Содержание материала

ТРЕБОВАНИЯ, ПРЕДЪЯВЛЯЕМЫЕ К ВЫБОРУ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ

Материалы для ядерного реактора выбирают с учетом требований, предъявляемых к данному реактору.
Наиболее важными свойствами, которые следует учитывать при выборе ядерных материалов, являются ядерно-физические характеристики, поведение частиц и выгорание — потребление топлива; физические свойства (например, плотность и фазовый переход); тепловые свойства (включая тепловое расширение, теплопередачу, использование и унос тепла); механические и структурные свойства (прочность и усталостное растрескивание); химические эффекты (примеси и коррозионное растрескивание); устойчивость к облучению. Также важно, чтобы АЭС имела свою систему безопасности, средства защиты окружающей среды и как можно более длительный срок безаварийной эксплуатации основных компонентов. Подбор наиболее экономически доступных ядерных материалов, способных выдерживать коротковолновое облучение и такие условия эксплуатации, как радиационное распухание, радиационное охрупчивание, высокие температуры и давления и тд., требует опыта проектирования, строительства и эксплуатации.
Таким образом, для правильного выбора ядерных материалов необходимо сочетание большого экспериментального опыта с пониманием сложного взаимодействия ядерно-физических, физических, тепловых, механических, радиационных и химических свойств ядерного реактора.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Предложено, опробовано и разработано множество концепций и устройств, использующих основные категории ядерной энергии, т.е. энергии деления, энергии синтеза и энергии излучения радионуклидов. Среди них наибольшее развитие получили реакторные системы на основе энергии деления, используемые для масштабной выработки электроэнергии. В дальнейшем они получат еще большее развитие. Высоким потенциалом обладает термоядерная энергия. Радионуклидные генераторы   энергии для космических, морских и наземных цепей доказали свою надежность как энергоисточники. Поэтому вопрос побора материалов для ядерных энергетических систем является жизненно важным.
Предложены различные концепции гибридного термоядерного реактора на основе комбинаций между ядерным реактором деления и управляемым дейтерий-тритиевым (D-Т) -термоядерным реактором (использующим нейтроны), если последний станет реальностью. Достоинством гибридного реактора является возможность использовать нейтроны, особенно выделяемые в ходе D-Т-реакций в термоядерном реакторе, для обеспечения реактора деления. В результате не только ядерная энергия деления и синтеза используется для выработки электроэнергии, но и нарабатываются новые топлива: плутоний и тритий. В то же время получаемые в ходе эксплуатации гибридного реактора изотопы могут быть регенерированы, разделены и использованы в радионуклидных генераторах энергии. Поэтому свойства ядерных материалов, используемых в гибридных реакторах и радионуклидных генераторах, очень важны.