Становление атомной энергетики в свое время потребовало создания целого большого пласта материаловедения. Если взять атомный реактор, то к стандартным проблемам прочности при нагреве к любому материалу добавятся требования по определенному взаимодействию с радиационными потоками внутри реактора. Самыми важными оказываются свойства взаимодействия с нейтронами — и с точки зрения нейтронной физики всего реактора (поглощает ли этот конструктивный металл нейтроны? Замедляет? Отражает? Активируется?) и с точки зрения самого материала. Что происходит в материале под воздействием радиации?
Испытания на разрыв облученного образца в «горячей камере». Лаборатория ORLN.
Распухание образца из нержавеющей стали под влиянием нейтронов
Универсальным мерилом того, как далеко заходят эти разрушающие процессы является величина с.н.а. — смещений на атом (или dpa в англоязычной литературе). Она означает, сколько в среднем на каждый атом придется актов взаимодействия с излучениями. Характерные величины для ядерных реакторов — от 5 до 60 с.н.а.
Расчетные радиационные повреждения выгородки реактора ВВЭР-1000 в с.н.а.
Воздействие реакторных условий на различные марки сталей. ЭИ/ЧС — специальные реакторные стали.
Материаловеды придумали множество сплавов, сталей и неметаллических материалов для работы в таких условиях. Их, кстати, часто отличает сумасшедшая точность состава, речь идет о точности до 0,01% содержания легирующих примесей. На сегодня 60 с.н.а. является пределом для современных ядерных материалов, причем такие материалы еще и ограничены по рабочей температуре, и не могут, например, использоваться в горячих быстрых реакторах.
Различные по содержанию кислорода и железа циркониевые сплавы. Обратите внимания, что области допустимых значений допантов ~500 ppm, т.е. 0,05%
Однако для будущих быстрых реакторов деления и для термоядерных реакторов нужны материалы, способные стоять до 150 (а лучше до 300) с.н.а. без разрушения, а в случая термояда — стоять не просто в потоке нейтронов, но в потоке сверхэнергичных нейтронов. Кстати, одной из основных проблем этого раздела материаловедения является медленных набор повреждающих доз — 20 с.н.а в год в лучших реакторах, т.е. что бы набрать 160 с.н.а., надо оставить сборку в реакторе на 8 лет.
Перспективные реакторные материалы и программа их облучения в реакторе БОР-60.
Для того, что бы создавать и проверять материалы будущих термоядерных реакторов нужны специфические источники термоядерных нейтронов. Тут не подойдут ни высокопоточные исследовательские ядерные реакторы, ни спаляционные (ускорительные) установки. Поэтому в 2000х годах Европа и Япония приняли программу создания специальной исследовательской лаборатории IFMIF/EVEDA для испытаний перспективных материалов.
Схема IFMIF/EVEDA
И план здания. Найди человека в этой «лаборатории».
Установка IFMIF представляет из себя два небольших, но сильноточных ускорителя дейтронов (ионов дейтерия) до энергии примерно 40 МЭв и литиевой мишени (а именно льющегося потока жидкого лития, толщиной 25 мм). Ускоритель довольно уникальный большим током (125 мА), выдаваемым в постоянном (а не импульсным) режиме. Ускоритель состоит из традиционных элементов — плазменного источника ионов, фокусирующих систем (LEBT, MEBT, HEBT), радиочастотного ускорительного модуля с электродинамическим удержанием ионов (RFQ) и радиочастотного ускорительного модуля с электромагнитным удержанием и резонаторными полостями (SRF Linac).
Ускоритель IFMIF, его элементы и разработчики.
Ускоренные дейтроны от двух одинаковых ускорителей взаимодействуют с литием по реакции D + Li -> 2He + n. При этом образовавшийся нейтрон очень похож на термоядерный по своей энергии. Литиевая мишень, кстати, тоже довольно уникальная конструкция, занимающаяся очисткой лития от продуктов деления и формирующая завесную мишень.
Схема литиевой мишени...
… и ее прототип в натуральную величину!
