Слайд 1Атомная энергетика и состояние работ в области реакторных материалов ядерных
реакторов на быстрых нейтронах
Введение
Новая технологическая платформа ядерной энергетики
Ядерные реакторы IV-поколения
Основные
требования к материалам активных зон для ядерных реакторов IV-поколения
Перспективные реакторные материалы:
ядерное топливо
конструкционные материалы
поглощающие и замедляющие материалы
Исследования материалов в США по направлению создания ЯЭУ IY поколения
Заключение
Слайд 2Поколения ядерной энергии
ВВЭР-1000
РБМК-1000
БН-600
Брест-300
СВБР-100
БН-1200
ГТ-МГР
Первые прототипные установки
Коммерческие установки
Усовершенствованные LWR
Развиваемые конструкции
Принципиально новые
конструкции
Безопасные
Жизнеспособные
Экономичные
Гарантирующие ядерное нераспространение
Физически защищенные
АМ
БР-10
АМБ
ВВЭР-210
ВВЭР-340
В-440
Пр.230
В-440
Пр.213
АЭС-2006
ВВЭР-ТОИ
Слайд 3Строительство АЭС в мире
МАГАТЭ
Слайд 6Развитие водо- водяных технологий в ядерной энергетике России
15
Слайд 7Потребление электроэнергии на душу населения и
прогнозируемый рост ядерной энергии
в отобранных
странах и в Африке
МАГАТЭ
Слайд 8Развитие региональных атомных электростанций
МАГАТЭ
Слайд 9Потребление электроэнергии на душу населения и
прогнозируемый рост ядерной энергии
в отобранных
странах и в Африке
МАГАТЭ
Слайд 10Дорожная карта
освоения ядерных технологий в России
2010
2020
2030
2040
ВВЭР-ТОИ
ПАТЭС
Ледоколы
Большой мощности
Средней мощности
Малой мощности
БН-800
БН-1200
БРЕСТ-300
СВБР-100
Космические, мегаваттные
ОДЦ
РТ-2
Сухое
хранилище
ПРК
МБИР
Объект окончательной изоляции
(U, Pu)N
(U, Pu)O2
ОДS-стали
SiC-SiC
Многослойные, тугоплавкие
ЭК-164, ЭК-181, Чс-139
ФЦП, решения Госкорпорации
«Росатом»
ВВЭР–СКД (СУПЕР-ВВЭР)
ВВЭР 250-500
ВВЭР-600
Серийный ВВЭР-СМ
Серийный ВВЭР-ММР
Серийный БР
ВТГР
ЖСР
ADS (гибрид)
ТИН
U-Pu-Me
Микросферическое топливо
Th
Инициативные проекты и предложения
2050
2010
2020
2030
2040
2050
Слайд 11Жизненный цикл атомной энергетики
МАГАТЭ
Слайд 12Новая технологическая платформа ядерной энергетики
Замыкание ядерного топливного цикла
Слайд 13Замыкание ядерного топливного цикла
Слайд 14
Цепь ядерной реакции для образования плутония
и изотопов МА в урановом
топливной цикле
[Природный уран
Х-элемент
А- атомный номер
BCM-малая критическая масса (кг)
SFS-источник самопроизвольного деления
HGS-
источник генерации тепла (Вт\кг)
Сечения приводятся в барнах
Excellent fissile material- превосходный делящийся материал (235U, 239Pu & 241Pu)
Burnable poison- выгорающий поглотитель (237Np, 241Am & 242Am)
Intensive source of spontaneous neutrons- интенсивный источник самопроизвольно вылетающих нейтронов (238Pu, 240Pu, 242Cm & 244Cm)
Слайд 15Основные международные инициативы
Слайд 16The Generation IV International Forum (GIF)
International initiative (currently 13 members)
to support R&D, within a time frame from 15 to
20 years and to reach technical maturity by 2030
The 4 GIF evaluation areas:
Sustainability
Safety and reliability
Economics
Proliferation Resistance
and Physical Protection
Designed for different applications
Electricity, Hydrogen
Desalinated water, Heat
GIF charter signed in 2001, Sw 2002, Euratom 2003, + new members:
China and Russia (Nov. 2006)
Слайд 17Главные признаки реакторов IV-го поколения:
Замкнутый топливный цикл
Экономичность (стоимость электроэнергии ниже,
чем в PWR)
Естественная безопасность
Нераспространение ядерного оружия
Надежное и экономичное захоронение отходов
Слайд 18
ЯЭУ с «ЕСТЕСТВЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТЬЮ»
Исключено деление на проектные и запроектные аварии:
физические
характеристики ЯР исключают разгон на мгновенных нейтронах;
конструктивно исключена потеря теплоносителя;
нет
материалов с потенциями взрыва или пожара в конструкции ЯР.
