воеводин виступ в хну 18.10.2017

1. Матеріалознавчі проблеми сучасноїМатеріалознавчі проблеми сучасної
ядерної енергетикиядерної енергетики
Доповідач:
Член-кореспондент НАНУЧлен-кореспондент НАНУ
В.М ВоВ.М Воєводін,єводін,
ІФТТМТ ННЦ ХФТІІФТТМТ ННЦ ХФТІ
ХНУ ім. В.Н. КаразінаХНУ ім. В.Н. Каразіна
voyev@kipt.kharkov.uavoyev@kipt.kharkov.ua
Харків, ХНУ, 18 жовтня, 2017 рокуХарків, ХНУ, 18 жовтня, 2017 року

2. • 17% світового виробництва
“чистої”, вільної від вуглеводнів
електричної енергії і зниження рівня
СО2 забезпечується функціонуванням
АЕС.
• У 2016 році у всьому світі
нараховувалось 449 діючих ядерних
енергетичних реакторів і
загальносвітова генеруюча
потужність АЕС складала 382,9 ГВт
ел. (+6,6 ГВт порівняно з 2014р.).
Ядерна енергетика сьогодні в світіЯдерна енергетика сьогодні в світі [IAEA,[IAEA,груденьгрудень 20152015]]
Реактори, якиРеактори, яки
будуються:будуються:
Китай 24Китай 24
Росія 8Росія 8
ІндіяІндія 66
США 5США 5
Україна 2Україна 2
Білорусь 2Білорусь 2
ЯпоніяЯпонія 22
В 2015 році до енергомережі були
підключені десять нових
реакторів найбільша кількість з
1990 року.
За станом на 31 грудня 2015 року на
стадії будівництва знаходилось 68
реакторів, в 2015 році почато
будівництво 8 нових блоків.
2

3. Ядерна енергетика сьогодні:Ядерна енергетика сьогодні:
 фактор сталого розвитку, який
задовольняє потреби теперішнього часу, не
ставлячи під загрозу здатність майбутніх
поколінь задовольняти свої власні потреби;
 стабільна і незалежна від погодних умов
електроенергія;
 основний фактор зменшення
у атмосфері діоксиду вуглецю (CO2).
На даний момент альтернативи
ядерній енергетиці не існує,
питання полягає лише в створенні
енергобалансу, що включає як
ядерні, так і інші джерела енергії.
За перше півріччя 15 ядерних блоків України
виробили 58% від усього виробництва
електроенергії.
ЧимЧим є ядерна енергетика для Україниє ядерна енергетика для України??
Внесок різних джерел електроенергії в
енергобаланс України в I півріччі 2017 р.
ВДЕ
1,1%
2016 рік
2017 рік
3
Не ядерне
виробництво

4. ♦♦Безпека реакторних установокБезпека реакторних установок::
 стабільність геометрії активної зони на весь
період експлуатації (ТВЗ і ТВЕЛи); цілісність
корпусів;
 утримання усередині ТВЕЛів продуктів поділу
ядерного палива;
 збереження працездатності органів СУЗ;
 забезпечення мінімальних наслідків
можливих аварійних ситуацій.
♦♦Економічність ядерної енергетики::
підвищення потужності одиничних блоків
ядерних енергетичних установок (ЯЕУ);
 збільшення тривалості кампаній;
 більш ефективне спалювання (підвищення вигоряння) ядерного палива.
Конструкційні та паливні матеріали визначають безпечнуКонструкційні та паливні матеріали визначають безпечну
та економічну роботу атомних станційта економічну роботу атомних станцій
безпека ефективність
сталий
розвиток
4
Опромінення впливає на деградацію вихідних фізико-механічних характеристик
та розмірну стабільність матеріалів.
Радіаційна стабільність – це здатність матеріалу протистояти впливу
інтенсивного опромінення та зберігати вихідні фізико-механічні властивості та
розмірні зміни.
Зараз радіаційні матеріали є критичною технологією, яка обмежує
безпеку і комерційні переваги ядерної енергетики.

