Введение к работе
Актуальность темы исследования. Устойчивое развитие человечества невозможно без решения энергетической проблемы, а это значит, главенствующие задачи производства требуют первостепенного развития энергетики. Негативные экологические последствия использования для производства энергии органического топлива широко известны: при сжигании только 1 кг угля расходуется 2,67 кг атмосферного кислорода, и в окружающую среду выделяется 3,67 кг углекислого газа. Поэтому решение энергетической проблемы в глобальном масштабе без использования ядерной энергии невозможно. Недостаточная безопасность существующих АЭС, подтвержденная тяжелыми авариями на АЭС "Тримайл-Айленд" (США) и Чернобыльской АЭС (СССР), вызвала серьезную озабоченность населения и потребовала нового подхода к совершенствованию существующих реакторов и созданию ЯЭУ нового поколения. Экологические аспекты обращения с радиоактивными отходами также довлеют над обществом. Именно вопросы безопасности и надежного захоронения радиоактивных отходов в настоящее время являются главными и требуют всеобъемлющего решения.
Для России, обладающей огромной протяженностью территории, островных государств и отдаленных регионов весьма актуальна проблема надежного энергообеспечения. Таким надежным, эффективным и экономичным энергоисточником могут стать АЭС малой и средней мощности. Поэтому в настоящее время во многих странах мира разрабатываются проекты небольших АЭС с реакторами малой мощности. Современные реакторы малой мощности должны иметь упрощенную конструкцию, высокий уровень пассивной безопасности, обеспечивать экономию за счет массового производства, снижения затрат на обустройство площадки размещения и длительный срок эксплуатации (согласно рекомендациям МАГАТЭ не менее 60 лет).
Вопросы безопасности ядерной энергетики всегда должны быть на первом месте. Поэтому и при создании АЭС малой и средней мощности необходимо обеспечить их защиту от аварии не только от внутренних событий или человеческого фактора, но и от любых внешних воздействий природного или техногенного характера (землетрясение, цунами, падение тяжелого самолета, диверсии и т.д.).
При создании энергоблоков с длительным сроком службы и возможностью его продления необходимо, главным образом, обеспечить качество конструкционных материалов корпуса реактора, являющегося наиболее важным барьером для удержания продуктов ядерных реакций от распространения в окружающую среду. Корпус реактора, работающий в условиях одновременного воздействия нейтронного облучения, высоких температур и несущий давление теплоносителя, является незаменяемым и практически неремонтопригодным, поэтому срок его безопасной эксплуатации определяет срок эксплуатации энергоблока. Обеспечение высокого радиационного ресурса и работоспособности корпуса реактора является основной материаловедческой проблемой создания энергоблоков со сроками эксплуатации более 60 лет.
Цель и основные задачи исследования. Целью настоящей диссертационной работы является обоснование применения «прябрп^нт.тх реакторов КН-3 И
1 WC. НАЦМОИАЛМшГі
1 вивлцогед
судостроительных технологий для создания подземных атомных электростанций повышенного ресурса и исследование некоторых вопросов радиационной хладноломкости и работоспособности конструкционных материалов корпусов реакторов. Для достижения поставленной цели было необходимо:
обобщить результаты исследований работоспособности и радиационной хладноломкости корпусных перлитных сталей типа 15Х2МФА (15Х2МФАА) и разработать предложения по снятию радиационного наклепа для восстановления хладностойкости конструкционных материалов корпусов реакторов;
для перспективных энергоблоков с целью повышения экономичности АЭС
разработать предложения по использованию новых малоактивируемых и более
технологичных конструкционных материалов, обеспечивающих безопасность
корпусов реакторов по критерию хрупкого разрушения в течение длительного
времени.
Предметом исследования являются особешюсти применения для подземных АЭС корабельных реакторов КН-3 и физические механизмы радиационной хладноломкости и работоспособности применяемых конструкционных материалов корпусов водо-водяных реакторов, устанавливающие взаимосвязи между структурными превращениями в облученных материалах и процессами восстановления их первоначальных физико-механических свойств. Научная новизна.