При любых отказах в системах АЭС, ошибках персонала и реализуемых внешних воздействиях исключены выбросы радиоактивности в окружающую среду, требующие эвакуации населения.
Отказ от наращивания систем обеспечения безопасности.
Слайд 20Предполагаемые материалы реакторовIV-го поколения [1]
Слайд 21 Россия (СССР): наибольший опыт эксплуатации быстрых натриевых
реакторов (более 125 реакторо – лет): ~ 40% всего мирового
опыта
Экспериментальные реакторы
Перспективные разработки
БР-10
(1959)
БОР-60
(1969)
БН-350
(1973)
БН-600 (1980)
БН-800
(строится)
БН-1800
(концептуальный проект)
БН-1200
(разрабатывается)
Развитие БН- реакторов в России
Слайд 22Разрез реакторов на быстрых нейтронах
Слайд 23Топливо БР-10, БОР-60
Штатное топливо БР-10
PuO2 - две загрузки
UC
UN
– две загрузки
Штатное топливо БОР-60:
Виброуплотненное МОКС (с 1980)
Экспериментальное топливо:
Нитриды
UN, UPuN
Карбиды UC, UPuC,
Карбонитриды UCN
Me легированный, нелегированный
Топливо на основе инертных матриц (ZrC, ZrN, MgO)
Таблеточное МОКС
Слайд 24Топливо БН-600
Штатное топливо -
UO2 таблетки
Экспериментальные ТВС с МОКС (таблетки и
вибро)
Слайд 25Комплектация пучка твэлов ТВС 4565
Основные результаты контроля работоспособности твэлов
с
оболочками из аустенитных сталей нового поколения
Слайд 26Основные результаты эксплуатации конструкционных материалов активных зон реактора БН-600
Слайд 27Топливо реактора БН-800
Штатное топливо- МОКС таблетки
Макс выгорание 10 %т.ат.
Макс радиационная доза
90 сна
Продолжаются работы по повышению радиационной стойкости стали ЧС-68хд, успешно
прошли испытания в реакторе БН-600 твэлов с оболочками из аустенитной стали стали ЭК-164хд(16Cr-19Ni), имеющей целью достижение в реакторе БН-800 максимальной дозы 110сна, выгорание (12%) .
Слайд 28
Критерии разработки перспективных активных зон реакторов БН и требования к
топливу
Критерии разработки активных зон БН-К :
Замкнутый топливный цикл с
минимальным количеством долгоживущих радиоактивных отходов.
Уровень воспроизводства топлива в активной зоне КВА~ 1.
Расширенное воспроизводство: КВ до 1,45 при использовании высокоплотных видов топлива.
Глубокое выгорание топлива и повышенная длительность интервала между перегрузками.
Штатное топливо - UPuO2 (МОКС). Повышение КВА на МОКС возможно за счет более высокой объемной доли топлива и повышения эффективной плотности топлива до 9,2 г/см2.
Но! Активная зона со смешанным нитридом более компактна, обладает лучшими показателями по воспроизводству (КВ и КВА), позволяет снизить не только запас реактивности на выгорание, но и на компенсацию температурно - мощностных эффектов.
Однако возможность достижения высоких выгораний нитрида, а также вопросов безопасности при использовании нитрида не может быть обоснована без обширных НИОКР. Поэтому возможное использование нитрида – это более отдаленный этап.
Слайд 29Разработка активной зоны реактора БН-К: состояние дел
БН-1800
С ориентацией на
совершенствование ферритно-мартенситных сталей в 2003г. разработан концептуальный проект с макс
выгоранием МОКС топлива 17% т.ат.- I этап
20%т.ат. - II этап.
Предусматривается понижение максимальной температуры оболочек до 6700С (вместо 7000С в реакторах БН-600, БН-800) за счет уменьшения подогрева натрия в активной зоне (до 140 0С).
Технические предложения для активной зоны со смешанным нитридным топливом (максимальное выгорание – 13% т.ат., доза 160сна).
