Badanie koszulek paliwa jądrowego - współpraca z Koreą Południową

Na początku grudnia został zaakceptowany do realizacji projekt ATF Cladding złożony wspólnie przez naukowców z Polski i Korei Południowej. Ze strony polskiej uczestnikiem jest NCBJ, a ze strony koreańskiej konsorcjum Seul National University, Korean Atomic Energy Research Institute i firma DAEKYUNG TECH & TESTERS. Celem projektu jest szczegółowe zbadanie stabilności strukturalnej i związanych z tym zmieniających się właściwości funkcjonalnych nowego typu koszulek paliwowych pokrytych warstwą ochronną przeznaczonych dla reaktorów jądrowych. Materiały te zwiększą tolerancję na zdarzenia jądrowe tego typu elementów i nazywane są Accident Tolerant Fuel.

Podstawowym celem wspólnego polsko-koreańskiego projektu jest szczegółowe zbadanie pod kątem strukturalnym, mechanicznym i termicznym nowego typu koszulek paliwowych odpornych na niekontrolowany wzrost temperatury pracy i ciśnienia, tzw. Accident Tolerant Fuel. Badane będą rzeczywiste koszulki paliwowe pokryte warstwami ochronnymi na bazie chromu i stopu chrom-aluminium. Koszulki paliwowe tego typu powinny być odporne na zdarzenia typu LOCA (LOss of Coolant Accident) i zapobiegać utlenianiu cyrkonu, co mogłoby prowadzić do uwalniania wodoru i w konsekwencji awarii, jaka zdarzyła się w Fukushimie. Ponadto, w części poświęconej badaniom podstawowym, projekt ma na celu opracowanie metody wyznaczania właściwości mechanicznych materiałów za pomocą metody nanoindentacji wykonywanej w sposób ciągły. Badania te pozwolą na wyznaczenie właściwości mechanicznych ekstremalnie cienkich warstw pomijając efekt podłoża, na które nałożona jest warstwa ochronna.

Metoda nanoindentacji jest techniką lokalnego testowania materiału, która nie wymaga specyficznych kształtów próbek lub użycia dużych objętości materiału. Metoda ta również może być stosowana do badania niewielkich próbek materiałów z rzeczywistej instalacji jądrowej (lub prowadzenia pomiarów bezpośrednio na elemencie) i określenia na tej podstawie wytrzymałości mechanicznej. Otrzymane krzywe naprężenie – odkształcenie porównane będą z danymi otrzymanymi wykorzystując standardową próbę rozciągania. Pozwoli to na opracowanie wytycznych w zakresie poprawnej interpretacji otrzymanych wyników generowanych w mikroskali.

Materiały wykorzystywane w reaktorach jądrowych, w tym zbiornik ciśnieniowy reaktora, są stale narażone na promieniowanie neutronowe i promieniowanie gamma o wysokiej intensywności. Oddziaływanie to powoduje, że materiały tracą swoją ciągliwość i stają się bardziej kruche w wskutek rozwijających się w nich defektów radiacyjnych. Aby zapewnić bezpieczeństwo reaktorów jądrowych, ważne jest, aby z wyprzedzeniem przewidzieć kiedy wpływ promieniowania neutronowego nie może być pomijalny i dany element należy wymienić na nowy. Jednak zdobycie odpowiednich próbek do testów jest trudnym zadaniem. Chociaż w komercyjnych reaktorach instalowane są tzw. próbki-świadki, ich ilość jest ograniczona a materiał i typ próbek muszą być określone już na etapie projektowania reaktora, bez możliwości późniejszej modyfikacji tych założeń.

Aby wdrożyć nową metodę pomiarów materiałów w przemyśle jądrowym, kluczowe jest zweryfikowanie poprawności uzyskiwanych wyników i ich zgodności z obowiązującymi normami. Wykonawcy projektu oczekują, że dzięki wspólnym badaniom możliwe będzie stworzenie odpowiedniej platformy opartej na sprzęcie, metodach analizy i ich weryfikacji. Platforma ta może znaleźć zastosowanie w różnych branżach, wykorzystując swoją wiarygodność wynikającą z użycia w technologiach jądrowych.

Koordynatorami projektu bedą ze strony polskiej prof. Jacek Jagielski (NCBJ), a ze strony koreańskiej prof. Seung-Kyun Kang (SNU). Budżet projektu to ponad 7 milionów zł, z czego ponad 4 miliony dla NCBJ. Jego realizacja ma potrwać 3 lata. Projekt ATF Cladding jest jedynym projektem, który uzyskał finansowanie w ramach konkursu na wspólne, polsko koreańskie projekty ogłoszonego w 2023 roku.