انرژی هسته‌ای در حال حاضر حدود ۱۳ درصد از برق جهان را تامین می‌کند و به عنوان یک منبع پایدار و قابل اعتماد برق شناخته شده است. برای ادامه پیشرفت انرژی هسته‌ای در زمینه‌های قابلیت اطمینان، ایمنی و اقتصاد، باید تعدادی از چالش‌های مربوط به مواد را با موفقیت حل کرد. محیط عملیاتی مواد در سیستم‌های فعلی و آینده پیشنهادی انرژی هسته‌ای، همراه با توصیفی از مواد مورد استفاده برای اجزای اصلی عملیاتی، خلاصه شده است. چالش‌های مربوط به مواد مرتبط با افزایش توان و تمدید عمر مفید راکتورها نیز شرح داده شده است. سه چالش اصلی مواد برای نسل فعلی و بعدی رآکتورهای شکافت آب‌خنک، بر دو موضوع تخریب ناشی از پیری مواد ساختاری (خوردگی و ترک خوردگی ناشی از خوردگی تنشی مواد ساختاری و ترد شدن ناشی از نوترون مخزن فشار رآکتور)، همراه با بهبود قابلیت اطمینان سیستم سوخت و مسائل تحمل حوادث، متمرکز شده است. مکانیسم‌های اصلی تخریب خوردگی و ترک خوردگی ناشی از خوردگی تنشی برای رآکتورهای آب سبک بررسی شده است. مسائل تخریب مواد برای سیستم سوخت UO2 پوشیده شده با آلیاژ Zr که در حال حاضر در اکثر نیروگاه‌های هسته‌ای تجاری استفاده می‌شود، برای شرایط عادی و غیرعادی عملیاتی مورد بحث قرار گرفته است. با نگاه به سیستم‌های پیشنهادی انرژی شکافت و همجوشی آینده (نسل چهارم)، پنج اثر اصلی تخریب تابش حجمی (سخت شدن و ترد شدن تابش در دمای پایین؛ جداسازی و پایداری فاز القا شده و اصلاح شده توسط تابش؛ خزش ناشی از تابش؛ تورم حفره؛ و ترد شدن هلیوم در دمای بالا) و تعداد زیادی از اثرات خوردگی و ترک خوردگی ناشی از خوردگی تنشی (از جمله پدیده‌های کمک شده توسط تابش) وجود دارد که می‌تواند تأثیر عمده‌ای بر عملکرد مواد ساختاری داشته باشد.
خلاصه
دسترسی به انرژی قابل اعتماد، پایدار و مقرون به صرفه، برای رونق و ثبات اقتصادی جهانی حیاتی تلقی می‌شود [1]، [2]. انرژی شکافت هسته‌ای در ۴۰ سال گذشته به یک منبع پایدار و قابل اعتماد انرژی الکتریکی پاک و اقتصادی تبدیل شده است. از سال ۲۰۱۱، ۴۳۵ رآکتور هسته‌ای در سراسر جهان فعالیت داشته‌اند که ۳۷۰ گیگاوات برق تولید کرده‌اند [3]. ۱۰۰ واحد دیگر یا ۱۰۸ گیگاوات در دست ساخت یا سفارش هستند، که در مجموع ۵۴۳ واحد و ۴۷۸ گیگاوات ظرفیت الکتریکی را تشکیل می‌دهند. بزرگترین تولیدکننده برق از انرژی هسته‌ای ایالات متحده است، با ۱۰۴ رآکتور تجاری مجوز فعالیت در ۶۵ سایت، که در مجموع ۱۰۳ گیگاوات برق تولید می‌کنند. اینها کمی کمتر از ۲۰ درصد کل تولید انرژی الکتریکی کشور و بیش از ۳۰ درصد ظرفیت تولید هسته‌ای جهانی را تامین کرده‌اند. در سطح جهانی، انرژی هسته‌ای حدود ۱۳ درصد تقاضای برق را تامین می‌کند [1]. با توجه به اینکه انرژی هسته‌ای انتشار کربن بسیار کمی دارد [2] و تولید انرژی در حال حاضر ۶۶ درصد از انتشار گازهای گلخانه‌ای جهانی را تشکیل می‌دهد [4]، انرژی هسته‌ای به عنوان یک منبع مهم در مدیریت گازهای گلخانه‌ای جوی و تغییرات آب و هوایی مرتبط با آن در نظر گرفته می‌شود [1].
