Общая характеристика состояния исследований по тематике НС РФТТ на 2024 год

МАЛОАКТИВИРУЕМЫЕ КОНСТРУКЦИОННЫЕ МАТЕРИАЛЫ ДЛЯ ТЕРМОЯДЕРНЫХ И ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ – ПРОБЛЕМЫ И ПЕРСПЕКТИВЫ

Одной из главных проблемм современной атомной энергетики является образование в процессе эксплуатации ядерных реакторов значительного количества радиоактивных отходов (РАО), которые включают в себя облученные ядерное топливо (ОЯТ) и конструкционные материалы (КМ). Применяемые сегодня технологии предполагают захоронение РАО в специализировнных хранилищах, что создает массу проблем, начиная с размещения и строительства таких хранилищ и заканчивая обеспечением их безопасной эксплуатации в течение длительного времени (сотни и тысячи лет). Активно внедряемая ГК «Росатом» программа замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) позволяет снизить остроту проблеммы РАО за счет рециклинга ОЯТ. Однако, в рамках ЗЯТЦ по прежнему предполагается захоронение облученных КМ.

Для решения этой проблеммы сегодня в России (АО «ВНИИНМ», РНЦ КИ, ИФПМ СО РАН) разрабатываются малоактивируемые конструкционные материалы (МАКМ). Перспективность применения МАКМ (относительно обычных КМ - сильно и длительно радиоактивных) определяется их хорошими функциональными свойствами, не уступающими свойствам обычных КМ, повышением эффективности реакторов (меньшее поглощение нейтронов, экономия топлива, более длительные топливные кампании), уменьшением радиационного влияния реакторов на окружающую среду и возможностью повторного использования (рециклинга) после облучения за исторически короткое время (до 100 лет). МАКМ перспективны для реакторов на быстрых нейтронах (БР) и безальтернативны для реакторов термоядерного синтеза (ТЯР).

Требованиями БР III поколения (БН-600, БН-800) и демонстрационных ТЯР (ДЕМО-ТЯР) определены длительности топливных кампаний до 3 лет (радиационные повреждаемости КМ до 100 смещений на атом (сна), температуры эксплуатации 400-500°С). Таким требованиям удовлетворяют уже созданные КМ (аустенитные и феррито-мартенситные стали типа ЭК-164, ЭП-450, ЭП-823, ЧС-139) и МАКМ (феррито-мартенситные стали ЭК-181, сплав ванадия V-4Ti-4Cr и аустенитная хромо-марганцевая сталь Fe-Cr-Mn-W-V-Ti-B). Для БР IV поколения (БРЕСТ-ОД-300, БН-1200, БР-1200) и ТЯР с более длительными топливными кампаниями (5+ лет, радиационная повреждаемость КМ 200+ сна, температура эксплуатации 700+ °С) необходимы КМ уже нового поколения с более высокими свойствами.

При разработке новых КМ крайне важна информация об изменении их микроструктуры и свойств на всех стадиях облучения. В начальных (инкубационных) периодах облучения (до 100 сна) эти изменения определяются исходными композиционными составами и микроструктурами КМ. В этих периодах происходит перестройка исходных микроструктур и формирование новых специфических дефектов, микроструктур и свойств. Созданные структуры определяют эволюцию высокодозных свойств КМ (изделий) в последующих стадиях вплоть до предельных значений доз (длительностей топливных кампаний). Используемые на сегодняшний день методики испытания КМ в реакторах подразумевают изучение их свойств и микроструктуры до и после облучения, причем, как правило, до относительно больших доз (единицы и десятки сна). Полученные таким образом данные не позволяют однозначно определять изменения, происходящие непоредственно в процессе облучения. Для получения необходимых знаний нужно применять и развивать имитационные методы исследования.

