Моделі високотемпературної корозії графітів у радіаційних полях і окислювальних середовищах та моделі прогнозування ресурсу матеріалів у реакторах IV покоління :: НВК ВДЕРТ

Моделі високотемпературної корозії графітів у радіаційних полях і окислювальних середовищах та моделі прогнозування ресурсу матеріалів у реакторах IV покоління


Під час розробки та вибору реакторних графітів для високотемпературних газоохолоджуваних реакторів (ВТГР) IV покоління важливо передбачити за допомогою імітаційних випробувань зміни властивостей конструкційних і паливних матеріалів, викликані високодозовим опроміненням нейтронами або зарядженими частинками. Імітаційне моделювання реакторного опромінення в ННЦ ХФТІ НАН України виконується за допомогою прискорювачів заряджених частинок, у яких швидкості утворення радіаційних дефектів на 2..4 порядки вищі, ніж у середовищі моделюємого реактора.

Для підвищення ефективності імітаційних досліджень окислення реакторних графітів під опроміненням проведено аналіз фізичних явищ при їх термічному та радіаційному окисленні. Вироблена модель комбінованого впливу радіаційних полів і окислювального середовища на вуглецеві матеріали, яка при заданні відповідних феноменологічних параметрів дозволяє описувати:

	розмірні зміни зразків графітів;

	модуль Юнга;

	міцність і коефіцієнт теплового розширення графіту при наборі дози.

Виконано економіко-математичний аналіз вибору конструкційних матеріалів високотемпературних газоохолоджуваних реакторів (ВТГР)

Проектування, будівництво та експлуатація ядерних енергетичних установок (ЯЕУ) спочатку пов'язані з високими капітальними витратами. При цьому основне цінове навантаження несуть корпус реактора, внутрішньокорпусні елементи та трубопровідні магістралі, які виготовляються з радіаційностійких сталей і сплавів.

«Стратегією розвитку ядерної енергетики в Україну на період до 2030 року та на подальшу перспективу» пропонується дослідження можливостей використання у ядерно-енергетичному комплексі України ВТГР IV покоління. Різні проекти ВТГР отримали розвиток у ФРН (AVR, THTR-300, HTR-500, HTR-Module), США (Peach Bottom, Ft.St. Vrain, Fulton, MHTGR, MPBR, NGNP), колишньому СРСР / РФ (VGR -50, VGM, VG-400, GT-MHR), Японії (HTTR, HTR-GT, GTHTR-300), КНР (HTR-10, MHTGR-IGT), ПАР (PBMR), Франції (ANTARES), Нідерландах (ACACIA). При виборі конкретної ядерної енергетичної установки ВТГР для України необхідно розглянути всі можливі технічні варіанти їх виконання, у тому числі, і з урахуванням прогнозних вартісних показників основних компонентів ядерного реактора.

Для обґрунтування економічно доцільного вибору матеріалів найбільш металоємних компонентів ВТГР і, зокрема, корпусу ядерного реактора, запропоновано матеріалознавчо-прогнозний підхід. Він полягає у прогнозуванні вартості компонентів корпусних сталей ВТГР, представлених у вигляді нестаціонарних часових рядів, і, на їх основі, визначенні прогнозної вартості корпусу ядерного реактора.

Розроблено інформаційну технологію (ІТ) прогнозування нестаціонарних часових рядів з оцінкою ризику. На відміну від існуючих технологій прогнозування вона дозволяє проводити детальний аналіз складових нестаціонарного часового ряду та обґрунтувати перехід до оптимального методу прогнозування, попередньо виключивши з розгляду методи, що не задовольняють статистичному опису вихідних даних. ІТ також включає оцінку ризику побудованого прогнозу.

Виконано апробацію запропонованого підходу та розробленої ІТ на прикладі вирішення науково-практичного завдання обґрунтування вибору корпусу високого тиску ВТГР.

	Для проведення прогнозних розрахунків були обрані сталі, які мають позитивний досвід понад 30 років експлуатації у складі корпусів різних ядерних реакторів: 15Х2НМФА, A-336 Code Case 1236, А 533GR B 1989, A-508 Class 2 1989, 16 MnD5 RCC-M 2111, 20 Mn Mo Ni 5 5 1990, 15Х2В2ФА 2000, 15Х2МФА.

	Прийнято припущення, що розглянуті корпусні сталі близькі за значеннями експлуатаційних параметрів, тому не потрібно додаткового нормування порівнюваних величин. Порівнянню підлягали вартісні показники корпусних сталей лише за складовими компонентами без урахування витрат на виготовлення, які приблизно однакові для розглянутих типів корпусів ВТГР.

	Вихідні дані прогнозування біржових котирувань на компоненти (Si, Mn, Fe, Cu, Cr, Ni, Mo, W, V, Nb) корпусних сталей ядерних реакторів взяті на офіційних сайтах Національного центру інформації з мінералів Геологічної служби США (US Geological Survey National Minerals Information Center), Лондонської біржі металів (London Metal Exchange), Міністерства праці США (US Department of Labor). Усі вартості компонентів корпусних сталей реакторів були приведені до єдиної системи мір (дол. США за метричну тонну) і, з урахуванням інфляції, до порівнянних цін 1998 року.

	За допомогою створеної інформаційної технології прогнозування з оцінкою ризику виконано побудову моделей прогнозування та розрахунок прогнозних оцінок з 2009 р. на період 2014-2019 рр. для компонентів, що входять до складу сталей корпусів ВТГР (див. Рис.1–2).

Рисунок 1 – Поточні та прогнозні оцінки вартості компонентів корпусних сталей на 2014 – 2019 рр., у дол. США за метричну тонну у порівнянних цінах 1998 р.

Рисунок 2 – Поточні та прогнозні оцінки вартості корпусних сталей на 2014 – 2019 рр., у дол. США за метричну тонну у порівнянних цінах 1998 р.

	Середня абсолютна відсоткова помилка прогнозу 12,94 %. Ризик прогнозу становить 14,5 %.