تاثیر محیط پرتوزا و دمای بالا بر خواص مواد در سیستم‌های هسته‌ای
هسته یک رآکتور هسته‌ای به دلیل ترکیب دمای بالا، تنش‌های بالا، یک خنک‌کننده شیمیایی تهاجمی و شارهای تابش شدید، یک محیط استثنایی سخت برای مواد ارائه می‌دهد. بسیاری از ویژگی‌هایی که رآکتورها را از نظر فیزیکی جذاب می‌کنند (مانند توان ویژه بالا، واکنش خودپایدار) بار عملیاتی بالایی بر مواد ساختاری وارد می‌کنند. به عنوان مثال، انرژی قابل بازیابی از هر واکنش شکافت ۲۳۵U حدود ۲۰۰ مگا الکترون ولت است، که تقریباً هشت مرتبه بزرگتر در هر اتم نسبت به واکنش‌های شیمیایی معمولی است. در نتیجه، چگالی‌های توان معمولی در هسته‌های رآکتور هسته‌ای تجاری حدود ۵۰–۷۵ مگاوات بر متر مکعب است، که تقریباً دو مرتبه بزرگتر از چگالی توان متوسط در کوره دیگ بخار یک نیروگاه بزرگ زغال سنگ است. این تولید شدید گرما همراه با تولید نوترون‌های پرانرژی (که واکنش شکافت را حفظ می‌کنند) و تابش گاما است که می‌تواند مواد را از طریق آسیب جابجایی و فرآیندهای رادیولیز تخریب کند. فعالیت‌های اخیر برای تمدید عمر مفید رآکتورهای آب فعلی، توسعه مفاهیم پیشرفته رآکتور شکافت با عملکرد و قابلیت بیشتر، و ظهور آینده انرژی همجوشی، تقاضاهای حتی بیشتری را بر مواد وارد می‌کنند [5]، [6]، [7]، [8].
مروری بر فناوری‌های مختلف رآکتورهای هسته‌ای و روندهای توسعه آنها
غالب‌ترین طراحی رآکتور در سراسر جهان، رآکتور آب تحت فشار (PWR) است که دو سوم ظرفیت نصب شده را تشکیل می‌دهد، پس از آن رآکتورهای آب جوش (BWR) با ۲۱ درصد و رآکتورهای آب سنگین با ۱۴ درصد ظرفیت نصب شده به ترتیب (جدول ۱) [3]. تمام این رآکتورهای آب‌خنک از قرص‌های سوخت سرامیکی متشکل از UO2 یا سایر اکسیدهای اکتینید شکافت پذیر برای تولید گرما استفاده می‌کنند. قرص‌های سرامیکی درون لوله‌های آلیاژ Zr بلند (پوشش سوخت) چیده شده‌اند که حرارت هسته‌ای را به خنک‌کننده آب جریان‌دار منتقل می‌کنند و به عنوان مانع اصلی حاوی محصولات جانبی پرتوزای فرار عمل می‌کنند. ۵ درصد باقی مانده از انرژی هسته‌ای نصب شده از رآکتورهای خنک شده با گاز، رآکتورهای تعدیل شده با گرافیت و رآکتورهای خنک شده با فلز مایع می‌آید (جدول ۱).
