«Научно-исследовательская группа испытаний конструкционных и топливных материалов» и «Научно-исследовательская группа ядерных и конструкционных материалов»

Виды деятельности группы:

• организация и непосредственное проведение исследований и технологических разработок по созданию новых топливных, поглощающих и конструкционных материалов для создания ТВЭЛ и ТВС повышенной надежности, работоспособности и экономичности для применения в атомной энергетике и других отраслях промышленности;
• организация и непосредственное проведение материаловедческих исследований и технологических разработок по конструкционным материалам (цирконий и сплавы на его основе, нержавеющие стали и другие металлы) и изготовлению изделий из них в обеспечение конструкторско-технологических разработок осуществляемых НТК ЯТЦ ННЦ ХФТИ с целью создания ядерных реакторов повышенной безопасности;
• обоснование поведения ядерных и конструкционных материалов при НУ, ННУЭ, проектных и запроектных авариях;
• создание исследовательских, технологических и испытательных баз для проведения работ по ЯПЦ;
• исследование и технологические разработки в сфере использования ядерных оружейных материалов для изготовления топлива для АЭС;
• разработка методик, экспериментальное обоснование работоспособности элементов активной зоны реакторов;
• разработка и создание в НТК ЯТЦ базы нормативно-технической документации по направлениям деятельности сектора;
• участие в разработке и реализации государственных программ конверсии, государственной программы фундаментальных и прикладных исследований по проблемам использования ядерных материалов и ядерных и радиационных технологий в сфере развития областей экономики и других государственных заказов;
• проведение совместно с отечественными и заграничными лабораториями и фирмами научно-исследовательских и прикладных работ;
• исследования в области обращения с ОЯТ;
• организация от имени НТК ЯТЦ взаимосвязей с подразделениями ННЦ ХФТИ, предприятиями и организациями Украины и зарубежными фирмами и предприятиями в части НИОКР по конструкционным материалам в обеспечение выполнения работ, проводимых НТК ЯТЦ по тематике ядерного топливного цикла;
• участие и разработка программ работ по конструкционным материалам ядерного топливного цикла;
• участие в организации изготовления и испытаний экспериментальных партий образцов материалов и изделий из них в обоснование качества, надежности и ресурсоспособности;
• проведение экспертизы работ других организаций и предприятий по тематике сектора;
• оформление результатов собственных разработок в виде отчетов, проектов и др. документации. Составление аналитических отчетов и обзоров по тематике сектора и по заказу НАНУ, Минэнергоугля и других организаций;
• организация системы качества разработок осуществляемых в НТК ЯТЦ и непосредственно в ННЦ ХФТИ по тематике сектора. Участие в организации системы качества на промышленных предприятиях по производству материалов и изделий из них по тематике сектора.

Оборудование группы

Участок автоклавных испытаний материалов твэлов и пэлов в водных средах, близких по составу к составу теплоносителя реакторов ВВЭР-1000 при рабочих температурах и давлении	Участок автоклавных коррозионных испытаний в газовых средах материалов и макетов изделий различного назначения
Автоклавы для исследований реакторных материалов, макетов твэлов и пэлов при температурах 300… 350оС и давлении водной среды до 16,5 МПа. Предназначаются для определения работоспособности циркониевых сплавов, нержавеющих сталей, макетов изделий при параметрах теплоносителя ВВЭР-1000	Специальные автоклавы из титана и нержавеющей стали для исследования особенностей процессов коррозии реакторных материалов
Автоклав для экспрессных испытаний на работоспособность материалов, макетов твэлов и пэлов при температуре 400оС и давлении водной среды 20,0 МПа. Предназначен для экспрессных испытаний реакторных материалов при параметрах, превышающих рабочие показатели по давлению и температуре	Пульт управления и компьютерного сопровождения работы автоклавов
Установка для испытания материалов в потоке водяного пара при температурах до 1200 оС с целью имитации воздействия на материалы твэлов и пэлов гипотетических аварийных перегревов в реакторных условиях ВВЭР. Параметры: температура 400…1200оС, давление водяного пара 0,1 МПа	Участок высокоточных весовых измерений и термических обработок реакторных материалов
Установка наводороживания образцов циркониевых сплавов и других материалов. Назначение: изучение влияния водорода на свойства материалов, на ориентацию выделений гидридов в циркониевых сплавах	Установка с кварцевыми пружинными весами для непрерывного взвешивания в потоке водяного пара при температурах до 1200оС. Назначение: исследование процесса окисления циркониевых сплавов при температурах аварийных перегревов в реакторах
Высоковакуумная установка для термических обработок реакторных материалов. Назначение: отжиги и окисление металлов и сплавов в вакуумных условиях, в газовых средах при давлениях газов от 0,1 МПа до 2·10-6 мм рт. ст. и температурах до 1100оС	Установка предназначена для высокочастотной термообработки труб и прутков с помощью генератора ВЧГ-1-25/0,44. Труба или пруток перемещается с заданной скоростью через индуктор, в котором разогреваются до заданной температуры (до 2000°С) и далее охлаждается кольцевой струей воды в душевом устройстве (скорость охлаждения трубы или прутка 500-1200°С/с)
Установка вакуумного отжига с вертикальной электрической печью диаметром 110 мм и высотой 700 мм предназначена для термообработки материалов и изделий в вакууме	Установка для изучения термо Э.Д.С. различных сплавов. Вакуумная установка с горизонтальной электрической печью диаметром 40 мм предназначена для исследований удельного электросопротивления в процессе нагрева и охлаждения различных материалов
Установка вакуумной плавки урансодержащих материалов
Установка «Вертикаль». Предназначена для СВЧ - обработки полнометражных канальных труб из сплава Zr-2, 5% Nb Æ 40-120 мм и длиной около 10 м с целью создания в них квазиизотропной радиационностойкой структуры	Установка для изучения вязкости различных сплавов
Установка «Термошок» для изучения поведения тонкостенных оболочечных труб в нормальных условиях эксплуатации, ННУЭ и при проектных авариях типа LOCA

На базе фундаментальных теоретических и экспериментальных исследований структурного состояния, физико-механических свойств и радиационного поведения изделий из серийных циркониевых сплавов (Zr- 1% Nb, Zr- 2,5% Nb) в НТК ЯТЦ ННЦ ХФТИ разработан эффективный метод повышения радиационной стабильности этих изделий, применяемых в активных зонах энергетических реакторов в качестве канальных и твэльных труб. Метод заключается в комплексной термомеханической обработке сплавов циркония при изготовлении указанных изделий, включающей ряд последовательно выполняемых операций: деформации, отжига, бета-термообработки и старения. В результате обработки в изделиях создается изотропная упрочненная мелкозернистая структура с равномерным распределением мелкодисперсных вторичных фаз.

 Зависимость деформации радиационного роста труб из сплава Zr-2,5% Nb в продольном и поперечном направлениях от флюенса быстрых нейтронов	Внешний вид канальной трубы
Zr-2.5%Nb Тобл.=350°С БОР-60 1-отжиг 550° С, 5ч 2-СВЧ-термообработка a,c-продольное направление b,d-поперечное направление

Разработанный метод может быть рекомендован при изготовлении направляющих и инструментальных каналов реакторов ВВЭР, PWR и чехловых и канальных труб реакторов РБМК, CANDU c целью значительного улучшения их радиационной стойкости.