5. Корпус
Шахта, Вигородка (ВКП)
Паливні збірки
Темп. опромінення -
3000
С
Доза = 0,1 зна*
Експлуатація -30
років→60 р.
Темп. опромінення
300-4000
С
Доза 10/15 зна*
Експлуатація 5-6 р.
окрихчення розпухання
радіаційний
ріст,
гідрування
Перлитна сталь
15Х2НМФА
(15Х2НМФА-А)
- конструкція
- матеріал
характерні
умови експлуатації
найбільш
небезпечне
явище(а)
-
-
• потужні потоки нейтронів
• висока температура
• механічні навантаження
• агресивне навколишнє
середовище
Загальні для всіх елементів конструкцій
негативні фактори:
Реактор покоління III - ВВЕР-1000. Матеріали. Опромінення. Явища.
* - зміщень на атом (зна)
Сплави цирконію
Е-110 (Zr-1% Nb),
Е-125 (Zr-2,5% Nb)
Темп.
опромінення 300-
3800
С
Доза 30-120 зна*
Експлуатація 30
років →60 р.
Аустенітна сталь
08Х18Н10Т
5

6. 1) Первинне формування
дефектів:
-формування кластерів
точкових дефектів (ТД)
та дислокацій.
Корпуси реакторів ВВЕР. Окрихчення материалів.
Одночасно відбувається знеміцнення
границь зерен через сегрегацію фосфору
на цих границях.
Опромінення веде до зміцнення зерен,
за рахунок створення нових виділень та
гальмування дислокацій.
втрата пластичності
та окрихчення
2) Наноструктурна еволюція
- сегрегація фосфора на границях зерен.
- формування виділень що збагачені Cu, а
також Mn - Ni, карбонитридів (V,Cr)7(C,N)3;
підвищення
температури крихко-
вязкого переходу
Границя зерна
ТД Cu-виділення
6
(Топр=270-340°С, Доза = <0,1 зна)

7. Завдання по подовженню ресурсу корпусів іЗавдання по подовженню ресурсу корпусів і
моніторінгу радіаційних пошкодженьмоніторінгу радіаційних пошкоджень
1. Окрихчення корпусів реакторів, виведених із
експлуатації АЕС, знаходиться у прийнятних
межах.
2. Найбільш небезпечне явище - окрихчення
сварних швів - лімітується концентрацією
марганцю і нікелю.
3. Проблема – як буде поводитися окрихчення на
протязі 30 років після подовження (загальне
60 років). Потрібен постійний моніторінг
зразками-свідками.
Ni↓1,00-1,50
0,20-0,40
CrCr 2,70-3,00
1,80-2,30
VV 0,27-0,30
0,10-0,12 MoMo↑0,50-0,70
0,60-0,80
CuCu↓ 0,30
0,07 SS 0,02
0,006↓ PP 0,02
0,006
↓ AsAs 0,10
0,006
↓
↑ ↑
Оптимізація хімічного складу матеріалів корпусів ВВЕР
7

8. Розпухання – основна проблема вигородки
8
● - дані ПЕМ досліджень
○ - дані вимірювання діаметру
││- дані зміни густини матеріала
18Cr-10Ni-Ti:
S=32%, D = 66 знa, Tmax=480°C
На основі даних з прискорювачів і реакторів
побудована емпірична функція для
розрахунку розпухання сталі 08Х18Н10Т в
широкому інтервалі доз, температур
опромінення і швидкостей створення
пошкоджень.
Розпухання оболонок іРозпухання оболонок і
чохлів в активній зонічохлів в активній зоні
БОР-60БОР-60
Матеріал - аустенітна нержавіюча сталь (Х18Н10Т)

9. 5736
Прогноз працездатності вигородки реактору ВВЕР-Прогноз працездатності вигородки реактору ВВЕР-
1000 при тривалих строках експлуатації1000 при тривалих строках експлуатації
9
Розрахунок формозміни вигородки з урахуванням розпухання показав, що вибір
номінального зазору між дистанціючими решітками периферійних ТВЗ та вигородки
відбувається після 36-57 років експлуатації.

