захвата тепловых ней- тронов, хорошей радиационной и коррозионной стойкостью. Нержавеющие стали и сплавы на осно- ве никеля и хрома используются в качестве оболо- чек поглощающих элементов, пружинных элемен- тов твэлов и ТВС и в ряде случаев для дистанциони- рующих решеток ТВС. Одной из составляющих повышения эффектив- ности использования топлива является замена сталь- ных конструктивных элементов ТВС (направляю- щие трубы и дистанционирующие решетки) на цир- кониевый сплав с содержанием гафния не более 0,01 мас.%. Такая замена обеспечит многократное уменьшение частоты (вероятности) случаев с време- нем сброса кластера, превышающем 4 с, и уменьше- ние величины искривления ТВС в активной зоне, т.е. повысит размерную стабильность ТВС [21]. Ограничение по содержанию гафния (менее 0,01 мас.%) объясняется необходимостью обеспече- ния минимального содержания в активной зоне ре- актора материалов с повышенным коэффициентом захвата нейтронов. Даже очень малые добавки примесей эффектив- но влияют на физико-механические и физико-хими- ческие свойства циркония, что может повлечь за со- бой изменение механических и коррозионных свойств циркониевых сплавов, а также изменение оптимальных режимов деформационной и термиче- ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2008. № 1. Серия: Вакуум, чистые материалы, сверхпроводники (17), с.10 – 17. 12 ской обработки. Кроме того, возможно также влия- ние совокупного содержания нового состава приме- сей на свойства циркониевых сплавов. Энергетической стратегией Украины на период до 2030 года предусматривается создание элементов ядерно-энергетического комплекса, в частности ор- ганизация в течение 5…10 лет промышленного производства циркониевых сплавов для изготовле- ния оболочек тепловыделяющих элементов и сбо- рок, а также других элементов активной зоны ядер- ных реакторов ВВЭР-1000 [22]. В настоящее время проводится комплекс материаловедческих и техно- логических исследований, направленных на обосно- вание создания производства циркониевых сплавов и изделий на их основе для ядерного топлива реак- торов ВВЭР из отечественного сырья. Организация циркониевого производства предусматривает полу- чение: цирконового концентрата, тетрафторида цир- кония (ТФЦ), циркония ядерной чистоты и сплавов на его основе, циркониевого проката, комплектую- щих изделий и тепловыделяющих сборок, удовле- творяющих современным мировым требованиям надёжности и повышенным срокам эксплуатации до 5...6 лет. Решение проблемы циркониевого произ- водства будет способствовать укреплению нацио- нальной безопасности Украины и повышению эко- номической эффективности. Создаваемая в Украине технология изготовления реакторного сплава Zr +1 мас.% Nb на основе цир- кония должна обеспечить достижение характери- стик, сравнимых с характеристиками штатного рос- сийского сплава Э110, а изготовленные комплекту- ющие изделия обеспечить работоспособность ядер- ного топлива при 4- и 5-летних циклах работы [23]. Предусматривается, что использование новых тех- нологий изготовления сплава обеспечит более высо- кие характеристики работоспособности и надежно- сти изделий из него в сравнении с аналогом [24]. С целью усовершенствования технологического процесса получения циркония реакторной чистоты и его сплава с 1% ниобия проведены систематические исследования по очистке циркония от примесей и, в частности, от кислорода. Установлено, что одной из основных операций, что приводит к повышенному содержанию кислорода в цирконии, является про- цесс сублимации ТФЦ. Исследован процесс дегаза- ции ТФЦ при нагреве в вакууме при температурах в интервале 20…600 °С. Для повышения качества ТФЦ после сублимации нужно усовершенствовать вакуумную систему и конструкцию реторты субли- матора. Одним из источников поступления кислоро- да в металлический цирконий в процессе восстанов- ления является стружка кальция. В ННЦ ХФТИ раз- работана конструкция установки для грануляции кальция, внедрение которой в производство позво- лит получать металл с заданным стабильным содер- жанием кислорода. Рассмотрен также вопрос улуч- шения вакуумных условий при