Модели высокотемпературной коррозии графитов в радиационных полях и окисляющих средах и модели прогнозирования ресурса материалов в реакторах IV поколения :: НПК ВИЭРТ

Модели высокотемпературной коррозии графитов в радиационных полях и окисляющих средах и модели прогнозирования ресурса материалов в реакторах IV поколения


При разработке и выборе реакторных графитов для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР) IV поколения важно предсказать с помощью имитационных испытаний изменения свойств конструкционных и топливных материалов, вызванные высокодозным облучением нейтронами или заряженными частицами. Имитационное моделирование реакторного облучения в ННЦ ХФТИ НАН Украины выполняется с помощью ускорителей заряженных частиц, в которых скорости образования радиационных дефектов на 2..4 порядка выше, чем в среде моделируемого реактора.

Для повышения эффективности имитационных исследований окисления реакторных графитов под облучением проведен анализ физических явлений при их термическом и радиационном окислении. Выработана модель комбинированного влияния радиационных полей и окисляющей среды на углеродные материалы, которая при задании соответствующих феноменологических параметров позволяет описывать:

	размерные изменения образцов графитов;

	модуль Юнга;

	прочность и коэффициент теплового расширения графита при наборе дозы.

Выполнен экономико-математический анализ выбора конструкционных материалов высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР)

Проектирование, строительство и эксплуатация ядерных энергетических установок (ЯЭУ) изначально сопряжены с высокими капитальными затратами. При этом основную ценовую нагрузку несут корпус реактора, внутрикорпусные элементы и трубопроводные магистрали, которые изготавливаются из радиационно-стойких сталей и сплавов.

«Стратегией развития ядерной энергетики в Украину на период до 2030 года и на дальнейшую перспективу» предлагается исследование возможностей использования в ядерно-энергетическом комплексе Украины ВТГР IV поколения. Различные проекты ВТГР получили развитие в ФРГ (AVR, THTR-300, HTR-500, HTR-Module), США (Peach Bottom, Ft.St. Vrain, Fulton, MHTGR, MPBR, NGNP), б.СССР / РФ (VGR -50, VGM, VG-400, GT-MHR), Японии (HTTR, HTR-GT, GTHTR-300), КНР (HTR-10, MHTGR-IGT), ЮАР (PBMR), Франции (ANTARES), Нидерландах (ACACIA). При выборе конкретной ядерной энергетической установки ВТГР для Украины необходимо рассмотреть все возможные технические варианты их исполнения, в том числе, и с учетом прогнозных стоимостных показателей основных компонентов ядерного реактора.

Для обоснования экономически целесообразного выбора материалов наиболее металлоемких компонентов ВТГР и, в частности, корпуса ядерного реактора, предложен материаловедческо-прогнозный подход. Он заключается в прогнозировании стоимости компонентов корпусных сталей ВТГР, представляемых в виде нестационарных временных рядов, и, на их основе, определении прогнозной стоимости корпуса ядерного реактора.

Разработана информационная технология (ИТ) прогнозирования нестационарных временных рядов с оценкой риска. В отличие от существующих технологий прогнозирования она позволяет проводить детальный анализ составляющих нестационарного временного ряда и обосновать переход к оптимальному методу прогнозирования, предварительно исключив из рассмотрения методы, не удовлетворяющие статистическому описанию исходных данных. ИТ также включает в себя оценку риска построенного прогноза.

Выполнена апробация предложенного подхода и разработанной ИТ на примере решения научно-практической задачи обоснования выбора корпуса высокого давления ВТГР.

	Для проведения прогнозных расчетов были выбраны стали, которые имеют положительный опыт более 30 лет эксплуатации в составе корпусов различных ядерных реакторов: 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.

	Принято предположение, что рассматриваемые корпусные стали близки по значениям эксплуатационных параметров, поэтому не требуется дополнительного нормирования сравниваемых величин. Сравнению подлежали стоимостные показатели корпусных сталей только по составляющим компонентам без учета расходов на изготовление, которые примерно одинаковы для рассмотренных типов корпусов ВТГР.

	Исходные данные прогнозирования биржевых котировок на компоненты (Si, Mn, Fe, Cu, Cr, Ni, Mo, W, V, Nb) корпусных сталей ядерных реакторов взяты на официальных сайтах Национального центра информации по минералам Геологической службы США (US Geological Survey National Minerals Information Center), Лондонской биржи металлов (London Metal Exchange), Министерства труда США (US Department of Labor). Все стоимости компонентов корпусных сталей реакторов были приведены к единой системе мер (долл. США за метрическую тонну) и, с учетом инфляции, к сопоставимым ценам 1998 года.

	С помощью созданной информационной технологии прогнозирования с оценкой риска выполнено построение моделей прогнозирования и расчет прогнозных оценок с 2009 г. на период 2014-2019 гг. для компонентов, входящих в состав сталей корпусов ВТГР (см. Рис.1–2).

Рисунок 1 – Текущие и прогнозные оценки стоимости компонентов корпусных сталей на 2014 – 2019 гг., в долл. США за метрическую тонну в сопоставимых ценах 1998 г.

Рисунок 2 – Текущие и прогнозные оценки стоимости корпусных сталей на 2014 – 2019 гг., в долл. США за метрическую тонну в сопоставимых ценах 1998 г.

	Средняя абсолютная процентная ошибка прогноза 12,94 %. Риск прогноза составляет 14,5 %.