Uszkodzenia radiacyjne

Widmo neutronów omówione w poprzednim punkcie odpowiada przede wszystkim za rozszczepienia paliwa w reaktorze, co jest jego nadrzędnym celem. Jednakże wraz z pożądanymi skutkami występują skutki niepożądane tj. uszkodzenia radiacyjne oraz aktywacja materiałów. Faktem jest, że uszkodzenia radiacyjne dotyczą wszystkich stałych materiałów reaktora i nie jest możliwe opracowanie oraz wytworzenie materiałów zupełnie odpornych na niszczące działanie promieniowania jądrowego, a neutronów w szczególności (np. na wzór materiałów odpornych na działanie substancji chemicznych, takich jak kwasy itp.). Ze względu na mechanizm powstawania uszkodzeń radiacyjnych zasadniczo dzieli się je na dwie grupy: DPA (Displacement Per Atom), polegające na wybijaniu atomów z sieci krystalicznej wyrażaną w liczbie wytrąceń atomu z sieci krystalicznej oraz produkcję gazów (helu oraz wodoru) wyrażoną w appm (atomic parts per milion). Podobnie jak w przypadku innych reakcji jądrowych, wydajność reakcji powodujących uszkodzenia radiacyjne, zależeć będzie od całki z iloczynu przekrojów czynnych na daną reakcję oraz widma neutronów [41] (należy pamiętać, że DPA może powstawać także na skutek wychwytu radiacyjnego, co jest uwzględnione w bibliotekach jądrowych). Uzyskane wartości odnosi się najczęściej do energii wyprodukowanej przez urządzenie wyrażonej w PFY (Full Power Year) – tj. energii wyprodukowanej w ciągu roku przy założeniu nieprzerwanej pracy z określoną mocą.

Bardzo ciekawe wnioski mogą nasunąć się na podstawie porównania oraz analizy choćby zgrubnie oszacowanej liczby neutronów emitowanych w czasie pojedynczego aktu reakcji jądrowej w przeliczeniu na jednostkę energii dla różnych typów reaktorów. Średnia przybliżona liczba neutronów na jednostkę energii z pojedynczego aktu syntezy oraz rozszczepienia wynosi odpowiednio 1/22 [neutronu/MeV] (reakcja opisana wzorami 1.4 oraz 1.5) oraz 1/80 [neutronu/MeV] (w reakcji rozszczepienia 235U średnio pojawia się około 2,5 neutronu przy wydzielanej energii około 200MeV). Ponadto do uzyskania tej samej mocy (energii) cieplnej w reaktorze czystej syntezy potrzeba około 8 razy większej liczby aktów reakcji, niż ma to miejsce w reaktorze rozszczepieniowym.

61

Uwzględniając te dane w obliczeniach można łatwo wykazać, że wydatek neutronów w reaktorze syntezy jest blisko 4 razy większy od wydatku neutronów w reaktorze rozszczepieniowym o tej samej mocy.

Stąd też można spodziewać się znacznie poważniejszych uszkodzeń radiacyjnych materiałów konstrukcyjnych w reaktorze czystej syntezy niż w reaktorze rozszczepieniowym. Jest to spowodowane dwoma czynnikami. Po pierwsze decyduje o tym wspomniana poprzednio większa wartość wydatku neutronów (zgodnie z powyższym opisem obu reakcji) i wynikająca z niej wielkość strumienia neutronów. Następnie uszkodzenia radiacyjne opisywane jako DPA posiadają próg energetyczny, którego wartość wynika z energii wiązania atomów w sieci krystalicznej. Jednak zważywszy na brak progowych przekrojów na wychwyt radiacyjny neutronu oraz energię odrzutu jądra na skutek emisji fotonu γ można z akceptowalnym przybliżeniem pominąć wartości energii wiązania w sieci krystalicznej (wychwyt radiacyjny cechuje się energią wiązania ostatniego neutronu rzędu MeV). Zatem uszkodzenia powstałe w ten sposób pojawiają się w przypadku każdego typu reaktora oraz każdego izotopu. Niemniej jednak z powodu znacznie większego strumienia neutronów w reaktorze czystej syntezy należy spodziewać się również znacznego wzrostu wartości DPA (przy założeniu tej samej mocy cieplnej co w reaktorze rozszczepieniowym). Drugim czynnikiem są progowe przekroje czynne na produkcję gazów, a zwłaszcza izotopów helu, których niszczące skutki są znacznie bardziej poważne niż w przypadku produkcji izotopów wodoru. Przykładowa charakterystyka przekrojów czynnych jest pokazana na rys. 3.7. Stąd w reaktorach termicznych produkcja helu ma w praktyce niewielkie znaczenie (lub wręcz marginalne). Nawet w reaktorach prędkich, gdzie widmo neutronów jest twarde efekt ten można uznać za mało znaczący lub dyskusyjny. Natomiast w rozważanej reakcji syntezy obfitującej w neutrony o energiach 14MeV, wydajność reakcji produkcji helu nie może zostać pominięta (zwłaszcza w reaktorach czystej syntezy).