Переход на UPuN может быть осуществлён при сохранении компоновки активной зоны и конструкции сборок реактора, принятых для активной зоны с UPuO2. Эффективная плотность нитрида на основе естественного азота ~80%.
БН-1200
Ведутся НИОКР по разработке проекта БН-1200 с максимально возможным использованием научно-обоснованных и отработанных технических решений, реализованных на БН-600 и БН-800. Концепция активной зоны БН-1200 и уровень выгорания соответствуют решениям, принятым для БН-1800.
Слайд 30Топливо реактора БН-1200
Проект РУ БН-1200 универсален по отношению к типу
топлива : UPuO2, UPuN
Изучается возможность утилизации минор-актинидов (МА) в 2-х
вариантах:
гомогенный (введение МА в основное топливо)
гетерогенный (выжигание МА в специальных сборках-мишенях, размещаемых в активной зоне).
Для повышения КВ изучаются гетерогенные активные зоны с использованием в воспроизводящих сборках обедненного металла. Одна из разработанных моделей с аксиальной гетерогенностью без каких-либо изменений вписывается в проектируемую конструкцию БН-1200, обладает КВ~1.4 и практически нулевым изменением реактивности от выгорания.
Слайд 31Основные характеристики БН-реакторов, разрабатываемых в России
Слайд 32Топливные материалы
для ядерных реакторов IV-го поколения
МОХ
МОХ+минорактиниды
(U, Pu)N
(U, Pu)C
U+Zr
U+Pu+Zr+минорактиниды
(UZr)Hx
Уран
Торий
Керамическое
Смесь фторидов
натрия, циркония, урана и актинидов
Слайд 33Реакторные параметры твэлов*
* – Кроуфорд Д., Поргер Д., Хайтес С.
Атомная техника за рубежом, №1, 2009
Слайд 34Металлическое топливо
В ряде стран, прежде всего, в
США накоплен большой положительный опыт эксплуатации твэлов с металлическим легированным
топливом.
Оптимальным выбран состав
U-18%Pu-10%Zr, на котором достигнуто выгорание 20%т.а.
Металлическое легированное топливо заявлено как основная альтернатива МОКС- топливу в ядерных реакторов на быстрых нейтронах нового поколения в США, Японии, Кореи, Индии, Китая.
.
Слайд 35Основные эксплуатационные характеристики сплавов U,Pu и U-Pu-Zr
Слайд 3625-летний опыт испытаний металлического топлива в реакторе EBR-II (США)
(Кроуфорд
Д., Поргер Д., Хайтес С. Атомная техника за рубежом,
№1, 2009)
U-(2-10)Zr
– 13000 твэлов (Bu=20% т.а.)
U-(8-19)Pu-(10-12)Zr – 600 твэлов (Bu=20%т.а.)
Повреждены 22 твэла:
16 твэлов – нарушена герметичность сварных швов;
3 твэла – повреждения в области газосборника;
3 твэла – повреждения из-за ползучести оболочки.
Слайд 37 Присутствие циркония в материале обеспечивает действие двух защитных механизмов:
повышает температуру
плавления топлива;
цирконий формирует защитный слой -фазы на границе
топливо-оболочка.
Этот барьер очень эффективен как для аустенитной, так и для ферритной оболочки вплоть до температуры 725С на внутренней её поверхности.
Создание заданной начальной пористости и натриевого теплопроводящего подслоя обеспечивают условия для формирования структуры топливного сердечника, гарантирующие высокую работоспособность твэлов.
Слайд 38Типичная структура U-19Pu-10Zr после реакторного облучения
Слайд 39Нитридное топливо
Анализ мирового и отечественного опыта показывают, что требуются дополнительные
эксперименты для (Upu)N с разной величиной и типом пористости таблетки
с выгоранием более 10-12 % т.ат. в диапазоне температур 700-1700 0С для разработки более достоверной модели газовыделения и распухания, необходимые для того, чтобы избежать излишних запасов при выборе конструкции твэла (диаметр, толщина стенки оболочки, величина зазора между топливом и оболочкой размер газовой полости), а также обоснования предельно допустимого ресурса твэла.
Слайд 40
Нитридное топливо (UРu)N
в BORA-BORA
1-я сборка- 4 твэла с МОКС таблетками+
4 твэла с МОКС вибро,
2-я сборка - 4 твэла
с нитридами +4 твэла с инертными матрицами.