10. Паливні збірки реакторів ВВЕР-1000Паливні збірки реакторів ВВЕР-1000
 В даний час використовуються
цирконієві сплави Е110, Е125
(леговані Nb), або Е635, Zry-2, Zry-
4 (леговані Sn, Fe, Cr, Ni).
 Зараз твели і ТВЗ
експлуатуються протягом 4-5
років з вигорянням палива до 50-
60 МВт д/кг урану.
Негативні явища, що
впливають на експлуатаційні
характеристики паливних
оболонок:
- деформація радіаційного росту
(ДРР);
- радіаційно-термічна повзучість
(РТП);
-корозія;
-наводнення;
-окислення.
Промислові Zr-сплави
для паливних
збірок реакторів
ВВЕР-1000
E635 - направляючі канали
і центральні труби,
кути жорсткості.
E110 – оболонки і чохли
паливних елементів,
дистанційні решітки.
E125 – чохли блоку ВВЕР-
1000.
Промислові Zr-сплави
для паливних
збірок реакторів
ВВЕР-1000
E635 - направляючі канали
і центральні труби,
кути жорсткості.
E110 – оболонки і чохли
паливних елементів,
дистанційні решітки.
E125 – чохли блоку ВВЕР-
1000.
10
Переріз поглинання теплових
нейтронів:
Zr – 0,3 barn, Ni – 26.2 barn,
Cr – 20.8 barn, Fe – 12.1 barn.

11. Цирконієві сплави - задачі та перспективи
Перспективи:
 Необхідність досягнення вигоряння паливних елементів
(ПЕ) до 75 – 80 МВт д/кг урану. Збільшення ресурсу від
30000 до 46000 еф.годин.
 Підвищення температури оболонок до 358 °С.
 Можливість маневрування потужністю.
Сплав Вміст елементів, %
Nb Sn Fe O S C
E-110 0.9-1.1 0.05→0.12 <0.1→ 0.16 ≤ 0.02
E-125 2.4-2.7 0.05→0.12 <0.1→ 0.16 ≤ 0.02
М5 0.8-1.2 0.015-0.06 0.09-0.18 ≤0.0035 0.0025-0.012
Zry-4 1.2-1.7 0.18-0.24 0.1-0.14 ≤ 0.027
E-635 0.9-1.1 1.0-1.5 0.3-0.5 ≤ 0.1 ≤ 0.02
Zirlo 0.9-1.1 0.9-1.1 0.09-0.11 0.1-0.14 ≤ 0.027
Хімічний склад цирконієвих сплавів
Як це можна вирішити? - Легування
11

12. 12
A-loop
c-петля
Зменшення радіаційного росту цирконієвих сплавів
(ННЦ ХФТІ, 2013)
CN
cd
V
V
8
2
π
=
∆
20 22 24 26 28 30
0.0
0.2
0.4
0.6
0.8
1.0
Э635
Э125
Э110М
Э110
Перераспр.объем,%
Доза, сна
с
a<1010>
-
<0001>
Сім`я
площин
{0001}
Cім`яплощин
{1010}
-
Опроміненняс
с
a<1010>
-
<0001>
<0001>
a<1010>
-
Утворення вакансійних петель <c>-типу в
базисних площинах (0001) зумовлює
орієнтаційно-спрямоване переміщення атомів
речовини на призматичні площини {1010} і як
наслідок, формозміни матеріалу.
Додавання Fe і О пригнічує зростання
дислокаційних петель, що зменшує радіаційне
зростання.

13. 13
Збільшення вигорання палива (>60
МВтд/кгU)=> Більш тривалий цикл => Більш
корозійне середовище
Ядерне паливо ВВЕР, толерантне до аварійнихЯдерне паливо ВВЕР, толерантне до аварійних
інцидентів (інцидентів (AAccidentccident TTolerantolerant FFueluel))
В світі визначені два шляхи створення модифікованих паливних оболонок для ЛВР :
Довготривалий (>10 років): нові оболонки (SiC/SiC композити, FeCrAl, Mo/FeCrAl);
Середній (≤10 років): існуючі цирконієві сплави із захисними покриттями (Cr, SiC, FeCrAl та ін.)
E110
Покриття
Цирконієва трубка із вакуумно-дуговим покриттям
на основі хрому
Запобігання тяжких наслідків (вибуху водню) при
аварії із втратою теплоносія (Fukushima-1;
Zr + 2H2O = ZrO2 + 2H2, (LOCA)
Необхідність підвищення надійності паливних оболонок ядерних реакторів викликана:
Проведені дослідження вакуумно-дугових керамічних та металічних покриттів на макетах твелів в потоці пари;
 Цирконієві трубки з покриттями на основі хрому (h ~ 10 мкм) показали найкращі захисні властивості при
високотемпературних випробуваннях (600-1020 ° C);
 Розроблені хромові покриття можуть забезпечити захист цирконієвих паливних оболонок в умовах аварії протягом 1