Получившиеся нейтроны прилетают на испытательный объем, который имеет камеры с разной мощностью нейтронного потока. В самой высокоинтенсивной камере (объемом всего поллитра, что тем не менее позволяет испытывать множество небольших образцов одновременно) создается поток 10^18 н*сек/см^2 — это в 200 раз больше, чем на самых высокопоточных ядерных реакторах. Есть камеры и с меньшей интенсивностью, которые, однако, позволяют тестировать уже целые экспериментальные конструкции с охлаждающей жидкостью и т.п.
Спектральная мощность нейтронного потока в перспективном термоядерном реакторе DEMO, и лаборатории IFMIF.
Вторая часть лаборатории (EVEDA)- это горячие камеры для всяких исследований того, что же случилось с облученными образцами, как изменились их механически, физические и химические свойства.
Облучательные камеры IFMIF/EVEDA В центре HFTM скорость набора дозы быстрыми нейтронами будет составлять 60 сна в год.
Образцы материалов, которые будут испытываться в IFMIF. Всего в высокопоточную камеру можно загрузить до 1000 таких образцов.
И примерно вот такие горячие камеры для исследований облученных образцов.
На данный момент идет установка и поэтапный запуск оборудования (так — «голова» ускорителя, источник ионов уже во всю тестируется на рабочих режимах). Оборудование установки изготавливается как европейскими, так и японскими организациями.
Здание, где расположена IFMIF/EVEDA в Роккашо, Япония.
После запуска лаборатории в 2017 году в ней начнутся интенсивные исследования перспективных материалов для первой стенки, бланкета и других элементов ТЯР, «живущих» в самых тяжелых радиационных исследованиях. Возможно, именно здесь перспективные материалы типа ванадий-титановых сплавов или карбида кремния SiC перейдут из перспективных в утвержденные. Если их характеристики окажутся близки к ожидаемым, то промышленные токамаки могут стать заметно ближе, а многие из «бумажных» концепций ядерных реакторов деления (например travelling wave reactor) станут возможными.
Испытания на разрыв облученного образца в «горячей камере». Лаборатория ORLN.
- Быстрые частицы «ломают» решетку, вызывая перескоки атомов материала по ним. Это приводит к уменьшению пластичности и росту хрупкости.
- Нейтроны могут поглощаться различными атомами, вызывая их трансмутацию — превращения в более тяжелый элемент (например Fe56 + и -> Mn57). Чаще всего образовавшийся изотоп радиоактивен, и он распадается через какое-то время. Так происходит активация материала — насыщение его радиоактивными изотопами
- Эти радиоактивные изотопы могут распадаться с образованием альфа-частицы. Альфа-частицы не уходят из материи, а рекомбинируются в гелий. Гелий накапливается внутри материала, вызывает его распухание и растрескивание. Аналогичные процессы (в меньшем масштабе) происходят с накоплением водорода, который образуется при распаде нейтронов.
- Для очень быстрых налетающих нейтронов возможен прямой развал атома конструкционного материала, с образованием множества осколков и сильно радиоактивного остатка.
- Активация материала приводит к изменению его химического состава и разнообразным коррозионным процессам. Особенно нелегко приходится в местах сварки и спаев
Распухание образца из нержавеющей стали под влиянием нейтронов
Универсальным мерилом того, как далеко заходят эти разрушающие процессы является величина с.н.а. — смещений на атом (или dpa в англоязычной литературе). Она означает, сколько в среднем на каждый атом придется актов взаимодействия с излучениями. Характерные величины для ядерных реакторов — от 5 до 60 с.н.а.
Расчетные радиационные повреждения выгородки реактора ВВЭР-1000 в с.н.а.
Воздействие реакторных условий на различные марки сталей. ЭИ/ЧС — специальные реакторные стали.
Материаловеды придумали множество сплавов, сталей и неметаллических материалов для работы в таких условиях. Их, кстати, часто отличает сумасшедшая точность состава, речь идет о точности до 0,01% содержания легирующих примесей. На сегодня 60 с.н.а. является пределом для современных ядерных материалов, причем такие материалы еще и ограничены по рабочей температуре, и не могут, например, использоваться в горячих быстрых реакторах.