اکثریت قریب به اتفاق رآکتورهای فهرست شده در جدول ۱ به عنوان رآکتورهای نسل دوم [9] طبقه‌بندی می‌شوند که در دهه ۱۹۶۰ طراحی شده‌اند و عمدتاً از دهه ۱۹۷۰ تا ۱۹۹۰ به بهره‌برداری تجاری اولیه رسیده‌اند. این رآکتورها از طرح‌های نسل اول (دهه‌های ۱۹۵۰-۶۰) که رآکتورهای اولیه تجاری آزمایشی و نمایشی بودند و رآکتورهای نسل سوم، طراحی شده در دهه ۱۹۹۰ برای ادغام پیشرفت‌های قابل توجه در ایمنی و اقتصاد، متمایز می‌شوند [9]. ساخت رآکتورهای نسل سوم در دهه گذشته در آسیا متمرکز بوده است، با چند واحد که اخیراً در اروپا ساخته شده‌اند. نسل فعلی رآکتورهای آب سبک (LWR)، نسل III+، شامل پیشرفت‌های بیشتر در اقتصاد و ایمنی، مانند سیستم‌های حذف حرارت غیرفعال هستند. در مجموع ۱۰۸ رآکتور نسل سوم و نسل III+ در سراسر جهان سفارش داده شده یا در دست ساخت هستند که از این تعداد ۸۹ رآکتور PWR هستند.
عمر مفید نیروگاه‌های هسته‌ای: چالش‌های مواد و محدودیت‌های زمانی
اکثر رآکتورها در ایالات متحده و سایر نقاط جهان در دهه‌های ۱۹۷۰ و ۱۹۸۰ تکمیل شده‌اند و امروزه میانگین عمر ناوگان بیش از ۳۰ سال است. شکل ۲ توزیع جهانی نیروگاه‌های هسته‌ای را بر اساس سال‌های بهره‌برداری تجاری نشان می‌دهد [۱۱]. از آنجایی که دوره مجوز اصلی در ایالات متحده ۴۰ سال است، بسیاری از اپراتورهای رآکتور در حال درخواست تمدید مجوز برای اجازه فعالیت نیروگاه‌ها برای ۲۰ سال دیگر هستند. تا به امروز، ۷۳ از ۱۰۴ رآکتور تجاری عملیاتی در ایالات متحده تمدید مجوز دریافت کرده‌اند و ۱۳ درخواست دیگر در دست بررسی است و یک سوال کلیدی این است که این نیروگاه‌ها تا چه زمانی می‌توانند به طور ایمن، قابل اعتماد و اقتصادی کار کنند. عامل محدودکننده این است که آیا مواد حیاتی می‌توانند فراتر از ۶۰ سال یکپارچگی خود را حفظ کنند [5]. این مواد شامل اجزای رآکتور، بتن، کابل‌ها و لوله‌های مدفون است. بنابراین عمر ناوگان فعلی رآکتور در نهایت توسط عملکرد مواد تعیین می‌شود.
علاوه بر برآورده کردن معیارهای طراحی مواد استاندارد مبتنی بر خواص کششی، خزش حرارتی، خستگی چرخه‌ای و خستگی خزش، مواد ساختاری برای سیستم‌های فعلی و آینده پیشنهادی انرژی هسته‌ای باید مقاومت کافی در برابر دو پدیده فراگیر تخریب محیطی ارائه دهند: آسیب تابش و سازگاری شیمیایی. از آنجایی که مسائل سازگاری شیمیایی (خوردگی، ترک خوردگی ناشی از خوردگی تنشی و غیره) تا حد زیادی به خنک‌کننده و کاربرد مهندسی خاص بستگی دارد، این مسائل در بخش‌های مربوط به رآکتورهای آب سبک (۲.۲.۲) و مفاهیم رآکتور پیشرفته (۳.۲ و ۴) مورد بحث قرار گرفته‌اند.