ЭКСПРЕССНЫЕ МЕТОДЫ ИСПЫТАНИЯ КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ

На сегодняшний день на разработку новых материалов для реакторов требуется порядка 10-15 лет. При этом значительную часть этого времени составляют испытания разрабатываемых материалов в реальных условиях облучения. Значительно сократить сроки разработки, по крайней мере, на начальном этапе, можно активным применением экспрессных методов испытания материалов, таких, как компьютерное моделирование, в том числе с применением систем машинного обучения, а также облучение на ускорителях заряженных частиц (электронами и ионами). Главным преимуществом ускорителей является высокая скорость генерации дефектов по сравнению с облучением в реакторах, что позволяет набирать дозу облучения материалов значительно быстрее и, тем самым, сократить в несколько раз сроки проведения испытаний. Преимуществами ускорителей являются также возможность имитировать самые разные условия облучения (температура, доза, наличие механических напряжений и пр.) в широком диапазоне, в том числе недоступном для ядерных реакторов, а также возможность поддерживать заданные условия в процессе всего облучения. Кроме того, облучение с помощью ускорителей позволяет отслеживать изменение характеристик материалов непосредственно при облучении, а также выявлять механизмы радиационных явлений, таких, как радиационное распухание, радиационное охрупчивание, радиационно-индуцированная сегрегация, образование или растворение выделений вторых фаз и других.

КОМПЛЕКСНОЕ ОПИСАНИЕ РАДИАЦИОННО-ИНДУЦИРОВАННЫХ ПРОЦЕССОВ

Повышение радиационной стойкости конструкционных материалов ядерной техники до 200-250 сна требует проведения как экспериментальных, так и расчетно-теоретических исследований. В настоящее время в качестве перспективных радиационно-стойких материалов рассматриваются ферритные и феррито-мартенситные стали с ОЦК структурой матрицы. Традиционно используемые в реакторах аустенитные стали также являются предметом широких исследований, как с точки зрения оценки текущего состояния, так и с точки зрения остаточного ресурса. На сегодня накоплен богатый экспериментальный материал по эволюции свойств сталей при различных режимах облучения. Различные экспериментальные методики позволяют проводить исследования свойств, как на макро- (механические испытания, калориметрия, дилатомерия), так и на микроуровне (электронная микроскопия – сканирующая и просвечивающая, атомно-зондовая томография), и наиболее важным результатом здесь является установление связей между изменениями микроструктуры и механических свойств.

Методы расчетно-теоретического исследования радиационно-индуцированных процессов также подошли к реальной возможности оценки изменения макро-характеристик материалов, исходя из результатов моделирования радиационного воздействия на микроструктуру. Основную роль здесь играет многомасштабное моделирование. Однако, если экспериментальные методики оценивают влияние всей совокупности радиационно-индуцированных процессов, то при моделировании, как правило, рассматривается один (иногда два-три) из факторов (выделение преципитатов вторичных фаз, поры, гелиевые пузырьки, первичны радиационные дефекты – межузельные атомы, вакансии и т.д.). Совокупный эффект оценивается из предположения аддитивности влияния различных факторов. В то же время имеются свидетельства о сложном взаимодействии групп дефектов, которое приводит к неаддитивности влияния на макросвойства. Поэтому, целью расчетно-теоретических исследований на следующем этапе сложности должно стать комплексное описание радиационно-индуцированных процессов с выделением определяющей группы процессов.

Важным фактором повышения предиктивной способности расчетных моделей является выход за рамки классической теории функционала плотности при описании свойств конструкционных материалов на основе железа на базовом уровне многомасштабного моделирования – расчете электронной структуры из первых принципов. Для описание фазового равновесия и энергетики различного типа дефектов в таких материалах необходим учет электронных корреляций, например, в рамках динамической теории среднего поля. Ввиду расчетной сложности данного подхода, его нельзя напрямую использовать на более высоких уровнях многомасштабного моделирования. Для перехода к крупномасштабному атомистическому моделированию, в рамках которого возможен расчет механических свойств, необходимо использование машинно-обученных моделей межатомного взаимодействия.

Реализация данного подхода позволит создавать виртуальные образцы перспективных материалов с заданной микроструктурой, а также моделировать эволюцию микроструктуры при радиационном воздействии, которая по морфологии и энергетике будет отвечать реальному материалу, при этом не опираясь на экспериментальные данные. В рамках такого подхода возможно прогнозирование свойства новых материалов, для которых отсутствуют экспериментальные данные и, таким образом, проведение их предварительной оценки с точки зрения радиационной стойкости.

