Национальный ядерный центр Казахстана продвигает исследования материалов для реакторов будущего

11 августа Национальный ядерный центр Республики Казахстан (National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan) представил информацию о ходе своих работ в области исследований конструкционных материалов для перспективных реакторов. Заведующий лабораторией радиационного материаловедения Института атомной энергии, входящего в состав центра, Ержан·Ернатулы·Сапатаев (Yerzhan Ernatuly Sapataev) отметил, что развитие реакторов нового поколения и термоядерных технологий предъявляет более высокие требования к жаростойкости, радиационной стойкости и коррозионной стойкости конструкционных материалов, а надёжность материалов будет напрямую определять безопасность и срок службы ядерных энергетических систем будущего.

Материалы внутренних компонентов реакторов будущего обычно должны одновременно выдерживать множество нагрузок, включая температуры от 500°C до 1000°C и выше, интенсивное нейтронное облучение и воздействие более агрессивных теплоносителей. В реакторах нового поколения жидкий натрий, свинцово-висмутовые сплавы или высокотемпературный гелий могут заменить воду, что предъявляет более жёсткие требования к стабильности металлических материалов. Нейтронное облучение также может изменять микроструктуру металлов, вызывая распухание и ухудшение механических свойств.

Национальный ядерный центр Республики Казахстан, опираясь на исследовательскую инфраструктуру, сформированную на базе бывшего Семипалатинского испытательного полигона, проводит комплексные испытания материалов для перспективных ядерных энергетических систем. Центр способен моделировать часть реальных условий эксплуатации реакторов будущего и получать экспериментальные данные, необходимые для разработки новых конструкционных материалов.

Среди них исследовательский реактор IVG.1M используется для проведения внутриреакторных испытаний материалов. Экспериментальные образцы помещаются в специальные ампулы и устанавливаются непосредственно в активную зону реактора для одновременного воздействия реального нейтронного спектра и высоких тепловых нагрузок. Объектами исследований являются современные ферритно-мартенситные стали, аустенитные стали, а также материалы с оксидным дисперсионным упрочнением, рассматриваемые в качестве кандидатных конструкционных материалов для реакторов нового поколения.

Импульсный графитовый исследовательский реактор IGR используется главным образом для изучения поведения материалов и конструкционных элементов в переходных и аварийных режимах. С помощью кратковременных мощных импульсов исследователи могут моделировать резкие изменения температуры и изучать реакцию конструкционных материалов в условиях тяжёлых аварий, включая сценарии, связанные с расплавлением активной зоны, что обеспечивает данные для совершенствования технологий безопасности реакторов.

В области международного сотрудничества возможности центра по испытанию материалов задействованы в исследованиях, связанных с Международным термоядерным экспериментальным реактором (ИТЭР). На специализированном вакуумном стенде в городе Курчатов проводятся испытания элементов дивертора, которые в рабочем состоянии будут непосредственно взаимодействовать с высокотемпературной плазмой, а также исследуется взаимодействие материалов с водородом и его изотопами — дейтерием и тритием — для оценки влияния водородного охрупчивания и стимулирования разработки материалов, устойчивых к нему. Кроме того, соответствующие группы проводят исследования новых сталей для быстрых реакторов с натриевым теплоносителем, реакторов со свинцовым теплоносителем, а также композиционных материалов на основе карбида кремния.

После длительного облучения экспериментальные образцы приобретают радиоактивность и требуют последующего анализа в горячих камерах. Горячие камеры оснащены защитными окнами и дистанционным манипуляторным оборудованием, что обеспечивает безопасное проведение механических испытаний, включая растяжение, сжатие, ударную вязкость, ползучесть, усталость и трещиностойкость. Впоследствии исследователи также используют электронную микроскопию для наблюдения изменений кристаллической структуры материалов, выявления радиационных пор, дислокаций и нанометровых микротрещин, что позволяет оценить сохранение свойств материалов после облучения.

Как отмечается, цикл разработки ядерных материалов достаточно продолжителен: от разработки нового конструкционного материала, проведения полного комплекса испытаний до подтверждения его свойств обычно требуется от 10 до 15 лет. Национальный ядерный центр Республики Казахстан в настоящее время располагает полной цепочкой материаловедческих исследований — от облучательных испытаний в исследовательских реакторах до детального анализа образцов после облучения. Полученные результаты могут быть использованы при разработке материалов для реакторов будущего, а также служить экспериментальной основой для повышения надёжности и безопасности ядерных энергетических установок.