哈萨克斯坦国家核中心推进未来反应堆材料试验研究

8月11日，哈萨克斯坦共和国国家核中心 (National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan) 介绍了其在先进反应堆结构材料研究中的工作进展。该中心下属原子能研究所辐射材料学实验室负责人叶尔然·叶尔纳特乌勒·萨帕塔耶夫 (Yerzhan Ernatuly Sapataev) 表示，新一代反应堆和聚变技术的发展，对结构材料的耐高温、抗辐照和耐腐蚀性能提出了更高要求，材料可靠性将直接关系到未来核能系统的安全性和寿期。

未来反应堆内部材料通常需要同时承受多重载荷，包括500℃至1000℃甚至更高温度、强中子辐照以及腐蚀性更强的冷却剂环境。在新一代反应堆中，液态钠、铅铋合金或高温氦气等冷却介质可能取代水，对金属材料的稳定性提出更严苛考验。中子辐照还可能改变金属微观结构，引发肿胀并削弱力学性能。

哈萨克斯坦共和国国家核中心依托原塞米巴拉金斯克试验场形成的研究基础设施，开展面向先进核能系统的材料综合试验。该中心可模拟未来反应堆部分实际运行条件，获取新型结构材料研发所需的实验数据。

其中，IVG.1M研究堆用于开展反应堆内材料试验。实验样品被封装在专用安瓿中，直接置于反应堆堆芯区域，以同时接受真实中子谱照射和高热负荷作用。研究对象包括现代铁素体—马氏体钢、奥氏体钢，以及被视为新一代反应堆候选结构材料的氧化物弥散强化材料。

IGR脉冲石墨研究堆则主要用于研究瞬态工况和事故工况下材料及结构部件的行为。借助短时高功率脉冲，研究人员可以模拟温度急剧变化，并研究包括堆芯熔化相关情景在内的严重事故条件下结构材料的响应，为反应堆安全技术改进提供数据支撑。

在国际合作方面，该中心的材料学试验能力已用于国际热核聚变实验堆 (ITER) 相关研究。研究人员在库尔恰托夫市的专用真空试验台上，对工作状态下会与高温等离子体直接相互作用的偏滤器部件进行试验，同时研究材料与氢及其同位素氘、氚之间的相互作用，以评估氢脆影响并推动耐氢脆材料研发。此外，相关团队还开展快钠冷反应堆、铅冷反应堆用新型钢材以及碳化硅基复合材料研究。

实验样品在长期辐照后会具有放射性，需转入热室进行后续分析。热室配备防护玻璃和远程操作设备，可保障拉伸、压缩、冲击韧性、蠕变、疲劳和断裂韧性等力学试验安全进行。随后，研究人员还会利用电子显微镜观察材料晶体结构变化，识别辐照孔洞、位错以及纳米级微裂纹，从而判断材料在辐照后的性能保持情况。

据介绍，核材料研发周期较长，一种新型结构材料从开发、完成全套试验到确认性能，通常需要10年至15年。哈萨克斯坦共和国国家核中心目前具备从研究堆辐照试验到辐照后样品精细分析的完整材料学研究链条，其成果可服务于未来反应堆材料开发，并为提高核能装置可靠性和安全性提供实验依据。