Различные по содержанию кислорода и железа циркониевые сплавы. Обратите внимания, что области допустимых значений допантов ~500 ppm, т.е. 0,05%
Однако для будущих быстрых реакторов деления и для термоядерных реакторов нужны материалы, способные стоять до 150 (а лучше до 300) с.н.а. без разрушения, а в случая термояда — стоять не просто в потоке нейтронов, но в потоке сверхэнергичных нейтронов. Кстати, одной из основных проблем этого раздела материаловедения является медленных набор повреждающих доз — 20 с.н.а в год в лучших реакторах, т.е. что бы набрать 160 с.н.а., надо оставить сборку в реакторе на 8 лет.
Перспективные реакторные материалы и программа их облучения в реакторе БОР-60.
Для того, что бы создавать и проверять материалы будущих термоядерных реакторов нужны специфические источники термоядерных нейтронов. Тут не подойдут ни высокопоточные исследовательские ядерные реакторы, ни спаляционные (ускорительные) установки. Поэтому в 2000х годах Европа и Япония приняли программу создания специальной исследовательской лаборатории IFMIF/EVEDA для испытаний перспективных материалов.
Схема IFMIF/EVEDA
И план здания. Найди человека в этой «лаборатории».
Установка IFMIF представляет из себя два небольших, но сильноточных ускорителя дейтронов (ионов дейтерия) до энергии примерно 40 МЭв и литиевой мишени (а именно льющегося потока жидкого лития, толщиной 25 мм). Ускоритель довольно уникальный большим током (125 мА), выдаваемым в постоянном (а не импульсным) режиме. Ускоритель состоит из традиционных элементов — плазменного источника ионов, фокусирующих систем (LEBT, MEBT, HEBT), радиочастотного ускорительного модуля с электродинамическим удержанием ионов (RFQ) и радиочастотного ускорительного модуля с электромагнитным удержанием и резонаторными полостями (SRF Linac).
Ускоритель IFMIF, его элементы и разработчики.
Ускоренные дейтроны от двух одинаковых ускорителей взаимодействуют с литием по реакции D + Li -> 2He + n. При этом образовавшийся нейтрон очень похож на термоядерный по своей энергии. Литиевая мишень, кстати, тоже довольно уникальная конструкция, занимающаяся очисткой лития от продуктов деления и формирующая завесную мишень.
Схема литиевой мишени...
… и ее прототип в натуральную величину!
Получившиеся нейтроны прилетают на испытательный объем, который имеет камеры с разной мощностью нейтронного потока. В самой высокоинтенсивной камере (объемом всего поллитра, что тем не менее позволяет испытывать множество небольших образцов одновременно) создается поток 10^18 н*сек/см^2 — это в 200 раз больше, чем на самых высокопоточных ядерных реакторах. Есть камеры и с меньшей интенсивностью, которые, однако, позволяют тестировать уже целые экспериментальные конструкции с охлаждающей жидкостью и т.п.
Спектральная мощность нейтронного потока в перспективном термоядерном реакторе DEMO, и лаборатории IFMIF.
Вторая часть лаборатории (EVEDA)- это горячие камеры для всяких исследований того, что же случилось с облученными образцами, как изменились их механически, физические и химические свойства.
Облучательные камеры IFMIF/EVEDA В центре HFTM скорость набора дозы быстрыми нейтронами будет составлять 60 сна в год.
Образцы материалов, которые будут испытываться в IFMIF. Всего в высокопоточную камеру можно загрузить до 1000 таких образцов.
И примерно вот такие горячие камеры для исследований облученных образцов.
На данный момент идет установка и поэтапный запуск оборудования (так — «голова» ускорителя, источник ионов уже во всю тестируется на рабочих режимах). Оборудование установки изготавливается как европейскими, так и японскими организациями.
Здание, где расположена IFMIF/EVEDA в Роккашо, Япония.
После запуска лаборатории в 2017 году в ней начнутся интенсивные исследования перспективных материалов для первой стенки, бланкета и других элементов ТЯР, «живущих» в самых тяжелых радиационных исследованиях. Возможно, именно здесь перспективные материалы типа ванадий-титановых сплавов или карбида кремния SiC перейдут из перспективных в утвержденные. Если их характеристики окажутся близки к ожидаемым, то промышленные токамаки могут стать заметно ближе, а многие из «бумажных» концепций ядерных реакторов деления (например travelling wave reactor) станут возможными.