Ноябрь 2002 выгрузка для промежуточных послерадиационных исследований (ПРИ), выгорание 5.4 - 11.3% т.ат. для разных топлив (1-ый этап облучения).
После промежуточных ПРИ часть твэлов выгружена для разрушающих исследований, остальные возвращены для продолжения облучения (2-й этап облучения) - декабрь 2003г.
Май 2005г - Облучение закончено .
Все твэлы герметичны.
Конец 2008г. - ПРИ UPu0.45N и UPu0.6N закончены.
a) 1-й этап облучения / 2-й этап
Слайд 41Нитридное топливо (Upu)N
в BORA-BORA
UPu0.45N – верх аз (а),
центр аз (b),
a) b)
UPu0.6N – верх аз (c),
центр аз (d)
c) d)
Слайд 42Топливный компакт
Микротвэлы
Призматический блок
Активная зоназасыпного типа реактора HTR-10
Ядерное топливо реактора ВТГР
Шаровые
твэлы
Слайд 43
200 мкм
внешний слой
п
и
роуглерода
несущий
слой
SiC
внутренний слой
п
и
роуглерода
буферный слой
пористого
углер
о
да
керн
620 мкм
(а)
(
б)
Ж
12,5
50
(
В)
TRISO топливные частицы и топливные элементы ВТГР:
(а) – специально разрушенная TRISO микросфера ;
(б) – топливная частица реактора ГТ-МГР на основе PuO2;
(в) - топливный компакт реактора ГТ-МГР .
Слайд 44Топливный керн
Выделяет тепловую энергию. Удерживает большую часть продуктов деления (ПД).
Буферный
слой
Защищает основные слои от осколков делении.
Дополнительный объем для газообразных продуктов
деления. Аккомодация распухания керна.
Внутренний слой пирографита (PyC)
Предохраняет керны от хлорной коррозии в процессе изготовления. Обеспечивает механическую поддержку для слоя SiC. Удерживает газообразные продукты деления.
Слой SiC
Основной слой, несущий механическую нагрузку.
Удержание продуктов деления.
Наружный слой пирографита
Обеспечивает механическую поддержку для слоя SiC.
Обеспечивает защиту от утечки ПД в случае повреждения SiC. Обеспечивает связующую поверхность при компактировании.
Внешний вид разрушенного топливного керна
Слайд 451. Твердое распухание
Накопление продуктов деления приводит к объемному распуханию кернов
0,4-1% на 1% выгорания.
2. Газовое распухание
В результате деления U
освобождается кислород и образуются ГПД. Свободный кислород приводит к образованию СО и СО2. Накопление плутония в топливе повышает выход свободного кислорода.
Перестройка структуры при глубоком выгорании приводит к формированию газовых полостей и пор, на внутренних поверхностях которых накапливаются твердые продукты деления.
3. Амеба-эффект
При наличии градиента температуры наблюдается смещение керна, которое называют амеба-эффектом. Керн смещается в сторону более горячей области и может проникать сквозь пироуглеродные слои покрытия вплоть до слоя из карбида кремния и дальше за его пределы.
4. Снижение начального кислородного потенциала топливного керна вызывает уменьшение внутреннего давления в микротвэлах, уровня химического разрушения пироуглеродных слоев, опасности протекания амеба-эффекта.
Радиационные повреждения кернов
Слайд 46Конструкционные материалы
для ядерных реакторов IV-го поколения
ODS-стали
аустенитные
Феррито-мартенситные
Сплавы ванадия
Многослойные
SiC- SiC
Слайд 47Направления разработки конструкционных материалов быстрых реакторов
Снижение радиационного распухания аустенитных хромоникелевых
сталей
Повышение жаропрочности хромистых ферритно-мартенситных сталей
Разработка новых материалов (например, ДУО сталей,
ванадиевых сплавов)
Повышение коррозионной стойкости хромистых ферритно-мартенситных сталей
Совершенствование металлургического и трубного производства путем модернизации оборудования и технологических процессов
Слайд 48Требуемые температуры эксплуатации и повреждающие дозы в ЯЭУ различного типа
Слайд 49Дозная зависимость распухания материалов аустенитного и
ферритно-мартенситного классов
Ферритно-мартенситная сталь
Аустенитные стали
Радиационное распухание
– критерий выбора
конструкционных материалов
Слайд 51Перспективы повышения выгорания топлива в реакторе БН‑600
Слайд 52Основные характеристики работы твэлов в реакторе БН‑800
Слайд 53Основные характеристики работы твэлов в реакторе БН‑1200
Слайд 54Дисперсно-упрочненные оксидами (ДУО) ферритно-мартенситная сталь
стабильность оксидных фаз
повышенная устойчивость
к рекристаллизационным процессам
матрицы
качественно новый уровень характеристик жаропрочности:
Время
до разрушения при Тисп. = 700 оС при двухосном растяжении труб на
2 порядка больше, чем для стали ЭП450 при тех же условиях испытания;
Скорость ползучести меньше на 2 порядка при тех же условиях испытания.
