Zuyok V. A. Corrosion resistance of traditional and advanced fuel rod cladding materials for water-cooled reactors = Корозійна стійкість наявних і перспективних матеріалів оболонок ядерного палива реакторів з водяним охолодженням / V. A. Zuyok, Yu. V. Kovalenko, V. V. Shtefan, R. O. Rud, M. V. Tretiakov, Ya. O. Kushtym // Progress in Physics of Metals. - 2024. - 25, № 2. - С. 243-275. - Бібліогр.: 113 назв. - англ.Узагальнено доступні літературні експериментальні дані стосовно корозійної стійкості традиційних і перспективних матеріалів оболонок тепловидільних елементів ядерного палива реакторів з водяним охолодженням. Наведено огляд основних груп цирконієвих сплавів, які добре зарекомендували себе у процесі експлуатації впродовж понад половини століття. Зазначено, що постійно провадяться науково-дослідні роботи в напрямах вдосконалення цирконієвих сплавів шляхом оптимізації композиції сплавів, зокрема кількості стануму, ніобію, феруму й оксигену, а також розробляються нові сплави. Напрям цих робіт зумовлений насамперед жорсткими вимогами до атомної енергетики, серед яких - максимальна безпека, економічність та екологічність. Разом з цим останнім десятиліттям однією з основних цілей дослідників усього світу є створення ядерного палива з підвищеною стійкістю щодо аварій. Черговим тригером цього була аварія 2011 р. на атомній станції "Фукусіма-1". Найоптимальнішим з можливих рішень вважається розроблення покриттів оболонок тепловидільних елементів, які містять хром. Такі покриття забезпечують підвищену корозійну стійкість, зносостійкість, а також понижену водопроникність за робочих температур теплоносія першого контуру та під час аварійних ситуацій. Радикальнішим шляхом підвищення стійкості оболонок твелів зі щодо аварій є заміна цирконієвого сплаву на інший. Ліпшими кандидатами є сплави FeCrAl і дуплексні нержавіючі сталі, корозійна стійкість яких під час аварій із втратою теплоносія може до 50 разів перевищувати стійкість сплавів цирконію. На жаль, за номінальних експлуатаційних режимів реакторів з водяним охолодженням тривала експлуатація оболонок твелів, виготовлених з цих матеріалів, призведе до утворення та винесення продуктів корозії до теплоносія з подальшою активацію їх і формуванням відкладень в активній зоні та парогенераторі, що неодмінно і причинить підвищення потужності дози опромінення від обладнання першого контуру. Серед розглянутих наявних і перспективних металевих матеріалів оболонок твелів реакторів з водяним охолодженням, які можуть зменшувати наслідки аварій, пов'язаних з перегрівом активної зони, найперспективнішим можна вважати цирконієвий сплав оптимізованого складу з хромовим покриттям. Такі оболонки твелів матимуть вищу корозійну стійкість щонайменше у п'ять разів порівняно зі штатними цирконієвими сплавами без покриттів як за нормальних умов експлуатації, так і під час перегріву активної зони, а також не спричинять значного поглинання нейтронів і не призведуть до активації теплоносія або утворення відкладень у першому контурі.
Шифр НБУВ: Ж23022 Пошук видання у каталогах НБУВ Додаткова інформація про автора(ів) публікації: (cписок формується автоматично, до списку можуть бути включені персоналії з подібними іменами або однофамільці)  Якщо, ви не знайшли інформацію про автора(ів) публікації, маєте бажання виправити або відобразити більш докладну інформацію про науковців України запрошуємо заповнити "Анкету науковця"
|