ИКРБС
№ АААА-Б19-219122390046-3

Разработка программного кода для предсказательного количественного моделирования скорости окисления элементов конструкций ядерных реакторов, в том числе оболочек ТВЭЛ в водно-паровой среде с учетом состава сплава ТВЭЛ и химического состава водно-паровой среды на основе разработанных физических и инженерных моделей для сталей и сплавов проектов ВВЭР-ТОИ, ВВЭР-С, ВВЭР-СКД, БН, БРЕСТ, ЖСР Этап 1 (промежуточный)

18.11.2019

Объекты исследования: металлы и сплавы, применяемые для изготовления оболочек ТВЭЛов ядерных реакторов, а также коррозионные свойства данных материалов при взаимодействии с теплоносителем.Цель: разработка многомасштабных физико-математических моделей для прогнозирования скорости коррозии конструкционных элементов ядерных реакторов. С помощью микроскопических квантово-механических и молекулярно-динамических расчетов проведены исследования взаимодействия продуктов радиолиза с водно-паровой средой, начальных стадий окисления Fe, Ni, Cr, Zr в водной среде и энергетических характеристик дефектов металлов и оксидов, определяющих скорость коррозии.Показано качественное различие поведение растворимостей кислорода и водорода в воде при повышении температуры; выявлена возможность исследовать кинетику окисления металлов путем прямого молекулярно-динамического моделирования, вычислены энергетические характеристики точечных дефектов в Fe, Ni, Cr, Zr и их оксидах.
ГРНТИ
29.29.41 Взаимодействие атомов и молекул со средой
Ключевые слова
МОЛЕКУЛЯРНАЯ ДИНАМИКА
МОДЕЛИРОВАНИЕ
ОКИСЛЕНИЕ
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
МАТЕРИАЛОВЕДЕНИЕ
Детали

Заказчик
Акционерное общество "Наука и инновации"
Исполнитель
федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт"
Похожие документы
Разработка программного кода для предсказательного количественного моделирования скорости окисления элементов конструкций ядерных реакторов, в том числе оболочек ТВЭЛ в водно-паровой среде с учетом состава сплава ТВЭЛ и химического состава водно-паровой среды на основе разработанных физических и инженерных моделей для сталей и сплавов проектов ВВЭР-ТОИ, ВВЭР-С, ВВЭР-СКД, БН, БРЕСТ, ЖСР
0.996
НИОКТР
Разработка методов многомасштабного моделирования для определения влияния химического состава и структурно-фазового состояния покрытий оболочек твэлов ядерных реакторов на коррозионную стойкость
0.926
НИОКТР
Разработка, верификация многомасштабной модели и прогноз фазовой стабильности и образования предвыделений в сплавах для проектов Прорыв/ВВЭР: корпусной стали ВВЭР и материалов ВКУ, феррито-мартенситных сталей применительно к ЭК181, ЧС139, аустенитных, применительно к ЭК164, ЧС68.
0.920
НИОКТР
Разработка интегрированных систем кодов нового поколения для разработки и обоснования безопасности ядерных реакторов, проектирования атомных электростанций, создания технологий и объектов ядерного топливного цикла. Этап 2014-2016 годов
0.914
ИКРБС
Разработка физических материаловедческих моделей для обоснования ресурса действующих и проектируемых атомных реакторов водо-водяного типа
0.912
ИКРБС
Отчет о НИОКР «Разработка интегрированных систем кодов нового поколения для разработки и обоснования безопасности ядерных реакторов, проектирования атомных электростанций, создания технологий и объектов ядерного топливного цикла. Этап 2014-2016 годов. Этап 9»
0.910
РИД
Развитие моделей для прогнозирования коррозии элементов конструкции ТВС из циркониевых сплавов в реакторах с водой под давлением
0.908
Диссертация
Развитие физико-химической модели для описания взаимодействия стали со свинцовым теплоносителем с использованием первопринципных атомистических расчётов. Этап 2024-2025 годов.
0.903
НИОКТР
Экспериментально-теоретическое моделирование развития трещин в конструкционных сплавах оборудования АЭС
0.902
Диссертация
Тестирование программного модуля для численного моделирования гидрирования оболочек твэлов при их разрыве в процессе протекания аварийных процессов на АЭС на базе внереакторных экспериментальных данных. Разработка новых методов, комплексов физических и математических моделей для решения проблем безопасного использования атомной и термоядерной энергии на основе фундаментальных исследований явлений, рабочих процессов и свойств материалов
0.902
ИКРБС