Обоснование выбора состава малоактивируемых конструкционных материалов на основе железа, ванадия и титана тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.07 ВАК РФ

. " 1 '"V ' I-'' ■ . '

Московский государственный институт электроники и математики

(технический университет) Институт металлургии и материаловедения им. А.А.Байкова РАН

На правах рукописи

Аленина Маргарита Валерьевна

Обоснование выбора состава малоактивируемых конструкционных материалов на основе железа, ванадия и титана

01.04.07.Физика твердого тела

Диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук

Научные руководители: д.ф.-м.н., проф. Бондаренко Г.Г.;

к.х.н. Колотов В.П.

Москва-1999

Содержание

Введение............................................................................................................................4

Глава 1 Разработка конструкционных малоактивируемых материалов (МАМ) для атомных и термоядерных установок.

1.1 Концепция малоактивируемых конструкционных материалов................................7

1.2 Библиографическая многотабличная реляционная база данных по малоактивируемы материалам.......................................................................10

1.3 Наукометрический анализ информационного потока по МАМ..............................20

1.4 Нейтронный спектр установок..................................................................................28

1.5 Оценка риска последствий аварийных ситуаций при использовании

новых материалов..........................................................................................30

1.6 Классификация радиоактивных отходов и способы их захоронения.....................33

Глава 2 Развитие программного обеспечения для оценки активации и

мощности дозы

2.1 Имеющиеся в настоящее время программное обеспечение и библиотеки ядерных данных.........................................................................................................36

2.2 Расчет активности...............................................................................................3?

2.3 Расчет мощности дозы..............................................................................................41

2.4 Электронный атлас активации............................................................................45

Глава 3 Применение изотопно-обогащенных элементов для создания

малоактивируемых материалов 3.1 Способы уменьшения наведенной радиоактивности конструкционных

материалов для термоядерных реакторов (ХЯР).......................................................56

3.2 Оценка перспективности применения изотопно-обогащенных элементов Мо, Сг, Тл, Бе, V, № и Ъх для создания

МАМ............................................................................................................................57

3.3 Сравнительный анализ преимуществ использования изотопно-обогащенных элементов для производства хромомарганцевой

стали.............................................................................................................................б?

Глава 4 Трансмутационные превращения и фазовая стабильность аустенитных и ферритных нержавеющих сталей при нейтронном

облучении.....................................................................................................................70

Заключение.......................................................................................................................76

Основные выводы.............................................................................................................78

Литература.........................................................................................................................79

Приложения......................................................................................................................

Введение

В последние 35 лет радиоактивные отходы привлекают пристальное внимание правительств, ученых и общественности различных стран мира. Так по различным оценкам общемировой ежегодный объем утилизируемых радиоактивных отходов составляет около 20 млн. тонн. Основными источниками отходов являются военные и промышленные ядерные установки, заводы по производству и переработке ядерного топлива, вывод из эксплуатации ядерных установок (стационарные реакторы, атомные подводные лодки и др.).

Одним из перспективных направлений решения проблем экологической безопасности ядерной энергетики является использование специально разработанных материалов (конструкционных, строительных и др.), обладающих по сравнению с традиционно применяемыми сталями и сплавами ускоренным спадом наведенной радиоактивности - так называемые малоактивируемые материалы (МАМ). Применение таких материалов позволяет не только уменьшить экологическую опасность эксплуатации энергетических ядерных установок, но и существенно снизить материальные затраты на захоронение радиоактивных отходов после вывода установки из эксплуатации.

Впервые идея разработки малоактивируемых конструкционных материалов появилась в середине 70-х годов в связи с проработкой концепции экологически безопасного энергетического термоядерного реактора (ТЯР). В настоящее время, это достаточно динамично развивающаяся область радиационного материаловедения с периодом удвоения информации около 4,5 лет [38,43].

Исследования показали, что достижение относительно быстрого спада наведенной радиоактивности конструкционного материала определяется выбором подходящих матричных и легирующих элементов, а также в значительной мере зависит от примесного состава используемых компонентов. Взаимопревращения элементов (ядерные трансмутации) могут привести к заметному изменению элементного состава образца, что в свою очередь может сказаться и на фазовой стабильности облучаемых материалов. В итоге эти изменения могут стимулировать в облученном материале такие процессы как охрупчивание, распухание и др. В этом отношении выбор оптимального состава конструкционных материалов для атомных и

термоядерных энергетических установок является актуальной задачей радиационной физики твердого тела и материаловедения. Решение этой задачи, вне всяких сомнений, будет способствовать созданию экологически более безопасной ядерной энергетики.

В виду актуальности данной тематики целью диссертации стало развитие программного обеспечения для оценки наведенной радиоактивности, мощности эквивалентной дозы и их изменение во времени, разработка рекомендаций по выбору оптимальных составов конструкционных МАМ для атомных и термоядерных реакторов и методов снижения уровня наведенной радиоактивности, прогнозирование возможных фазовых изменений за счет ядерных трансмутаций.