Powyższe cechy sprawiają, że reaktor hybrydowy, w którym udział reakcji syntezy w produkcji energii jest mocno ograniczony powinien cechować się również znaczną redukcją uszkodzeń radiacyjnych w porównaniu z reaktorem czystej syntezy (zwłaszcza w obszarze produkcji izotopów helu).

62

Stąd też przedstawione rozumowanie oraz wnioski, jakie z niego wynikają mocno podkreślają zalety reaktorów hybrydowych w tym względzie.

Rysunek 3.7. Przekroje czynne na produkcję izotopów helu podczas reakcji neutronu z jądrem atomowym dla

56Fe będącego jednym z głównych składników stopów stali (JANIS JEFF 3.1.1).

Wyniki obliczeń poziomu uszkodzeń radiacyjnych w pierwszej ścianie oraz w koszulkach prętów paliwowych pierwszej strefy dla kilku wybranych materiałów konstrukcyjnych są zestawione w tabeli 3.3. Prezentowane wyniki (dla mocy termicznej równej 3GW) zostały wybrane na podstawie prostego kryterium, które wymagało wyszukania obszarów o największych wartościach uszkodzeń radiacyjnych, a następnie na zestawieniu wartości w nich uzyskanych celem porównania. Obszary te ulokowane były w pierwszej ścianie oraz w pierwszej strefie paliwowej w przedziale odległości 40…100cm od końca reaktora (końca pierwszej ściany lub końca pręta paliwowego). Na uwagę zasługuje fakt, iż w przypadku produkcji gazów kluczową rolę odgrywa produkcja helu, natomiast produkcja izotopów wodoru pomimo większych wartości liczbowych nie ma takiego znaczenia ze względu na znakomite własności dyfuzyjne wodoru co omawiane jest między innymi w następujących pozycjach literatury: [42,43].

63

Tabela 3.3. Zestawienie uszkodzeń radiacyjnych dla wybranych materiałów konstrukcyjnych we wybranych lokalizacjach cechujących się najwyższym poziomem uszkodzeń przy nominalnej mocy cieplnej 3GW.

FPY (P=3000 MWt)

DPA 1H [appm] 4He [appm] 4He/DPA (1H+4He)/DPA

ma ter iał ^pi erw s z a śc ian a

9Cr2WTa 2,31E+01 5,33E+02 1,72E+02 7,5 30,6

eurofer97 2,31E+01 5,32E+02 1,71E+02 7,4 30,4

F82H 2,31E+01 5,34E+02 1,73E+02 7,5 30,6

SS304 2,37E+01 7,28E+02 2,20E+02 9,3 40,0

SS316 2,45E+01 6,54E+02 2,00E+02 8,2 34,8

wolfram 1,76E+01 1,71E+01 7,78E+00 0,4 1,4

k

os

z

ul

k

a _eurofer97 ^{9Cr2WTa 1,19E+01} _1,19E+01 ^1,26E+02 _1,26E+02 ^3,87E+01 _3,90E+01 ^3,3 _3,3 ^13,8 _13,8