электронно-лучевой плавке (ЭЛП) циркония и его сплавов. В случае ра- финирования химически активных металлов, даже при очень низком давлении, концентрация газовых примесей и углерода в них может не только умень- шаться, но и расти из-за их поглощения из остаточ- ной атмосферы вакуумной печи. Улучшения ваку- умных условий при плавке можно достичь заменой действующих бустерных насосов на другие типы ва- куумных насосов – электроразрядных, гетероион- ных, титановых сублимационных, сорбционных, криогенных и др. Исследованиями установлено, что для получения качественных слитков циркония и гафния, которые применяются в атомной энергетике с повышенными требованиями по содержанию при- месей внедрения, необходимо улучшать вакуумные условия при ЭЛП [24-26]. Благоприятные условия рафинирования в сочета- нии с оптимальной технологией позволяют дости- гать при ЭЛП значительного повышения металлур- гической чистоты циркония. Обобщенные результа- ты систематических исследований процесса рафини- рования йодидного и кальциетермического цирко- ния (КТЦ) методом ЭЛП в установке с комбиниро- ванной откачкой характеризуются следующими дан- ными: микротвердость йодидного циркония снижа- ется с 1200 до 800 МПа, происходит существенное уменьшение концентрации металлических и газовых примесей в кальциетермическом цирконии, а также снижается твердость (рис. 3). Причем показатели чистоты двукратного рафинирования циркония ме- тодом ЭЛП несколько лучше (см. рис.3). 0 500 1000 1500 2000 2500 Тв ер до ст ь Н в, М П а исх 1 ЭЛП 2 ЭЛП а 0 0,04 0,08 0,12 0,16 0,2 C од ер ж ан ие к ис ло ро да , м ас .% исх 1 ЭЛП 2 ЭЛП Zr(КТЦ) Zr(иод) б ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2008. № 1. Серия: Вакуум, чистые материалы, сверхпроводники (17), с.10 – 17. 13 Рис. 3. Изменение твердости по Бринеллю КТЦ (а) и изменение содержания кислорода в КТЦ и йодид- ном металле (б) в зависимости от числа переплавов На основе проведенных исследований выработа- ны рекомендации по улучшению производства цир- кония и сплава на его основе (ZrlNb) для изготовле- ния твэльных труб, лент и других изделий для реак- торов ВВЭР-1000. А также позволит выбрать опти- мальную технологическую схему промышленного производства слитков сплава ZrlNb. Одной из составных частей производства ядер- ного топлива и повышения безопасности эксплуата- ции АЭС является изготовление поглощающих ма- териалов, элементов органов регулирования и защи- ты ядерных реакторов. Исследованиями было установлено, что заметное увеличение срока службы кластерных сборок си- стем управления и защиты АЭС (СУЗ) может быть достигнуто в случае использования в поглощающих элементах СУЗ реакторов с водой под давлением комбинированного (n,α)-(n,γ)-поглотителя. Гафний относится к числу (n,γ)-поглотителей, и масштабы его производства на настоящий момент уже удовле- творяют потребности атомной энергетики. По своим свойствам гафний имеет несомненные преимуще- ства, и в перспективе он может одновременно вы- полнять функции и поглотителя нейтронов, и конструкционного материала [27]. На физико-меха- нические свойства гафния существенное влияние оказывает наличие примесей, поэтому для повыше- ния качества гафния был проведен комплекс науч- но-исследовательских работ по усовершенствова- нию металлургических процессов получения гафния ядерной чистоты, его деформационной обработке и исследованию физико-механических свойств [27- 30]. Усовершенствование технологии получения гаф- ния ядерной чистоты в промышленном масштабе в Украине открывает возможность его широкого при- менения в атомной энергетике. А положительный опыт эксплуатации поглощающих элементов на основе комбинированного В4С-Hf-поглотителя поз- волит приступить к целенаправленному расшире- нию производства гафния, а также отработке про- цессов получения изделий из него с заданным комплексом свойств для нужд украинских АЭС и экспорта в другие страны. По оценкам специалистов для активной зоны реакторов необходимо около 10 т гафния ядерной чистоты в год для всех реакторов стран СНГ (для Украины ~5 т/год). Предвидя широкомасштабное развитие ядерной энергетики и