Российские ученые создали сталь, выдерживающую температуру вдвое выше обычной

Для сравнения, стандартные атомные реакторы работают при 320–350 °C, а обычная сталь в конструкциях выдерживает примерно те же температуры.
SBKT/Shutterstock/FOTODOM

Российские исследователи представили аустенитную сталь, способную работать при температурах до 600 °C — почти вдвое выше стандартных конструкционных материалов для атомной энергетики, сообщает пресс-служба Росатом. Материал предназначен для быстронейтронных реакторов со свинцовым охлаждением, таких как БРЕСТ-ОД-300, и сочетает высокую термическую стабильность с коррозионной стойкостью.

«Полученный материал сочетает в себе радиационную и коррозионную устойчивость, термическую стабильность при температурах до 600 °C и превосходит по долговременной прочности эталонную сталь, используемую в современных АЭС», — пояснил Сергей Логашов, директор Института материаловедения ЦНИИТМАШ.

Для сравнения, стандартные реакторы ВВЭР работают при 320–350 °C, а предельная температура металла в обычных конструкционных элементах редко превышает 300–350 °C.

Разработка ведется в рамках проекта «Прорыв», который направлен на внедрение замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ). Новый материал позволит безопасно работать со свинцовым теплоносителем, предотвращая деградацию конструкции и увеличивая срок службы оборудования.

БРЕСТ-ОД-300
Фото: Страна «Росатом»
БРЕСТ-ОД-300

Лазерная сварка ускоряет производство

Для сборки критически важного оборудования ЦНИИТМАШ испытал технологию лазерной сварки аустенитных и мартенситно-ферритных сталей. Тестировались как однородные, так и разнородные комбинации металлов, необходимые для реакторных конструкций. Результаты показали, что лазерная сварка повышает скорость производства и обеспечивает качество швов на уровне отраслевых стандартов, превосходя традиционные методы дуговой сварки. Технология совместима с блоками ВВЭР и РИТМ, что упрощает внедрение новых компонентов без глобальной перестройки реакторных систем.

Как работает замкнутый ядерный цикл

В составе будущего атомного комплекса БРЕСТ-ОД-300 предусмотрен модуль переработки облученного смешанного уран-плутониевого топлива и сборки новых топливных элементов. Это позволит демонстрировать техническую возможность замкнутого ядерного топливного цикла и снижать количество радиоактивных отходов. Проект объединяет несколько промышленных институтов и направлен на промышленное внедрение новых технологий.

Параллельно инженеры Росатома разрабатывали конструкционные элементы для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов, используя углеродно-углеродные композитные материалы. Испытания показали стабильность при 1300 °C и сохранение прочности при кратковременных пиках до 1600 °C. Эти реакторы используют гелий как теплоноситель, позволяющий получать перегретый пар с температурой до 750 °C для турбин, что повышает эффективность генерации электроэнергии.

Стратегическое значение для атомной энергетики

«Сочетание новых материалов и технологий сварки создает прочную научно-техническую базу для атомной энергетики четвертого поколения», — отмечают разработчики.

Новые решения позволяют преодолевать ключевые проблемы термического воздействия и коррозии свинца и гелия в качестве теплоносителей. Испытания аустенитной стали и углеродно-углеродных композитов показывают движение к более эффективным, безопасным и долговечным реакторным системам. 

Подписывайтесь и читайте «Науку» в Telegram