Оксид иттрия
Матричная сталь - ЭП450
Сталь ЭП450 ДУО
Слайд 55матричный порошок
трубная заготовка
особотонкостенные трубы
нанооксиды в стали ЭП450 ДУО
термическая ползучесть
сталей ЭП450
и ЭП450 ДУО
Наноструктурированные дисперсно-упрочненные оксидами (ДУО) стали
Слайд 56 Поглощающие материалы для ядерных реакторов
IV-го поколения
10BxC ( x= 6-10)
Dy2O3HfO2
Dy2O3HfO2 + B4C
Eu2O3 + Co
W10B2
Hf10B2
HfHx (
x= 1,0-1,5)
Слайд 57Таблетка В10С после облучения
в реакторе БОР – 60 (F0,1
= (4 – 5)1021 см-2) / = 1,32,3 %
ядерная плотность
10В на 8 % выше, чем у В4С
Внешний вид, поперечное сечение и структура таблетки В10С после облучения
Слайд 58Таблетки В4С горячего прессования (> 95 % от теоретической) с
низкими механическими свойствами
Внешний вид разрушенных таблеток из штатного (а) и
рефабрицированного (б) В4С после облучения (Bu = 17 %)
а
б
Слайд 59Замкнутый цикл в использовании обогащенного карбида бора в стержнях СУЗ
ядерных реакторов
Слайд 60Физическая эффективность органов регулирования в коммерческом реакторе JSFR (2040-2050 гг.)
Слайд 6110B(n,)7Li 177Hf(n,)178Hf(n,)179Hf
Концепция использования ПМ
в БН-реакторах Японии
Слайд 62Объемные изменения различных групп
поглощающих композиций Ln2O3+MexOy
при реакторном облучении
min
(GdAlO3)
без
фазовых переходов
V/V = kF при t = const
V/V ~ 15 % при F0,1 = 1,5·1021 cm-2
t = 200 – 350 oC.
II. при фазовых переходах
V/V = f (F,t)
пирохлор (Gd2Ti2O7) флюорит (V/V ~ 4 %)
ромбический (Gd2TiO5) флюорит (V/V ~ 4 %)
III. f (F,t) флюорит
(Gd2O3·ZrO2, Dy2O3·HfO2)
V/V < 1 %.
Слайд 63
Основные преимущества гафната диспрозия (mDy2O3·nHfO2):
неограниченная радиационная стойкость;
два поглощающих
компонента – Dy и Hf обеспечивают высокую физическую эффективность;
высокая температура
плавления (2600–2800°С);
возможность изменять соотношение Dy и Hf с сохранением эксплуатационных свойств;
высокая технологичность синтеза гафната диспрозия и изготовления таблеток высокой плотности (7,7–8,2 г/см3);
относительно дешевое сырье.
Слайд 64
Патент РФ №2124240
Структура таблеток Dy2O3·HfO2
Основные характеристики таблеток Dy2O3·HfO2
Структура
...................................................... Флюорит
Микротвердость .............................. 7000–10000 МПа
Плотность ................................................. 7,0–7,8 г/см3
Теплопроводность (20оС)
.................. 1,7–2,0 Вт/(м·К)
КТРЛ ............................................................. 8,5·106 К-1
Предел прочности на сжатие (20С) ............ 350 МПа
о
Слайд 65Радиационная стойкость таблеток Dy2O3HfO2
Поперечное сечение и структура после облучения в
реакторе БОР – 60 флюенсом 11022 см-2 (E>0,1 МэВ)
Слайд 68Некоторые направления
исследований США в рамках создания ядерных реакторов нового
поколения
Слайд 69
Физическое моделирование
реакторных материалов
Слайд 70Микроструктура и физико-химические свойства материалов под облучением
Неравновесная термодинамика сложных
многокомпонентных систем при фабрикации и эксплуатации топлива
Химия материалов на
основе актинидов и продуктов деления
Технология разделения в разномасштабных процессах
Влияние радиации и радиолиза на физико-химические процессы
Микроструктурное конструирование реакторных материалов
Моделирование (от микро до макро состояния) материалов и явлений в многокомпонентных системах под облучением
Приоритетные
направления исследований
Слайд 71«Мгновенные снимки» МД–генерации вакансий (красные точки) и междоузельных атомов (зеленые
точки) в месте рассеяния нейтрона с энергией ~0.7 МэВ на
железе (ОЦК) и меди (ГЦК) при максимуме точечных дефектов (а), после частичной их рекомбинации в «температурном пике» (б) и после охлаждения (в).