14. 14www.eera-jpnm.eu
• США (DOE):
– AREVA:
• Zr сплави з покриттям
• SiC/SiC
– GE:
• Ф/M сталі (FeCrAl)
• Mo сплав з покриттям
• Westinghouse:
• SiC/SiC
Zr сплави з покриттям
Франція
• (CEA/AREVA/EDF)
– Zr з покриттям
– SiC/SiC
14
Міжнародна діяльність– безпека оболонкових матеріалів
Японія
SiC/SiC
ODS
Корея
Труби із поверхнево модифікованого Zr-
сплаву
Метал/керамічна гібридна оболонка
SiC потрійна оболонка
FeCrAl/Zr подвійна оболонка
Китай
Удосконалені Zr-сплави
MAX-фазні оболонки
SiC оболонка
Україна
Cr, CrN покриття Zr сплавів(ННЦ ХФТІ)
SiC покриття Zr сплавів (ІЕЗ)
Shannon Bragg-Sitton, INL, IAEA IAEA Technical Working Group on Fuel Performance and Technology, 2014
Сплави цирконію були безальтернативними
конструкційними матеріалами ядерної енергетики до Фукусіми (11.03.2011)

15. Вирізаиий темплет
Установка для вирізання темплетів
15
Контроль стану металу енергетичного обладнання АЕСКонтроль стану металу енергетичного обладнання АЕС
Визначення
механізмів
руйнування зварних
з’єднань
Подовження
ресурсу ГЦТ
після 30 років
експлуатації
Південно-Українська АЕС
На підставі результатів робіт,
виконаних на енергоблоках ПуАЕС і
ЗАЕС протягом останніх 10 років,
створено «Каталог даних не
руйнівного контролю напружено-
деформованого стану корпусів
реакторів типу ВВЕР-1000 і
трубопроводів АЕС».
Забезпечений його правовий захист
у вигляді свідотства на
інтелектуальну власність ННЦ
ХФТІ.

16. 20902070205020302010199019701950
Необхідність в реакторахНеобхідність в реакторах поколінняпокоління 4 (Gen IV)
Нержавіюча сталь-
розпухання.
Взаємодія розпухання-
повзучість, викривлення
прутків, але без руйнування.
53 знa
27.8%
34 знa
14%
52 знa
29.8%
Зумовлене порами окрихчення
в збірках із сталі X18H10T.
Традиційні матеріали – не влаштовують !!!
Потрібні інші конструкції реакторів та новітні матеріали!
Перші реактори Поточні реактори Модернізовані реактори Реакторні системи майбутнього
Покоління 1, Вигоряння ~2%
Покоління 2, Вигоряння ~3%
Покоління 3 та 3+, Вигоряння ~5%
Впровадження “пасивної системи безпеки” на рівні конструювання ядерних реакторів виключаючи
елементи електричного автоматичного обладнання (внаслідок його пошкодженню) і мінімізація впливу
операторів на функціонування ядерних реакторів (так званий людський фактор).
Низька ефективність (~33-34%) ядерних реакторів у порівнянні з тепловими енергетичними реакторами з
твердим паливом (~45% і вище). Необхідне підвищення вигоряння ядерного палива.
За останніх 60 років не було досягнуто
значного збільшення вигоряння палива!
16

17. Sodium Fast Reactor (SFR)
Supercritical Water
Reactor (SCWR)
Very High Temperature
Reactor (VHTR)
Molten Salt Reactor (MSR)
Lead Fast Reactor (LFR)
Gas Fast Reactor (GFR)
Нові виклики для матеріалів реакторів 4 поколінняНові виклики для матеріалів реакторів 4 покоління
Тип реактору
Вихідна
температу
ра
теплоносі
я, (◦C)
Максима
льна доза,
зна
Тиск,
(Мпа)
Теплоносій
SFR 550 200 0,1
Натрій
MSR 1000 200 0,1
Розплав
солей
SCWR 500 15-67 25 Вода
LFR 800 200 0,1 Свинець
VHTR 1000 1-10 7 Гелій
GFR 850 200 7 Гелій/CO2
Нові проблеми для матеріалів (T, зна, корозія,
60 р. експлуатації, підвищення пасивної безпеки)
6 типів реакторів Покоління 4:
17