ее внедрение в различные сферы энер- гопроизводства, необходимо работать над ядерными реакторами нового поколения, которые лучшим об- разом соответствуют этим задачам. Не вызывает со- мнения, что на ближайшие полтора десятка лет проекты строящихся реакторов будут в максималь- ной степени использовать технические решения, виды оборудования, которые уже получили подтвер- ждение при эксплуатации, либо являются их усовер- шенствованным продолжением. Международное сообщество по генерации новых энергетических технологий обозначило перечень на- дежных реакторных систем и концепций (Междуна- родный форум – поколение IV (GIF), проект МА- ГАТЭ по инновационным ядерным реакторам и топ- ливным циклам (INPRO) и ряд других проектов) [31-33]. В этот перечень вошли: реакторы, охлажда- емые свинцовыми сплавами; жидкосолевые реакто- ры; реакторы, охлаждаемые жидким натрием; сверх- критические водоохлаждаемые реакторы (давление 25 МПа, температура 280…580 °С); высокотемпера- турные газоохлаждаемые реакторы; системы с под- критической сборкой, управляемой ускорителем ча- стиц. Этим концепциям свойственны преимущества в экономике, безопасности, надежности и нераспро- странении ядерных материалов. Температура актив- ных зон этих энергетических систем 600…1200 °С, а энергетический спектр нейтронов быстрый и в ряде случаев тепловой. Реализация этих концепций долж- на быть обеспечена разработкой новых конструкци- онных материалов: сталей ферритно-мартенситного и аустенитного классов, малоактивируемых, никеле- вых и других новых сплавов. Анализ рабочих условий и основных характери- стик перспективных ядерно-энергетических устано- вок показывает, что стремление к максимальному повышению эффективности энергетических устано- вок предполагает переход ко все более высоким ра- бочим температурам, а это, в свою очередь, приво- дит к разработке новых конструкционных материа- лов. Материалы перспективных ЯЭУ должны удовлетворять уникальным требованиям, продикто- ванным конструкцией высокотемпературных си- стем, что предусматривает учет воздействия излуче- ния, теплоносителя, а также статических и динами- ческих напряжений. При разработке ядерных энергетических устано- вок нового поколения ставится задача не только максимально повысить безопасность реакторов и улучшить экономические показатели, но также по- высить их экологическую безопасность вследствие использования конструкционных материалов эле- ментов активных зон с относительно быстрым спа- дом наведенной активности (достижения доступно- го уровня γ-излучения в течение 50…100 лет после остановки реактора). Поэтому конструкционные ма- териалы должны быть не только жаропрочными, термоциклически прочными, радиационно-стой- кими, но и удовлетворять требование малой активи- руемости или быстрого спада наведенной активно- сти. Широкомасштабное развитие ядерной энергети- ки и требование использования замкнутого ядерного топливного цикла обязательно потребуют использо- вание малоактивируемых конструкционных матери- алов как необходимого экологического условия ее развития. Применение малоактивируемой стали для изго- товления корпуса реакторов и внутрикорпусного оборудования позволяет в 5 раз снизить дозовые на- грузки на обслуживающий персонал и в 20 раз уменьшить характерное время спада наведенной ак- тивности по сравнению с применяемыми материала- ми [34]. ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2008. № 1. Серия: Вакуум, чистые материалы, сверхпроводники (17), с.10 – 17. 14 Высокий уровень содержания примесных эле- ментов и газов в сталях и сплавах существенно сни- жает их механические, коррозионные и радиацион- ные свойства, а следовательно, и ограничивает их применение в действующих и проектируемых реак- торах. Например, облучение стали 16Х12В2ФТаР вызывает образование в ее составе газовых трансму- тантов (Н и Не) и легкоплавких металлов (Li, Mg, Zn, Cd, Ca, и, возможно, других), концентрация ко- торых возрастает с ростом времени облучения, зави- сит от содержания легирующих элементов и может составить (через 10 лет облучения) в сумме ~0,1 мас.