F82H 1,19E+01 1,26E+02 3,96E+01 3,3 13,9

SS304 1,25E+01 1,82E+02 4,98E+01 4,0 18,5

SS316 1,26E+01 1,64E+02 4,55E+01 3,6 16,6

Zestawienie pokazane w tabeli 3.3 zawiera maksymalne otrzymane wartości dla wybranych materiałów (przy mocy cieplnej 3GW co odpowiada średniej powierzchniowej mocy neutronów na pierwszej ścianie rzędu 2MW/m2), potwierdzające wcześniejsze przypuszczenia o wzroście poziomu uszkodzeń w obszarach, w których zauważalny jest wzrost strumienia neutronów o energiach 14MeV. Niemniej jednak różnice wartości uszkodzeń radiacyjnych otrzymane w czasie obliczeń nie są aż tak duże, aby na ich podstawie którykolwiek materiał został zdyskwalifikowany [44-48]. Jak pokazują omawiane w dalszej części pracy obliczenia, inne czynniki takie, jak przewodność cieplna, temperatura topnienia itp. będą rozstrzygać o nieprzydatności niektórych materiałów do zastosowań jako materiał konstrukcyjny pierwszej ściany.

Odrębny problem stanowi sposób oszacowania wpływu uszkodzeń radiacyjnych na ogólny stan materiałów i elementów konstrukcyjnych. Opinie badaczy zajmujących się tą tematyką nie są w pełni zgodne, przykładowo: nie ma obecnie określonego „jednogłośnie” poziomu uszkodzeń radiacyjnych wyznaczającego granicę bezpieczeństwa dla materiałów konstrukcyjnych. W wielu publikacjach np. [44-47] można natknąć się na różne wartości, co do których poprawności można mieć pewne zastrzeżenia przez wzgląd na różnice pomiędzy układem badawczym oraz rzeczywistym, w jakim docelowo materiał będzie pracował (różnice w geometrii, energii i rodzaju cząstek, itp.).

64

W niektórych przypadkach cząstkami bombardującymi badany materiał są protony, które zupełnie inaczej oddziałują z materią. Z kolei neutrony generowane w niektórych eksperymentach posiadają inną energię (inne widmo). Stąd badania te choć niewątpliwie cenne, nie do końca oddają rzeczywisty obraz sytuacji panującej w reaktorach czystej syntezy lub w reaktorze hybrydowym. Często w publikacjach podawane są przedziały wartości, w jakich powinny mieścić się uszkodzenia radiacyjne w różnych typach reaktorów, jak to ma miejsce np. w [48].

Podczas analizy obu rodzajów uszkodzeń radiacyjnych należy również zadać sobie pytanie o to, który z czynników (DPA czy produkcja gazów) ma dominujący wpływ na mechaniczne własności materiałów. Jedna z publikacji poruszających to zagadnienie [47] podaje wartość stosunku produkcja He/DPA, która miałaby być wyznacznikiem pozwalającym określić dominujący wpływ jednego z rodzajów uszkodzeń radiacyjnych na makroskopowe mechaniczne własności materiałów konstrukcyjnych. Jak podaje autor wartość ta wynosi 5, co oznacza, że jeżeli stosunek produkcji gazów (helu) wyrażonej w appm do DPA wyrażonego liczbą wytrąceń atomu na rok ma wartość co najmniej pięć (dokładniej znacznie powyżej 5), wówczas produkcja gazów ma dominujący wkład w osłabienie mechaniczne materiału, natomiast w przypadku, gdy wartość ta jest mniejsza niż 5 (dokładniej znacznie poniżej 5), wówczas dominujący wpływ ma DPA. Jeśli stosunek ten ma wartość 5, lub jest jej bliski, wówczas oba rodzaje uszkodzeń mają porównywalny wpływ na makroskopowe własności mechaniczne materiałów. W takim ujęciu dane otrzymane podczas obliczeń i zamieszczone w tabeli 3.3 wskazują na dominujący wpływ He w obszarze pierwszej ściany dla większości badanych materiałów (za wyjątkiem wolframu). Z kolei dla materiałów koszulek paliwowych (pierwsza strefa paliwowa) dominujący wpływ ma DPA (podobnie dla drugiej oraz trzeciej strefy paliwowej należy spodziewać się dominującego udziału DPA). Zatem w nawiązaniu do [47] można uznać, iż oba rodzaje uszkodzeń radiacyjnych odgrywają w przypadku reaktora hybrydowego istotną rolę, aczkolwiek w zależności od materiału i lokalizacji proporcje między nimi będą ulegać zmianom. Stąd też na bazie analizy uszkodzeń radiacyjnych odniesionej do [47,48] nie ma podstaw do kategorycznego odrzucenia któregokolwiek z rozważanych materiałów.

65