18. Дрібні виділення
Y2(Ti,Zr)2O7
Дисперсно зміцнені оксидами (ДЗО)Дисперсно зміцнені оксидами (ДЗО) матеріалиматеріали
18
Топр =450 С
Х18Н10Т
D=100 зна
Комерційні ДЗО-сплави :
Феритна матриця+ оксидна дисперсія
MA956 & PM2000: Fe - 20 Cr – Al - Ti – 0.5 Y2O3
MA957 : Fe – 14 Cr – 1 Ti – 0.3 Mo – 0.25 Y2O3
ДЗО аустенітні сталі:
18Cr-10Ni-Ti+Y2 (Ti+Zr)2O7
ДЗО сталь
Топр =450 С
D=100 зна
При дозі опромінення 100 зна розмір пір в ДЗО-
сталі в 3 рази, а розпухання в 5 разів менше, ніж у
вихідній стали.
Чому саме оксиди?
-Можливість досягнути великої щільності
нанорозмірних частинок в матеріалі;
-Ковалентність, підвищення рекомбінації
точкових дефектів, значна радіаційна та
термічна стабільність.

19. Високоентропійні сплави (Високоентропійні сплави (ВЕСи). Наступний крок ВЕСи +ВЕСи). Наступний крок ВЕСи + ДЗОДЗО
-200 C
525 C
500 nmДЗО ВЕСи ВЕСи 500µm
В ХФТІ вперше запропонована та реалізована ідея створення ВЕСів, що
зміцнені нанооксидами. 19
ВЕСи – це багатокомпонентні сплави з високою концентрацією кожного компонента, що характерізуються
високою ентропією змішення, завдяки чому в них реалізуються однофазні тверди розчини. Встановлено, що ВЕСи с
ГЦК граткою (аустенітні ВЕСи) в силу особливостей структури можуть витримувати великі радіаційні
навантаження.

20. Опромінен
ня
Параметри
Cr
Cr+He
Cr+H
Cr+He+H
ЕCr= 0.3 – 1,8 МеВ
jCr =1 - 35 мкA/cм2
ЕНе= 10 - 60 кeВ
jНе = 1 – 500 нA /cm2
ЕН= 10 - 60 кеВ
jН = 1 – 500 nA /cm2
Т опр= 3500
– 8000
С
D = 0 - 1200 зна
k = 7·10-5
– 2·10-2
зна/с
0.1 – 1.3 appmHe/с
0.1 – 1 appmH/с
Електростатичний (3х-пучковий) прискорювач із зовнішнімЕлектростатичний (3х-пучковий) прискорювач із зовнішнім
інжектором (ЕСУВІ)інжектором (ЕСУВІ)
300 зна
500 зна
600 зна
200 зна
450°C 500 зна450°C 500 зна
HT9 при 450°C
14YWT
20
Необхідність імітаційних експериментівНеобхідність імітаційних експериментів
(12Cr1MoVMnNiW)

21. Безпечне поводження з відпрацьованим ядерним паливом таБезпечне поводження з відпрацьованим ядерним паливом та
радіоактивними відходами. Матеріали.радіоактивними відходами. Матеріали.
Проблема поводження з РАВ :
Загальний об`єм РАВ в Україні оцінюється в 3,45 мільйонів м3
;
 97-98 % із них є коротко-живущими і можуть бути захоронени у приповерхневих сховищах;
 Біля 59 000 м3
є довгоживучіми і мають бути видалені в глибокі геологічні формації.
б) Імобілізація РАВ у захисні радіаційно і корозійно-стійкі форми
ННЦ ХФТІ
Розробка мінерало-подібних керамічних матриць, здатних включати в свою
структуру радіонукліди:
- Фосфатна кераміка (калій-магниєвий фосфат KMgPO4·6H2O, апатит
Ca5(PO4)3F);
- Оксидна кераміка: ZrO2, Al2O3.
ІГНС
- Розробка захисних матриць на основі цементних компаундів
а) Прогноз радіаційної стійкості гранітоїдів УКЩ
Кращі плагіограніти - кварцеві сієніти і кварцит (зберігання
структурі до поглиненої дози до 108
рад – необхідно до 107
рад ) (спільні
дослідж. ННЦ ХФТІ та ІГНС)
Головне завдання - як реалізувати варіант геологічного видалення довгоживучіх РАВ? Забезпечення
екологічної безпеки вимагає імобілізації небезпечних радіонуклідів в захисні радіаційно і корозійно-
стійкі форми
Рішення: а) - місце та б) - матеріали захисних форм для імобілізаціі РАВ
Дисперсно – зміцнена
структура кераміки забезпечує
підвіщені характеристики
міцності, корозійної та
радіаційної стійкості
21