% [35]. Применение высокочистых металлов в качестве исходных компонентов новых конструкционных ма- териалов для перспективных ядерных энергетиче- ских установок и разработка или оптимизация тех- нологий их выплавки должны обеспечить необходи- мый уровень служебных свойств изделий из них [36]. Безопасность, надежность и экономичность пер- спективного жикдкосолевого реактора (ЖСР) во многом будет определяться поведением конструкци- онных материалов, в частности, материалом топлив- ного контура, работающего в наиболее жестких условиях. Из анализа основных свойств конструкци- онных материалов в качестве материала для топлив- ного контура был выбран высоконикелевый сплав типа хастеллой. Используя высокочистые металлы в качестве компонентов, были изготовлены высокони- келевые сплавы типа хастеллой состава: Ni - основа, Mo - 11,7; Cr - 6,7; Ti - 0,47; Al - 0,83; Fe - 1,5; Mn - 0,5; Si - 0,15 мас.%. Полученные образ- цы сплава испытывались в условиях, близких к условиям работы топливного контура ЖСР: образцы находились в солевом расплаве состава 50 ZrF4+ +50 NaF (мол.%) при температуре 650 °С и подвер- гались длительному (до 700 ч) облучению на линей- ном ускорителе электронов ЛУЭ-10 с энергией 10 МэВ [37]. В результате коррозионных испытаний сплава в расплаве фторидов циркония и натрия при 650 °С не обнаружено образования каких-либо плёнок в про- цессе коррозии в течение 700 ч. Процесс коррозии сплава в расплавах фторидов циркония и натрия ха- рактеризуется слабым взаимодействием компонен- тов смеси со сплавом, проникновением атомов Zr и Na в сплав на глубину до 3…5 мкм за время 700 ч, отсутствием оксидных плёнок на поверхности, а также уменьшением концентрации хрома в припо- верхностном слое сплава на глубину до 10 мкм. Скорость коррозии для облученных в расплаве со- лей образцов сплава типа хастеллой повышается с увеличением энерговыделения. Проведенные корро- зионные испытания не привели к значительному из- менению механических свойств сплава. Механиче- ские свойства образцов после коррозионных испы- таний практически не изменяются при увеличении времени выдержки в расплаве солей (табл.2) [37-39]. Результаты проведенных испытаний показали, что полученный на основе высокочистых металли- ческих компонентов сплав типа хастеллой может быть рекомендован в качестве конструкционного материала топливного контура жидкосолевых реак- торов. Таблица 2 Результаты механических испытаний образцов спла- ва типа хастеллой после коррозии при 650 °С в расплаве солей Образцы после коррозионных испытаний в течение, ч Тиспыт, °С σВ, МПа σ0,2, МПа δ, % Исходный 100 200 500 700 25 930 430 60 1100 840 41 1080 810 45 1080 890 43 1070 875 43 Исходный 100 200 500 700 450 710 314 62 800 400 50 800 450 50 820 450 50 800 460 50 Исходный 100 200 500 700 650 397 288 14 502 420 8,0 510 435 8,7 490 420 10,0 510 440 9,0 На сегодняшний день ядерная энергетика – луч- шее, что имеет человечество для производства и по- ставки дешевой электрической и тепловой энергии на необходимую перспективу с обеспечением ядер- ной, физической, экологической и технической без- опасности. Поведение конструкционных материалов при эксплуатации ядерных реакторов в значитель- ной степени определяет безопасную и экономичную работу атомных станций. Поэтому дальнейшее раз- витие атомной энергетики в значительной степени зависит от разработок новых перспективных конструкционных материалов для реакторов нового поколения и усовершенствования материалов экс- плуатируемых ядерно-энергетических установок за счет применения высокочистых металлов в качестве исходных компонентов и использования новых тех- нологий их изготовления, что обеспечит повышение ресурса работы, надежность и безопасность элемен- тов конструкций атомных реакторов. ЛИТЕРАТУРА 1. И.М.Неклюдов. Состояние и проблемы атомной энергетики в Украине // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Физика радиационных повре- ждений и радиационное материаловедение». 2007, №2, с. 3-9. 2. C.Marchetti, N.Nakicenovic. The dynamics of energy systems and the logistic substitution model. Laxen- burg: IIASA, 1979, 36 p. 3. A.Grubler, N.Nakicenovic, D.G.Victor. Dynamics of energy technologies and global change // Energy Policy. 