Ученые создали модель безопасной работы ядерных реакторов будущего

Эта новая модель, разработанная специалистами МФТИ, открывает перед индустрией возможности для более эффективного и безопасного использования ядерной энергии.

По сравнению с реакторами на тепловых нейтронах, где вода выступает в качестве теплоносителя, для реакторов на быстрых нейтронах требуются альтернативные виды теплоносителей, которые не замедляют нейтроны. Это открывает новые горизонты для исследований в области ядерной энергетики и позволяет сделать процесс работы реакторов более эффективным и безопасным.

Создание математической модели безопасной работы ядерных реакторов на быстрых нейтронах является важным шагом в развитии современных технологий атомной энергетики. Это открывает новые перспективы для использования ядерной энергии как чистого и эффективного источника энергии в будущем.

В поисках идеального теплоносителя для реакторов ядерных установок возникает вопрос об использовании тяжелого жидкометаллического расплава свинец-висмут. Однако, стоит помнить, что этот вариант имеет свои сложности. Например, такой теплоноситель агрессивно взаимодействует со стальными элементами реактора, растворяя их при прямом контакте.

Для защиты металлических элементов от разрушительного воздействия теплоносителя, в него добавляется небольшое количество кислорода. Этот элемент создает на поверхности стали защитную пленку, которая предотвращает нежелательные химические реакции. Однако, важно учитывать, что слишком толстая оксидная пленка может привести к нежелательным последствиям.

Именно в активной зоне реактора, где происходит самоподдерживающаяся управляемая ядерная реакция, перегрев может стать серьезной проблемой. Поэтому необходимо тщательно балансировать добавление кислорода для защиты элементов и предотвращения перегрева активной зоны.

Технология обращения с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями (ТЖМТ) является важнейшей составляющей для обеспечения надежной, безаварийной и безопасной работы реакторов с ТЖМТ.

Исследования, проведенные в рамках совместного проекта МФТИ и Объединенного института высоких температур РАН, позволили разработать модель, которая последовательно и согласованно объясняет коррозионные процессы, связанные с ТЖМТ.

Эксперименты показали, что частичное или полное растворение внешнего слоя оксидной пленки происходит без привлечения дополнительных явлений, таких как эрозионное утонение оксидного слоя в потоке теплоносителя.

Изучение этой модели имеет большое значение для повышения эффективности и безопасности работы реакторов, оснащенных ТЖМТ, и может способствовать разработке новых методов контроля и предотвращения коррозионных процессов.

Важным достижением в изучении процессов в тяжелом жидкометаллическом теплоносителе стал результат, о котором поделился Владислав Николаев, начальник группы отдела разработки блока реакторной установки крупной мощности в НИКИЭТ. Он отметил, что этот прогресс позволяет сделать еще один шаг в направлении устранения пробелов в нашем понимании этих процессов. Теоретическая модель безопасной эксплуатации реактора на быстрых нейтронах, разработанная им и его коллегами, обещает значительно ускорить и удешевить процесс экспериментальных исследований конструкций перед их внедрением. Это открывает новые перспективы для развития ядерной энергетики и повышения безопасности ядерных установок.

Коррозионные испытания – это сложный процесс, который требует огромного количества времени и усилий для проведения. Однако, согласно словам научного сотрудника Даниила Колотинского, разработанная им модель отличается от мировых аналогов тем, что не требует предварительной оптимизации по данным коррозионных экспериментов. Она основана на термодинамических данных и коэффициентах массопереноса в теплоносителе, что позволяет предсказывать поведение оксидной пленки в различных условиях.

Важно отметить, что эта модель открывает новые перспективы в изучении коррозии и позволяет более точно предсказывать ее развитие. Предвидеть поведение материалов в условиях агрессивной среды – это ключевой момент при разработке защитных покрытий и материалов для различных отраслей промышленности.

Исследования в области коррозии и защиты материалов играют важную роль в повышении надежности и долговечности конструкций. Поэтому разработка новых методов прогнозирования коррозионных процессов имеет большое значение для инженеров и ученых, стремящихся сделать мир более безопасным и устойчивым.

В рамках стратегического отраслевого проекта "Прорыв" "Росатом" строит на площадке своего "Сибирского химического комбината" в Северске Томской области опытно-демонстрационный энергетический комплекс IV поколения на основе инновационной реакторной установки на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 мощностью 300 МВт. В ближайших планах исследователей – обобщить модель на случай неоднородных оксидных пленок и локальных видов коррозионных процессов. Этот шаг позволит существенно расширить границы применимости модели и еще сильнее приблизить их к диапазону реальных условий эксплуатации конструкционных материалов в реакторных установках на быстрых нейтронах, отметили в МФТИ.

Исследователи также намерены углубить анализ взаимодействия материалов с окружающей средой в условиях работы реакторных установок, чтобы предотвратить возможные негативные последствия для окружающей среды и человека. Развитие новых методов моделирования и испытаний позволит более точно предсказывать поведение материалов в экстремальных условиях.

Таким образом, совершенствование моделирования коррозионных процессов и их влияния на конструкционные материалы в реакторных установках на быстрых нейтронах является ключевым шагом в обеспечении безопасности и эффективности работы ядерных энергетических установок.

Проект "Прорыв" представляет собой амбициозную инициативу в области атомной энергетики, направленную на создание новой технологической платформы с замкнутым ядерным топливным циклом. В его состав войдет замыкающий ядерный топливный цикл пристанционный завод, включающий модуль переработки облученного ядерного топлива реактора БРЕСТ и модуль по производству такого топлива.

Этот проект призван обеспечить лидерство российских технологий в мировой атомной энергетике, а также продемонстрировать устойчивую работу полного пристанционного комплекса объектов, обеспечивающих замкнутый ядерный топливный цикл. Реализация этой инициативы позволит создать новое качество атомной генерации будущего - беспрецедентно безопасной, экологичной, ресурсосберегающей и конкурентоспособной.

Источник и фото - ria.ru