Начальным шагом при разработке МАМ является расчет активируемости различных химических элементов при их облучении нейтронами. Поэтому часть данной диссертационной работы была посвящена разработке информационной системы на основе реляционной системы управления базами данных для обеспечения расчетов активации и мощности дозы после облучения материала нейтронами произвольного энергетического распределения и построения динамики изменения этих параметров во времени.

Существуют различные критерии отнесения материалов к группе малоактивируемых материалов в зависимости от приоритетов: минимизация сроков хранения и объема радиоактивных отходов, техническое обслуживание реактора, минимизация последствий аварийных ситуаций, возможности переработки конструкционных материалов с частично замкнутым материальным циклом. Наиболее объективным критерием, непосредственно связанным с нормативными ограничениями при обработке радиоактивных отходов, является мощность эквивалентной дозы. В связи с этим, в данной работе на основе расчета мощности эквивалентной дозы проведены оценки перспективности применения изотопно-обогащенных элементов таких как: молибден, хром, титан, железо, вольфрам, ванадий, никель и цирконий - для создания материалов для сильно активируемых конструкций ТЯР. Также представлен позитивный результат применения метода изотопной сепарации для создания гипотетически чистой (по микропримесным элементам) хромомарганцевой стали (Бе-20%Мп-12%Сг-1%\У).

Принимая во внимание, что процесс взаимопревращения элементов может сказаться на фазовой стабильности облучаемых материалов, часть диссертационной работы посвящена оценке изменений химического состава аустенитных

хромоникелевых и хромомарганцевых сталей (31688 и Бе-20%Мп-12%Сг-1%\¥) и ферритных сталей (Б1Ш.4914 и Fe-9%Cr-2%W-VMn), облученных нейтронами различного энергетического распределения: термоядерный реактор и корпус реактора ВВЭР, и анализу их фазовой стабильности.

Анализ современного состояния в области разработки малоактивируемых материалов и направлений развития этой области радиационного материаловедения проведен благодаря собранной за 20-летний период информации по МАМ, содержащейся в созданной автором библиографической многотабличной реляционной базе данных по МАМ.

Разработка конструкционных малоактивируемых материалов для атомных и термоядерных установок

Концепция малоактивируемых конструкционных материалов

Для развития экологически безопасной ядерной энергетики в середине 70-х годов возникла идея разработки малоактивируемых конструкционных материалов, которая впоследствии могла бы послужить для создания безопасного энергетического термоядерного реактора.

Управляемый термоядерный синтез может быть осуществлен с использованием следующих ядерных реакций:

Для первоочередной реализации выбрана реакция (1), благодаря тому, что она энергетически менее затратна, а следовательно, на сегодняшний день технически более легко осуществима.

Для повышения эффективности разработок и снижения их затрат был запущен проект Международного (Россия, ЕЭС, США и Япония) экспериментального термоядерного реактора (ITER), основанный на концепции ТОКАМАКа. На Рис. 1 показана принципиальная схема реактора ITER. Реактор имеет тороидальную форму. Плазма помещается в центральной зоне реактора и имеет форму вытянутого эллипса. Нейтроны проходят через магнитное поле ловушки и задерживаются специальной конструкцией — бланкетом. Бланкет выполняет ряд функций: конвертирует кинетическую энергию нейтронов в тепловую (далее электрическую) энергию с приемлемым к.п.д., воспроизводит тритий для поддержания термоядерного синтеза, обеспечивает радиационную защиту магнитной системы удержания плазмы, обеспечивает вакуумно-плотную конструкцию для плазменной зоны реактора [36].

2Di+ 3Ti 4Не2+ Ч (14 МэВ) 2Di+ 2Di 3Не2 + Ч (2,5 МэВ)

(1) (2)

(3)

(4)

2Di + 3Не2 4Не2 + LHi (14 МэВ) JHi + ПВ5 Зх 4Не2 (9 МэВ)

Рис. 1 Принципиальная схема реактора ITER. 1 — центральный соленоид, 2 — защита/бланкет, 3 — плазма, 4 — вакуумная емкость-защита, 5 — вакуумирование плазмы, 6 — криостат, 7 — активная регулирующая обмотка, 8 — тороидальная обмотка, 9 — первая стенка, 10 — диверторные пластины, 11 — дополнительная обмотка.

Как следует из приведенных ядерных реакций (1)-(4), термоядерный синтез, в отличие от реакторов деления, не приводит к образованию долгоживущих осколочных продуктов и, в принципе, является источником потенциально "чистой" энергии. Этот тезис не совсем соответствует действительности, так как не учитывает активацию конструкционных материалов, окружающих плазму вторичными частицами (нейтроны, протоны). Нейтроны с энергией 14 МэВ обладают достаточно высокой проникающей и активирующей способностью, поэтому уровень наведенной радиоактивности в многотонных конструкциях, окружающих плазму может быть очень значительным. Следовательно, после остановки реактора с целью вывода его из эксплуатации, возникает проблема утилизации радиоактивных конструкционных материалов.