1999, № 27, p.247-280. ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2008. № 1. Серия: Вакуум, чистые материалы, сверхпроводники (17), с.10 – 17. 15 4. W.Hafele. Energy in a finite world: A global system analysis. Cambridge: Ballinger Publishing Compa- ny, 1981. 5. В.Бар'яхтар, В.Кухар, Р.Пальшин. Енергетика України у контексті загальносвітових тенденцій // Вісник НАН України.. 2000, № 7, с.14-26. 6. А.В.Степанов, В.П.Кухар. Достижения энерге- тики и защита окружающей среды. Киев: «Нау- кова думка», 2004, 206 с. 7. К.К.Демирчан, К.С.Демирчан, К.А.Кондратьев. Темп роста концентрации СО2 и уточнение его прогнозных оценок // Изв. РАН. 2001, №1, с.3-25. 8. Л.Л.Литвинский, И.Н.Вишневский, А.Ю Зенюк, О.А.Пуртов. Перспективное планирование в ядерной энергетике // Энергетическая политика Украины. 2005, №1, с.80-82. 9. Н.Н.Пономарев-Степной. Сценарии развития атомной энергетики России в ХХI веке // Бюлле- тень по атомной энергии. 2001, № 12, с. 4-13. 10. И.Дуброва. Развитие АЭС: мнения разделились // Энергетическая политика Украины. 2005, №9, с.24-27. 11. Я.Гор-Лесси. Ядерное электричество / Пер. с англ. Ростов-на-Дону: ОАО "Ростиздат", 2002, 112 с. 12. Energy, electricity and nuclear power estimates for the period up to 2030. Vienna: IAEA, 2005, 53 p. 13. А.Н. Исаев. Современное состояние и тенденции развития ядерной энергетики мира // Атомная техника за рубежом. 2006, №2, с.10-14. 14. 2004-й: в Украине увеличилось производство электроэнергии // Энергоатом Украины. 2005, №1(13), с. 23. 15. Итоги работы государственного предприятия НАЭК «Энергоатом» за 2004 год // Энергоатом Украины. 2005, №1(13), с.21-22. 16. Добыча урана растет // Атомная энергетика. 2001, №6(50), с.14. 17. Н.А.Архипова. Цирконий: состояние и перспек- тивы развития мирового рынка // Минеральные ресурсы России. Экономика и управление. 2002, № 5, с.66-70. 18. М.И.Солонин, И.И.Коновалов. Текущие и пер- спективные задачи топливообеспечения ядерной энергетики // Атомная энергетика. 2003, т.95, в.2, с.113-121. 19. И.М.Неклюдов. Проблемы работоспособности материалов основного оборудования АЭС Укра- ины // Прогресивні матеріали і технології. Київ: «Академперіодика», 2003, т. 1, с.277–295. 20. М.И.Солонин, Ф.Г.Решетников, А.Г.Иолтухов- ский, А.В.Никулина. Новые конструкционные материалы активных зон ядерных энергетиче- ских установок // Физика и химия обработки ма- териалов. 2001, №4, с.17-27. 21. А.А. Афанасьев. Повышение экономичности топливных циклов ВВЭР-1000 путем увеличения выгорания топлива // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Физика радиационных повре- ждений и радиационное материаловедение». 2000, №4, с.45-56. 22. Стратегия развития ядерной энергетики в Украине на период до 2030 года и на дальней- шую перспективу (проект). Киев, 2005, 34 с. 23. В.М.Ажажа, П.Н.Вьюгов, С.Д.Лавриненко, К.А.Линдт, А.П.Мухачев, Н.Н.Пилипенко. Цир- коний и его сплавы: технологии производства, области применения: Обзор. Харьков: ННЦ ХФТИ, 1998, 89 с. 24. В.С.Красноруцький, С.Д.Лавриненко, В.М.Ажажа, В.М.Грицина, П.М.В’югов, Т.П.Черняєва, М.М.Пилипенко, І.А.Петельгузов, Ю.П.Бобров, В.Р.Татаринов, І.М.Бутенко, О.І.Жуков, О.О.Слабоспицька, Е.О.Михайлов. Розробки і обґрунтування по підвищенню ресурсу роботи, надійності і безпеки елементів активної зони атомних реакторів – твелів та ТВС // Проблеми ресурсу і безпеки експлуатації конструкцій, споруд та машин. Київ: ІЕЗ ім. Є.О.Патона, 2006, с.228-231. 25. В.М.Ажажа, П.Н.Вьюгов, С.Д.Лавриненко, В.И.Лапшин, Н.Н.Пилипенко. Электронно-луче- вая плавка циркония // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Вакуум, чистые материалы, сверхпроводники». 2000, №5, с.3-11.] 26. В.М.Ажажа, П.Н.Вьюгов, С.Д.Лавриненко, Н.Н.Пилипенко. Вакуумные условия и ЭЛП цир- кония // Вопросы атомной науки и техники. Се- рия «Физика радиационных повреждений и ра- диационное материаловедение». 2006, №4, с.144- 151. 27. А.В.Ефимов, В.М.Ажажа, Н.Н.Пилипенко, А.П.Мухачев. Гафний – перспективный материал для ядерной энергетики // Вестник Национально- го технического университета «ХПИ». 