تخریب مواد در محیط‌های هسته‌ای: بررسی جامع اثرات تابش و خوردگی
پنج اثر اصلی تخریب تابش حجمی (سخت شدن و ترد شدن تابش در دمای پایین؛ جداسازی و پایداری فاز القا شده و اصلاح شده توسط تابش (از جمله آمورفیزاسیون)؛ خزش ناشی از تابش؛ تورم حفره؛ و ترد شدن هلیوم در دمای بالا) [8]، [12]، [13]، [14]، [15]، [16] و تعدادی زیادی از اثرات خوردگی و ترک خوردگی ناشی از خوردگی تنشی در رآکتورهای آب‌خنک [13]، [17]، [18]، [19]، [20]، [21]، [22] و رآکتورهای پیشرفته پیشنهادی با استفاده از سایر خنک‌کننده‌ها [23]، [24]، [25]، [26] (از جمله پدیده‌های کمک شده توسط تابش) وجود دارد که می‌تواند تأثیر عظیمی بر عملکرد مواد ساختاری در سیستم‌های انرژی هسته‌ای داشته باشد. میزان آسیب تابش تولید شده در مواد از قرار گرفتن در معرض نوترون‌های ایجاد شده توسط واکنش‌های انرژی هسته‌ای با پارامتر استاندارد بین‌المللی [27]، [28] جابجایی در هر اتم (dpa) کمی می‌شود؛ یک مقدار آسیب جابجایی ۱ dpa به این معنی است که به طور متوسط هر اتم یک بار از محل شبکه خود جابجا شده است.
تاثیر تابش نوترون بر خواص مکانیکی مواد در دماهای پایین
تابش نوترونی می‌تواند به دلیل تولید چگالی‌های بالای خوشه‌های نقص نانومقیاس (حلقه‌های نابجایی، حباب‌های هلیوم و غیره) که به عنوان موانعی برای حرکت نابجایی عمل می‌کنند، سخت شدن قابل توجهی در دماهای پایین و متوسط تابش ایجاد کند. این سخت شدن معمولاً همراه با کاهش کشیدگی کششی و استحکام شکست است. سخت شدن تابش و کاهش‌های کشیدگی و استحکام شکست معمولاً در سطوح آسیب بالاتر از ∼۰.۱ dpa ظاهر می‌شوند و معمولاً برای دماهای تابش همولوگ زیر ۰.۳۵TM، که TM دمای مطلق ذوب است، برجسته‌تر هستند [26]، [29]، [30]، [31]، [32]، [33]، [34]، [35]. شکل ۳ نمونه‌ای از اثر سطوح متوسط آسیب جابجایی نوترون بر منحنی تنش-کرنش مهندسی برای فولاد ضد زنگ آستنیتی [36] و فولاد مارتنزیتی سخت شده با ۸–۹ درصد Cr [35] در ۲۵۰ درجه سانتیگراد را نشان می‌دهد. هر دو ماده افزایش قابل توجهی در تنش تسلیم و نهایی کششی، کاهش‌های بزرگ در کشیدگی (به ویژه کشیدگی یکنواخت) و کاهش ظرفیت سخت شدن کرنش را نشان می‌دهند. کاهش‌های کشیدگی و ظرفیت سخت شدن کرنش به محلی‌سازی جریان (مانند کانال‌سازی نابجایی) [37]، [38]، [39]، [40]، [41]، [42]، [43]، [44] و مکانیسم‌های خستگی سخت شدن کرنش [29]، [30]، [31] نسبت داده شده است. علاوه بر کاهش کشیدگی، تابش نوترون در دمای پایین همچنین معمولاً باعث کاهش استحکام شکست می‌شود. شکل ۴ برخی از داده‌های استحکام شکست برای انواع فولادهای ضد زنگ آستنیتی ۳۰۴ و ۳۱۶ پس از تابش در شرایط مرتبط با LWR نزدیک ۲۵۰–۳۵۰ درجه سانتیگراد را خلاصه می‌کند [32]، [36]، [45]، [46]، [47]، [48]. استحکام شکست با افزایش دوز تابش به سرعت کاهش می‌یابد و پس از ۵–۱۰ dpa به مقداری نزدیک به ۵۰ مگاپاسکال متر ۱/۲ می‌رسد. کاهش استحکام شکست می‌تواند برای مواد مکعب مرکزی مانند فولادهای فریتیک/مارتنزیتی اگر دمای انتقال ترد شکننده به دمای زیر سرد یا گرم در حالت آماده‌باش منتقل شود، نگران‌کننده باشد. پتانسیل ترد شدن ناشی از تابش نوترون فولادهای مخزن فشار رآکتور به دلیل اهمیت آن برای ایمنی عمومی به طور گسترده مورد بررسی قرار گرفته است [49].