Таким образом, дальнейшее развитие в направлении комплексного описания радиационно-индуцированных процессов состоит в реализации следующих задач: установление связей между изменениями микроструктуры и механических свойств и комплексное описание радиационно-индуцированных процессов с выходом за рамки классической теории функционала плотности при описании свойств конструкционных материалов на основе железа, в том числе с использованием машинно-обученных моделей межатомного взаимодействия.

ЦИКЛОТРОННЫЙ КОМПЛЕКС ДЛЯ ОДНОВРЕМЕННОГО ОБЛУЧЕНИЯ МАТЕРИАЛОВ ИОНАМИ H, He, Me (Cr, Fe, Ni)

Одновременное облучение ионами водорода, гелия и железа (хрома, никеля) является необходимым условием экспериментов по моделированию структурных нарушений, вызываемых нейтронами в материалах ядерно-энергетических установок. В настоящее время такие работы проводятся на ускорителях с энергиями частиц, обеспечивающих толщину облученного слоя не менее 2-х микрон (для исключения эффекта поверхности) и позволяющими получать дозы радиационных повреждений до 150 смещений на атом (сна, dpa) и концентрацию гелия и водорода до 1000 ppm.

Единственным ускорителем в России, на котором возможно проводить последовательное облучение перечисленными выше типами ионов является 3MV Tandetron 4130 (ФЭИ, Обнинск). В то же время, обзор существующих иностранных установок показывает, что в мире отсутствуют прецеденты создания специализированного ускорительного комплекса для решения задачи одновременного облучения мишеней тремя пучками (оптимизация соотношения скоростей дефектообразования к скоростям накопления гелия и водорода). Подобные комплексы строились постепенно. Как следствие, существующие установки (JANNuS – Франция; TIARA - Япония; HZDR - Германия), имеющие в своей базе электростатические ускорители и созданные для задач ядерного анализа (RBS, PIXE, NRA), не оптимизированы для задач радиационного материаловедения.

Альтернативой комплексу из электростатических ускорителей может быть разработка в ЛЯР ОИЯИ установки одновременного тройного облучения на базе трех компактных циклотронов с энергиями протонов 0,5 МэВ, гелия 2 МэВ и железа/хрома/никеля 21 МэВ, что полностью удовлетворяет современным требованиям, предъявляемым к параметрам пучков в имитационных экспериментах. Прикладной комплекс с данными параметрами позволит получать высокие уровни дозы радиационных повреждений с регулируемым в процессе облучения соотношением скоростей дефектообразования и скоростей накопления гелия и водорода.

Исследования радиационных эффектов в материалах ядерных реакторов с использованием ионного облучения на ускорителях вместо трудоемкого и длительного нейтронного облучения ограничены, в дополнение к эффекту высокой мощности дозы, строго пиковым характером повреждения и имплантации ионов. Для преодоления ограничения фиксированных пробегов ионов в ЛЯР ОИЯИ также была разработана и испытана новая методология равномерного объемного ионного облучения образцов материалов с использованием программно-управляемой наклонной мишени. Для проверочного эксперимента образец жаропрочной аустенитной стали был равномерно облучен ионами He2+ с энергией 3 МэВ до дозы 0,1 сна и уровня легирования гелием 1100 аппм в диапазоне глубин от 1,8 до 4,5 мкм. Структура дислокационных петель и газовая пористость, полученные в результате облучения и послерадиационного отжига, были изучены с помощью просвечивающей электронной микроскопии в геометрии поперечного сечения. Однородность легирования образца гелием проверялась путем определения удельной площади поверхности пористости гелия в зависимости от глубины на основе измерений диаметров пузырьков газа и толщины фольги.

По сравнению с другими существующими методиками получения квазиоднородных профилей повреждений и имплантатов с помощью ионного облучения новый подход значительно проще и обеспечивает действительно однородное распределение без влияния острых профилей или близости поверхностей на диффузионное перераспределение радиационных дефектов. Таким образом, он более эффективен для установления объемных свойств облученного материала. В высокотемпературном варианте данная методика применима для экспериментального моделирования нейтронного повреждения.