2004, №23, с.37-44. 28. И.М.Неклюдов, В.М.Ажажа, П.Н.Вьюгов и др. Новая технология производства гафния ядерной чистоты // Научные ведомости. Серия: «Физика». 2001, №4 (14), с. 127-132. 29. В.М.Ажажа, П.Н.Вьюгов, С.Д.Лавриненко, Н.Н.Пилипенко и др. Исследование процесса рафинирования кальциетермического гафния при введении добавок // ВАНТ. Труды конфе- ренции «Проблемы циркония и гафния в атомной энергетике», 14-19 июня 1999. Алушта. Крым. Харьков: ННЦ ХФТИ, 1999, с.38-40. 30. Н.Н.Пилипенко, И.Б.Доля, П.Н.Вьюгов, С.Д. Лавриненко, Р.В.Ажажа. Механические свойства гафния // Неорганические материалы. 2006, т.42, №6, с.684-688. 31. A technology roadmap for generation IV nuclear energy systems, issued by U.S. DOE nuclear energy research advisory committee and the Generation IV international forum (GIF - 002-00). Washington, 2002, 91 р. 32. G.H.Marcus, A.E.Levin. New designs for nuclear renaissance // Physics Today. 2002, v.55, № 4, p.54- 60. 33. D.Majumdar. Advanced reactors around the world // Nuclear Plant Journal. 2003, v.21, № 5, p.21-24. ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2008. № 1. Серия: Вакуум, чистые материалы, сверхпроводники (17), с.10 – 17. 16 34. И.В.Горынин. Надежные материалы – основа безопасности атомной энергетики // Мировая энергетика. 2006, №7(31), с.90-91. 35. А.Г.Иолтуховский, М.В.Леонтьева-Смирнова, В.М.Чернов и др. Разработка жаропрочной 12% хромистой стали 16Х12В2ФТаР нового поколе- ния с быстрым спадом наведенной активности для нужд атомной энергетики России // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Физика ра- диационных повреждений и радиационное мате- риаловедение». 2003, № 6, с. 60-64. 36. В.М. Ажажа, С.Д. Лавриненко, Н.Н. Пилипенко. Чистые и особочистые металлы в атомной энер- гетике // Вопросы атомной науки и техники. Се- рия «Вакуум, чистые материалы, сверхпровод- ники». 2007, № 4, с. 3-12. 37. V.M.Azhazha, A.S.Bakai, I.V.Gurin et al. Study of materials for reactors employing molten fluoride salt or Pb-Bi coolant using an electron irradiation test fa- cility // Вопросы атомной науки и техники. Се- рия «Физика радиационных повреждений и ра- диационное материаловедение». 2005, №4, с.3- 19. 38. В.М. Ажажа, А.С. Бакай, Ю.П. Бобров, А.Н. Довбня, С.Д. Лавриненко, Н.Н. Пилипенко, И.А. Петельгузов, В.И. Савченко. Исследование сплава типа Хастеллой для жидкосолевых реак- торов // Proceeding of Ninth International Confer- ence on Material issues in design, manufacturing and operation of nuclear power plants equipment. Pushkin - Saint Petersburg, 6-8 June 2006. Saint Pe- tersburg: CRISM ”Prometey”. 2006, v.2, p.280-289. 39. В.Ажажа, А.Бакай, Ю.Бобров и др. Исследова- ние коррозионной стойкости и механических свойств жаростойкого и жаропрочного никелево- го сплава // Механика разрушения материалов и прочность конструкций.. Львов: Физико-механи- ческий институт им. Г.В. Карпенко НАН Украи- ны, 2004, с.659-664. РОЛЬ ВИСОКОЧИСТИХ МЕТАЛІВ У СТВОРЕННІ НОВИХ МАТЕРІАЛІВ ДЛЯ ЕЛЕМЕНТІВ КОНСТРУКЦІЙ АЕС М.М. Пилипенко Представлена інформація про сучасний стан ядерної енергетики, її переваги і перспективність для нашої країни. Показано, що подальший розвиток атомної енергетики в значній мірі залежить від розробок нових перспективних конструкційних матеріалів для реакторів нового покоління і удосконалення матеріалів експлуатованих ядерно-енергетичних установок. ROLE OF HIGH-PURE METALS IN CREATION OF NEW MATERIALS FOR THE ELEMENTS OF CONSTRUCTIONS OF NPP M.M. Pylypenko Information about the modern state of nuclear power, its advantages and perspective for our country is represent- ed. It is shown, that further development of nuclear power largely relies on developments of new perspective con- struction materials for the reactors of a new generation and improvement of materials of the exploited nuclear-power plants. ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2008. № 1. Серия: Вакуум, чистые материалы, сверхпроводники (17), с.10 – 17. 17

Роль высокочистых металлов в создании новых материалов для элементов конструкций АЭС

Institution

Ähnliche Einträge