تکامل میکروساختاری و تخریب مواد در دماهای متوسط تحت تابش: تأکید بر جداسازی محلول، تورم حفره و خزش
در دماهای متوسط (دمای همولوگ >۰.۳TM)، افزایش تحرک نقص‌های تابشی طیف متنوعی از تکامل‌های میکروساختاری بالقوه را تولید می‌کند. مهم‌ترین پدیده‌های تخریب تابشی در دماهای متوسط، جداسازی محلول القا شده توسط تابش (و رسوب‌گذاری القا شده یا اصلاح شده توسط تابش مرتبط)، تورم حفره، خزش ناشی از تابش و رشد آنیزوتروپیک هستند. شکل ۵ تعداد زیادی از فازهای القا شده توسط تابش را که می‌توانند در فولاد ضد زنگ آستنیتیک تک فاز اولیه به دلیل فرآیندهای جداسازی محلول القا شده توسط تابش موضعی در طول تابش نوترونی ایجاد شوند، خلاصه می‌کند [۵۰]. تحقیقات اولیه نشان داد که رسوب‌گذاری القا شده توسط تابش محدود به دماهای بالاتر از ۴۰۰ درجه سانتیگراد است [۵۱]، [۵۲]، اما آزمایش‌های اخیر طولانی مدت نشان داده‌اند که رسوب‌گذاری القا شده توسط تابش در فولاد ضد زنگ آستنیتیک برای دماهای پایین تا ۳۰۰ درجه سانتیگراد نیز مشاهده شده است [۵۰]. تورم حفره (به دلیل هسته‌زایی و رشد اشباع بیش از حد خلاهای تولید شده توسط تابش) با یک رژیم گذرا با تورم کم اولیه در دوزهای پایین (در طول هسته‌زایی حفره و فاز رشد اولیه) مشخص می‌شود، پس از آن یک رژیم تورم حالت پایدار وجود دارد که در آن افزایش تورم حجمی متناسب با دوز است [۱۲]، [۱۶]، [۵۳]، [۵۴]، [۵۵]. نرخ‌های تورم حالت پایدار پس از گذرا معمولی در فلزات تابش شده حدود ۰.۲–۱ درصد dpa−۱ است که در اجزای ساختاری در معرض دوزهای بالای نوترون تورم حجمی غیرقابل قبول ایجاد می‌کند. بنابراین، تحقیقات بر روی شناسایی مکانیسم‌هایی متمرکز شده است که رژیم گذرای تورم کم را گسترش داده و شروع رژیم تورم حالت پایدار را به تاخیر می‌اندازند [۵۵]، [۵۶]. خزش ناشی از تابش [۱۲]، [۵۳]، [۵۷]، [۵۸]، [۵۹]، [۶۰] و رشد ناشی از تابش [۵۸]، [۵۹]، [۶۰]، [۶۱] می‌توانند علاوه بر تغییراتی که به دلیل تورم حفره ایجاد می‌شوند، تغییرات ابعادی قابل توجهی ایجاد کنند. رشد تابش عمدتاً یک مشکل در سیستم‌های کریستالوگرافی آنیزوتروپیک مانند مواد بسته‌بندی شش ضلعی نزدیک است؛ برای این پدیده، حجم حفظ می‌شود اما انبساط آنیزوتروپیک برجسته در یک جهت کریستالوگرافی (و انقباض در جهت دیگر) می‌تواند به دلیل هسته‌زایی ترجیحی خوشه‌های نقص مانند حلقه‌های نابجایی، بر روی برخی صفحات عادت کریستالوگرافی رخ دهد. مواد برای سیستم‌های انرژی هسته‌ای که رشد تابش را نشان می‌دهند شامل گرافیت و فلزات خالص یا آلیاژهای مبتنی بر زیرکونیوم و بریلیوم است. مقدار تغییر شکل ناشی از خزش ناشی از تابش معمولاً متناسب با تنش اعمال شده و قرار گرفتن در معرض تابش است، با ضریب انطباق خزش حالت پایدار ۰.۵ تا ۱ × ۱۰−۶ مگاپاسکال−۱ dpa−۱ برای فولادهای فریتیک و آستنیتیک، به ترتیب [۱۲]. پیامد دیگر خزش ناشی از تابش این است که می‌تواند باعث شل شدن ناخواسته پیچ و مهره‌ها یا فنرها شود. شکل ۶ شل شدن تنش اندازه‌گیری شده برای فنرهای Inconel X750 تابش شده با نوترون را نشان می‌دهد. پس از یک دوز تابش ∼۲۰ dpa در ∼۴۰۰ درجه سانتیگراد، تقریباً شل شدن کامل تنش اولیه اعمال شده روی فنرها رخ داد.