22. Сучасні технології для радіаційногоСучасні технології для радіаційного
матеріалознавства і біомедициниматеріалознавства і біомедицини
Імобілізацийні
кристалічні матриці
Керамічні матеріали
Ультращільна кераміка
Al2O3 ZrO2, ZSY,
NZP(NaZrO2(PO4)3
фторапатит
Ca10(PO4)6F2
гидроксиапатит
Ca10(PO4)6(OH)2,
Са3РО4
Захисні покриття для
ТВЕЛ
Біоактивна кераміка
Трибологічні і захисні
покриття для
імплантантів
Конструкційна
кераміка
Конструкційні
матеріали з високими
характеристиками
міцності
Медичні імплантанти,
стенти
Ортопедичні та
дентальні
імплантанти
Наноструктурні покриття
ZrCr/CrN,
TiN, Al2O3 ZrO2,
Ультрадрібнозернисті метали
і сплави
Ti, Zr, Ta, Mg
22

23. Високі технології - здоров'я людиниВисокі технології - здоров'я людини
Операція по установці
плечового суглоба
Колінний суглоб
Тазостегневі суглоби
- Керамика та покриття
Пластини і гвинти для
щелепно-лицевої хірургії
Система фіксації
хребта
Гвинти системи
фіксації хребта
Плечовий суглоб з
покриттям
23
Біорозчинні
магнієві
стенти для
кардіохірург
ії
Офтальмол
огічний
хірургічний
інструмент

24. Вже багато років освітній процес здійснюється
через загальний освітньо-науковий комплекс.
Основні напрямки освіти були закладені в
ННЦ ХФТІ:
експериментальна ядерна фізика;
теоретична ядерна фізика;
наука реакторних матеріалів;
фізика плазмових і фізичних технологій.
Видатні учені України супроводжують та
підтримують освітній процес.
ХНУХНУ↔↔ ННЦ ХФТІННЦ ХФТІ

25. ВисновкиВисновки
1. Ядерна енергетика зараз-це гарант енергетичної незалежності, найбільш розвинений і
високотехнологічний сектор економіки, найважливіший фактор сталого розвитку
країни.
2. Саме матеріали ядерної енергетики є критичною технологію, що вирішують основні
проблеми безпеки та економіки експлуатуємих реакторів та реакторів новітних
поколінь.
3. Визначена ціль –досягнення комерційно-привабливих рівней вигоряння ядерного
палива – може бути досягнута тільки на основі розвитку наукових уявлень про роль
фізичних механізмів мікроструктурної еволюції, що відповідає за зміну первісних
фізико-механічних властивостей та розмірів під час опромінення.
4. Україна завжди відрізнялася високим рівнем своїх матеріалознавців (ІЕЗ, ІПМ, ІМФ,
ФМІ,ХФТІ, тощо) і володіє величезним потенціалом, що має бути реалізований, як у
рішенні матеріалознавчих питань сучасної та майбутньої ядерної енергетики в
Україні, так і в рішенні задач, які стоять перед світовим ядерним суспільством.
5. Нагальне завдання-участь у сумісних проектах з європейською спільнотою (Horizon
2020), що дасть дієвий поштовх розвитку науково-технічної галузі країни і, мабуть,
збільшенню уваги та фінансування галузі з боку держави.
25

