Разработанная сотрудниками Объединённого института высоких температур РАН и МФТИ теоретическая модель описывает поведение внешнего слоя защитной плёнки ядерного реактора на быстрых нейтронах при различных условиях эксплуатации. Тонкий оксидный слой выполняет важнейшую функцию — защищает стенки конструкции от коррозии. Предложенный вариант моделирования позволит существенно сэкономить на экспериментальных испытаниях и математически обосновать безопасные режимы эксплуатации будущих реакторов. Результат научной работы опубликован в журнале Corrosion Science.
В отличие от классических реакторов, в которых в качестве теплоносителя используется вода, для реакторов на быстрых нейтронах необходимы альтернативные виды теплоносителей. Один из возможных вариантов — тяжёлый жидкометаллический расплав свинец-висмут. Использование этого теплоносителя осложняется тем, что он агрессивно взаимодействует со стальными элементами реактора — растворяет их при возникновении прямого контакта.
Для защиты металлических элементов от пагубного влияния теплоносителя в него добавляется небольшое количество кислорода, который создаёт на поверхности стали защитную плёнку.
Cтроящийся под Томском реактор на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 (Быстрый Реактор Естественной безопасности со Свинцовым Теплоносителем)
Толщина этого оксидного слоя существенно влияет на коэффициент теплопередачи: чем больше коэффициент, тем легче тепло передаётся от источника к нагреваемому элементу. Проще говоря, если оксидная плёнка будет слишком толстой, то это может привести к перегреву активной зоны.
«Разработанная модель в рамках совместного проекта МФТИ и ОИВТ РАН позволила нам последовательно и согласованно объяснить коррозионные эксперименты, в которых наблюдалось частичное либо полное растворение внешнего слоя оксидной плёнки, причём без привлечения дополнительных явлений, таких как эрозионное утонение оксидного слоя в потоке теплоносителя. Этот результат позволяет сделать ещё один шаг в сторону устранения пробелов в понимании процессов в тяжёлом жидкометаллическом теплоносителе», — рассказывает Владислав Николаев, начальник группы отдела разработки блока реакторной установки большой мощности АО «НИКИЭТ», научный сотрудник МФТИ и ОИВТ РАН.
Теоретическая модель вариантов безопасной эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах позволит существенно ускорить и удешевить процесс экспериментальных исследований конструкций перед их запуском. Как отмечает научный сотрудник лаборатории суперкомпьютерных методов в физике конденсированного состояния Даниил Колотинский, обычно на это требуется сотни тысяч часов и тесты на масштабных коррозионных стендах.
Модель локального термодинамического равновесия
«По сравнению с мировыми аналогами, разработанная нами модель не требует предварительной оптимизации по данным коррозионных экспериментов. Напротив, на основании известных термодинамических данных и данных о коэффициентах массопереноса в теплоносителе она позволяет предсказывать, что будет происходить с внешним слоем оксидной плёнки в конкретных условиях коррозионных испытаний», — уточняет Даниил Колотинский, научный сотрудник лаборатории суперкомпьютерных методов в физике конденсированного состояния МФТИ и научный сотрудник ОИВТ РАН.
В ближайших планах исследователей — обобщить модель на случай неоднородных оксидных плёнок и локальных видов коррозионных процессов. Этот шаг позволит существенно расширить границы применимости модели и ещё сильнее приблизить их к диапазону реальных условий эксплуатации конструкционных материалов в реакторных установках на быстрых нейтронах.
Источник: «За науку».