کاهش استحکام مرز دانه‌ها در اثر تشکیل حباب‌های هلیوم و تاثیر آن بر عمر مفید مواد هسته‌ای
در دماهای بالا (بالاتر از ۰.۵–۰.۶TM) بازپخت کارآمد نقص‌های شبکه‌ای باعث بازیابی بیشتر آسیب تابشی می‌شود. یک استثنای قابل توجه با هلیوم ترانسجنت تولید شده از واکنش‌های (n, α) در داخل ماده مرتبط است. هلیوم می‌تواند به مرزهای دانه‌ها نفوذ کند، جایی که می‌تواند حباب‌های بزرگی تشکیل دهد که استحکام مرز دانه را ضعیف کرده و باعث کاهش چشمگیر در کل طویل شدن می‌شوند [۶۳]، [۶۴]، [۶۵]، [۶۶]. این پدیده ترد شدن هلیوم در دمای بالا ممکن است دمای عملیاتی بالای مواد در سیستم‌های انرژی هسته‌ای را به دماهایی به طور قابل توجهی پایین‌تر از آنچه توسط ملاحظات استحکام خزش حرارتی تعیین می‌شود، محدود کند.
محیط عملیاتی مواد در LWRهای موجود
مواد در LWRها در معرض طیف وسیعی از شرایط هستند. در ادامه، محیط عملیاتی برای شرایط عادی، عمر طولانی و گذرا خلاصه شده است. مسائل مربوط به دفع سوخت مصرف شده، اگرچه مهم هستند، اما در این مقاله مورد بحث قرار نگرفته‌اند.
چالش‌های مواد در مفاهیم رآکتور شکافت آینده
در حال حاضر، ساخت چندین نیروگاه هسته‌ای LWR به اصطلاح نسل سوم و نسل III+ که برای بهبود کارایی، ایمنی غیرفعال و اقتصاد طراحی شده‌اند، در سراسر جهان در حال انجام است. تا حد زیادی، این رآکتورها یک تغییر طراحی تکاملی را نشان می‌دهند که از سیستم‌های مواد مشابه با LWRهای فعلی (نسل دوم) استفاده می‌کنند و بنابراین چالش‌های مواد پیش روی رآکتورهای جدید قابل مقایسه با چالش‌هایی خواهد بود که در رآکتورهای موجود با آنها مواجه هستیم. یک کلاس دیگر از…
نتیجه گیری
استفاده مداوم از سیستم‌های انرژی هسته‌ای برای برق پایه بار جهانی، چالش‌های تحقیقاتی متعددی در زمینه مواد را ارائه می‌دهد. قابلیت اطمینان بالای رآکتورهای شکافت آب سبک فعلی (به عنوان مثال، ۹۰ درصد عامل ظرفیت متوسط توسط رآکتورهای ایالات متحده در دهه گذشته) نشان دهنده قابلیت اطمینان بالای این منبع انرژی در شرایط عملیاتی عادی است. تمدیدهای برنامه‌ریزی شده در عمر مفید رآکتورها با تحقیق و توسعه مواد همراه برای بررسی خوردگی و… پشتیبانی می‌شوند.