Материалы под облучением
а) б) в)
Слайд 72Графическая модель межфазной границы как центра притяжения процессов, стимулируемых облучением,
которые могут изменять структуру и состав материала, а следовательно, и
его свойства.
Материалы под облучением
Здесь: а) миграция вакансий и междоузельных атомов к границе зерен как стоку точечных дефектов, b) сегрегация или
c) осаждение там примесей,
d) эмиссия, абсорбция и захват дислокаций, e) распространение трещины, f) перенос к, от и вдоль граничной поверхности,
g) локализация примесей,
h) точечных дефектов и i) их рекомбинация.
Слайд 73Какие механизмы контролируют разрушение материалов в экстремальных условиях (облучения, мех.
напряжения, коррозии)?
Почему ОЦК металлы менее подвержены распуханию, чем ГЦК?
Как влияет
атомный беспорядок на свойства реакторных материалов?
Какую роль играет межфазная граница в деградации материалов под облучением?
Как связать методы и средства моделирования физических систем разного характера и разной степени детализации в адекватный междисциплинарный инструментарий?
Как использовать большой ресурс Отдела BES (инвестиции, исследовательские центры) для конструирования реакторных материалов?
Материалы под облучением (вопросы)
Слайд 74 Перспективное топливо
Топливо на основе нейтральной матрицы (Zr0.58Pu0.21Am0.21)N
Нитриды плутония
и америция образуют гетерогенную смесь
в топливной таблетке
Слайд 75Широкомасштабное (large-scale) молекулярно-динамическое моделирование конденсированных сред под облучением.
Разработка методов
ускоренного МД–моделирования на большие времена (long time scales).
Разработка технологии передачи
информации с атомного уровня на средний (mesoscale) уровень и в континуальную модель.
Идентификация механизмов разрушения на атомарном уровне, исходя из данных макроскопического разрушения.
Моделирование систем под облучением (задачи)
Слайд 76 Моделирование систем под облучением
Моделированием на суперкомпьтере (LLNL, 10 тыс.
параллельных процессоров) установлено, что упрочнение (закалка) металла происходит, когда дислокации
связываются в узлы по четыре на каждый узел.
Это подтверждается экспериментом, что открывает новые технологические возможности для упрочнения конструкционных материалов.
Слайд 77Моделирование (modeling and simulation) рассматривается как третья ветвь (!), соединяющая
эксперимент и теорию.
С помощью моделирования (modeling) можно объединить большинство теорий
и концепций, разработанных в разных отраслях науки.
С помощью моделирования (simulation) можно использовать передовые компьютерные методы, алгоритмы и платформы, чтобы получить результаты, недостижимые другими средствами.
Моделирование систем под облучением
Слайд 78Заключение отчета DOE
Поисковые исследования в интересах перспективной ядерной
энергетики направлены на:
точное определение электронной структуры f–переходных металлов,
соединение разномасштабных
компьютерных моделей в единый комплекс,
компьютерное проектирование материалов и с заданными динамическими свойствами.
Фундаментальные исследования в интересах перспективной ядерной энергетики ориентированы на понимание:
эволюции микроструктуры материалов под облучением,
реакции материалов на воздействие окружающей среды,
поведения актинидов в топливе и разделительных системах или РАО в фиксирующих формах на длительных интервалах времени.
![Предполагаемые материалы реакторовIV-го поколения [1]](/img/thumbs/a5738d47bf76c4f029324735bc3c21c5-800x.jpg "Атомная энергетика и состояние работ в области реакторных материалов ядерных Предполагаемые материалы реакторовIV-го поколения [1]")