Концепция малоактивируемых конструкционных материалов (МАМ) подразумевает использование для производства конструкционных материалов таких химических элементов, которые не приводят к образованию значимых количеств долгоживущих радионуклидов. Это значит, что после 10-50 лет выдержки остановленного реактора, он может быть разобран с применением робототехники и частично ручного труда. Дальнейший порядок действий определяется остаточной радиоактивностью материалов: если она не превышает порога допускающего ручные операции, возможна переработка материалов (удаление радионуклидов, определяющих дозу излучения, разбавление неактивными компонентами для дальнейшего использования в производстве конструкций новых реакторов). В противном случае, необходимо захоронение конструкционных материалов в приповерхностных хранилищах на несколько столетий.

Не будет сильным преувеличением утверждение, что решение проблемы наведенной радиоактивности в конструкционных материалах термоядерного реактора может оказать решающее значение на перспективы развития этого энергетического направления в будущем.

Начальным шагом при разработке малоактивируемых материалов является расчет активируемости различных химических элементов при их облучении нейтронами или другими частицами. Задача эта не столь тривиальна, как может показаться на первый взгляд. Потенциальные проблемы состоят в следующем: • Необходимо правильно рассчитывать активацию нейтронами, имеющих произвольное энергетическое распределение. Это требование подразумевает

использование дифференциальных сечений ядерных реакций, а не интегральных, как например, в случае активации тепловыми нейтронами реактора.

• Необходимо во взаимосвязи рассматривать многочисленные ядерные реакции высокого порядка (в ряде случаев до 6-го), включающие как продукты активации, так и продукты распада. Это требование ведет к значительному возрастанию громоздкости проводимых вычислений. Очевидно, что подобные расчеты могут быть выполнены только на компьютере.

• В ряде случае необходимо учитывать и реакции проходящие на вторичных заряженных частицах, например на протонах, образующихся по реакции (п,р), что дополнительно усложняет задачу.

• Необходимо рассчитывать не только наводимую активность, но и соответствующую ей мощность дозы излучения, а иногда и тепловыделение в процессе радиоактивного распада.

• Требуется оценивать взаимопревращения элементов, что может привести к изменению элементного состава образца, нарушению стабильности различных структур/фаз, выделению новых фаз, а в конечном итоге сказаться на физико-механических свойствах материала.

Библиографическая многотабличная реляционная база данных по малоактивируемым материалам

Краткое описание предметной области

Было решено провести анализ современного состояния в области разработки МАМ и тенденций этого направления, используя современные средства электронного поиска и обработки информации. Международная сеть научно-технической информации (The Scientific and Technical Information Network - STN-International) имеет информационный доступ (на контрактных условиях) к различным крупным международным библиографическим базам данных (БД). Специфика связи с этими БД заключается в том, что каждая БД требует индивидуального запроса на поиск необходимой информации и свой тариф оплаты этих поисковых услуг. Обращаясь к STN-International, вы снимаете с себя эти "трудности" общения с другими БД. Учитывая это, мы обратились за помощью в поиске информации по разработке МАМ в

Институт органической химии1, имеющий выход на STN-International. Таким образом, по сети Интернет от STN-International с помощью сложного запроса (см. Рис. 2), который охватывал 20-летний период вплоть до 1997 г. и комбинировал информацию из таких библиографических баз данных, как INIS и COMPENDEX3, была получена информация в виде текстового файла. После этого необходимо было провести анализ полученной информации и её систематизацию. Как известно, главное назначение баз данных - это структурированное хранение данных и быстрый поиск содержащейся в них информации. В виду этого, было предложено создать библиографическую многотабличную реляционную базу данных по малоактивируемым материалам. Объем разработанной БД составил несколько мегабайт. Вся информация, содержащаяся в БД, изложена на английском языке и доступна не только в электронном виде, но и в печатном. Также предполагается проводить регулярное дополнение БД новыми публикациями и обеспечить доступ к ней средствами Интернета (сайт лаборатории радиоаналитических и электрохимических методов ГЕОХИ РАН http . //www. geokhi. ru/~r ad el. ru).

Мифологическая модель

В реляционных базах данных информация хранится в одной или нескольких таблицах. Каждая таблица состоит из строк и столбцов, которые в компьютерных базах данных называются записями и полями, соответственно.

Связь между таблицами осуществляется посредством значений одного или нескольких совпадающих полей. Каждая строка таблицы в реляционной БД уникальна. Для обеспечения уникальности строк используются ключи, которые содержат одно или несколько полей таблицы.

В библиографическую многотабличную реляционную базу данных по малоактивируемым материалам входит 7 таблиц. Опишем структуру каждой таблицы.

1 Автор благодарит господина Хуторецкого В.М. за содействие в работе с ЗТЫ-Мегпайопа!.

2 ШШ - Международная информационная система по ядерной энергетике, которая охватывает мировую научно-техническую литературу по ядерным исследованиям и технологиям. Её генератором является Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) в Австрии.

3 СОМРЕМЖХ - Компьютеризованный указатель технической литературы, который содержит библиографию технических журналов и трудов конференций из всех стран мира. Его генератором явл