27. It`s now many years the educational process is carried
out via common educational –scientific complex.
The branches of following chairs are founded in KIPT:
 experimental nuclear physics;
 theoretical nuclear physics;
 reactor materials science;
 physics of plasma and physical technologies.
The prominent scientists of Ukraine supervise these
branches.
ХНУХНУ↔↔ ННЦ ХФТІННЦ ХФТІ

28. ВЯФЕ НАН України вважає за доцільне науково-технічне
співробітництво із НАЕК “Енергоатом” із залученням академічних
інститутів в розв`язанні проблем розвитку ЯЕК України.
Це співробітництво з НАЕК “Енергоатом” пропонується здійснювати
шляхом реалізації наступних основних напрямків діяльності:
 Подовження строку експлуатації діючих енергоблоків АЕС:
-обгрунтування строків безпечної експлуатації корпусів;
-прогнозування деградації матеріалів внутрішньокорпусних
пристроїв;
-контроль обладнання і трубопроводів 2 контуру;
Розробка новітніх оболонкових матеріалів з високою радіаційною
толерантністю;
Переробка і захоронення РАВ і ВЯП;
Розробка перспективних матеріалів для підвищення ефективності і
надійності обладнання ядерної енергетики.
Співробітництво ВЯФЕ НАН України із НАЕК “Енергоатом”Співробітництво ВЯФЕ НАН України із НАЕК “Енергоатом”
28

29. • 17% світового виробництва
“чистої”, вільної від вуглеводнів,
електричної енергії і зниження рівня
СО2 забезпечується функціонуванням
АЕС.
• У 2016 році у всьому світі
нараховувалось 449 діючих
ядерних енергетичних реакторів
і загальносвітова генеруюча
потужність АЕС складала 382,9
ГВт (ел.).
Ядерна енергетика сьогодні в світіЯдерна енергетика сьогодні в світі [IAEA,[IAEA, груденьгрудень 20152015]]
• Із загальної кількості реакторів, які
знаходяться в експлуатації, 81,6%
становлять реактори з легко
водневим сповільнювачем і
теплоносієм (VVER), 11,1% - реактори
з важководневим сповільнювачем і
теплоносієм (CANDU), 3,4 % - легко
водневі реактори із графітовим
сповільнювачем (RBMK)і 3,2% -
газоохолоджувані реактори
(MAGNOX);
Реактори, якіРеактори, які
будуються:будуються:
Китай 24Китай 24
Росія 8Росія 8
ІндіяІндія 66
США 5США 5
Україна 2Україна 2
Білорусь 2Білорусь 2
ЯпоніяЯпонія 22
29

30. VVER-1000 surveillance programs
Unit Start
Weld № 4 Tested (withdrawn) sets
P, % Cu, % Ni, % 1 2 3 4 5 6
BalakovoNPP-1 85 0.009 0.03 1.88 + + +
BalakovoNPP-2 87 0.009 0.05 1.59 + (+) +
BalakovoNPP-3 87 0.007 0.05 1.57 + +
BalakovoNPP-4 93 0.007 0.04 1.61 +
KalininNPP-1 84 0.010 0.04 1.76 + + +
KalininNPP-2 85 0.008 0.02 1.59 + (+) +
NV NPP-5 80 0.014 0.04 1.21 + + +
ZaporozhieNPP-1 84 0.005 0.03 1.10 + (+)
ZaporozhieNPP-2 85 0.009 0.04 1.12 + + +
ZaporozhieNPP-3 86 0.008 0.03 1.55 + + +
ZaporozhieNPP-4 87 0.009 0.06 1.70 + + +
ZaporozhieNPP-5 89 0.009 0.08 1.60 + + +
RovnoNPP-3 86 0.008 0.03 1.64 + + + +
Khmelnitsk-1 88 0.006 0.02 1.88 + + (+) + +
SUNPP-1 82 0.007 0.04 1.70 + + +
SUNPP-2 85 0.007 0.05 1.74 + +
SUNPP-3 89 0.005 0.06 1.72 + +

31. Radiation embrittlement of VVER-
1000 RPV welds apparently depends
on Mn contents

32. Корозійна стійкість високоентропійних сплавів з ГЦК граткою
у свинцевих розплавах
Оцінено особливості корозії сплаву Э 30-2 (Fe 40%, Mn 28%, Cr 18, Ni 14%) у
свинцевому теплоносії з концентрацією кисню СО[Pb] ≈ 10-7
…10-6
мас.% при температурі
480°С за експозиції 1000 год.
Встановлено, що у свинцевих розплавах з низькою концентрацією розчиненого кисню
превалюючими процесами, які визначають корозійні пошкодження, є розчинення
основних легувальних елементів (Ni, Cr, Mn) у свинці. Зменшення концентрації цих
елементів у приповерхневих шарах приводить до фазово-структурних перетворень та
зниження твердості на глибину до 20 мкм. Корозійні пошкодження фіксуються по
границях зерен внаслідок розтравлення та проникнення свинцю у матрицю сплаву.

33. Сучасні технології для радіаційногоСучасні технології для радіаційного
матеріалознавства і біомедициниматеріалознавства і біомедицини
Імобілізацийні
кристалічні матриці
Керамічні матеріали
Ультращільна кераміка
Al2O3 ZrO2, ZSY,
NZP(NaZrO2(PO4)3
фторапатит
Ca10(PO4)6F2
гидроксиапатит
Ca10(PO4)6(OH)2,
Са3РО4
Захисні покриття для
ТВЕЛ
Біоактивна кераміка
Трибологічні і захисні
покриття для
імплантантів
Конструкційна
кераміка
Конструкційні
матеріали з високими
характеристиками
міцності
Медичні імплантанти,
стенти
Ортопедичні та
дентальні
імплантанти
Наноструктурні покриття
ZrCr/CrN,
TiN, Al2O3 ZrO2,
Ультрадрібнозернисті метали
і сплави
Ti, Zr, Ta, Mg
33

34. • 17% світового виробництва
“чистої”, вільної від вуглеводнів,
електричної енергії і зниження рівня
СО2 забезпечується функціонуванням
АЕС.
• У 2016 році у всьому світі
нараховувалось 449 діючих
ядерних енергетичних реакторів
і загальносвітова генеруюча
потужність АЕС складала 382,9
ГВт (ел.).
Ядерна енергетика сьогодні в світіЯдерна енергетика сьогодні в світі [IAEA,[IAEA, груденьгрудень 20152015]]
• Із загальної кількості реакторів, які
знаходяться в експлуатації, 81,6%
становлять реактори з легко
водневим сповільнювачем і
теплоносієм (VVER), 11,1% - реактори
з важководневим сповільнювачем і
теплоносієм (CANDU), 3,4 % - легко
водневі реактори із графітовим
сповільнювачем (RBMK)і 3,2% -
газоохолоджувані реактори
(MAGNOX);
Реактори, якіРеактори, які
будуються:будуються:
Китай 24Китай 24
Росія 8Росія 8
ІндіяІндія 66
США 5США 5
Україна 2Україна 2
Білорусь 2Білорусь 2
ЯпоніяЯпонія 22
34

35. За удосконаленими вакуумно – деформаційними технологіями та з
застосуванням різних схем термомеханічного оброблення виготовлено
експериментальні зразки балістично-захисних сталевих біметалів різної
будови. Натурне та стендове тестування функціональних характеристик цих
композитів продемонструвало їх вищу ефективність порівняно з
гомогенними сталями: за однакового рівня бронестійкости вага біметалевої
перешкоди на 40 – 50 % менша ваги сталевої перешкоди.
Балістично-захисни сталеви біметалиБалістично-захисни сталеви біметали
54

36. 36
Виставка “Наука обороні та безпеці держави” (19.10.2016)Виставка “Наука обороні та безпеці держави” (19.10.2016)
(організатори виставки НАНУ, МО та Укроборонпром)(організатори виставки НАНУ, МО та Укроборонпром)

37. Еволюція радіаційно-індукованої мікроструктури.Еволюція радіаційно-індукованої мікроструктури.
Процеси і взаємодіїПроцеси і взаємодії
3737
Радіаційні пошкодження ініціюються формуванням та взаємодією точкових
дефектів на нанорівні (10-9
м), але макроскопічні ефекти, які мають вирішальне
значення для безпеки реакторів, виникають внаслідок сумісної еволюції
компонентів мікроструктури та структурних перетворень, таких ріст пор,
дислокаційних петель і виділень, розпаду твердого розчину, перетворення
енергетичних та геометричних характеристик точкових дефектів та їх
комплексів.