Обоснована необходимость строительства подземных АЭС малой и средней мощности. Подземное размещение станции кардинальным путем повышает безопасность АЭС, исключает выделение радиоактивных продуктов в атмосферу при любой запроектной аварии и обеспечивает их защищенность от внешних воздействий природного или техногенного характера. Главное достоинство этих АЭС, при этом, следует связывать с надежным укрытием атомных энергоблоков, наиболее подверженных нейтронному облучению; Показана целесообразность использования для подземных АЭС высоконадежных корабельных реакторов типа КН-3;
Разработан основной комплекс явлений по влиянию нейтронного облучения на
основные критерии работоспособности конструкционных материалов основных
узлов и блоков ядерных энергетических установок и проанализировано вредное
влияние нейтронного облучения на процессы радиационной хладноломкости
основных конструкционных материалов корпусов водо-водяных реакторов -
феррито-перлитных сталей типа 15Х2МФА и 15Х2МФАА, как одного из
важнейших факторов, определяющих их работоспособность и надежность;
Показано, что один из дальнейших путей повышения работоспособности конструкционных материалов корпусов реакторов и продления ресурса ядерных энергетических установок следует связывать со снятием или ослаблением радиационной повреждаемости корпусов реакторов при приложении к ним специального "сухого" отжига для восстановления хладностойкости феррито-перлитных сталей, причем, отжиг следует проводить неоднократно (2-3 раза);
Указана целесообразность повышения сопротивляемости общей коррозии
наружных поверхностей корпусов реакторов из феррито-перлитных сталей
путем нанесения специального антикоррозийного покрытия, например,
диффузионная металлизация хромом, алитирование и др.;
Показано, что титановыеа- сплавы являются перспективным конструкционным
материалом для корпусов водо-водяных реакторов на тепловых нейтронах, не
уступающим по комплексу физико-механических свойств и другим служебным
характеристикам, а по радиационной и коррозионной стойкости превосходящим
отечественные и зарубежные корпусные стали. По уровню наведенной
активности и скорости ее спада во времени титановые а-сплавы обеспечат
экологическую безопасность ЯЭУ и решат проблему вывода ее из эксплуатации.
Практическая значимость. На основании анализа опыта эксплуатации
стационарных и транспортных ЯЭУ даны рекомендации по использованию для
подземных АЭС корабельных реакторов КН-3 и судостроительных технологий.
Выдвинутые предложения по проведению неоднократных восстановительных отжигов корпусов реакторов для восстановления хладностойкости стали позволяют продлить ресурс энергоблоков подземных АЭС.
Оценена возможность применения в качестве конструкционных материалов корпусов перспективных водо-водяных реакторов коррозионно-стойких мартенситно-стареющих сталей типа Х13Н14М и титановых а-сплавов, устраняющих необходимость нанесения на внутреннюю поверхность корпуса реактора антикоррозионной наплавки их аустенитных сталей и сплавов.
Апробация работы. Материалы, составляющие основное содержание работы, докладывались и обсуждались на следующих научно-технических конференциях и семинарах:
-
Ш Международная конференция "Радиационная безопасность: Транспортирование радиоактивных материалов", 31 октября - 4 ноября 2000 г., Санкт-Петербург.
-
Международная конференция "Экологические проблемы утилизации атомных подводных лодок", 4-9 июля 2001 г., Северодвинск.
-
IX Международный экологический симпозиум "Урал атомный, Урал промышленный", 27-31 августа 2001 г., Екатеринбург.
-
IX Межгосударственная конференция "Радиационная повреждаемость и конструкционная способность материалов", 12-15 ноября 2001 г., Белгород.
-
XV Международная конференция по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению, 10-15 июня 2002 г., Алушта, Украина.
-
X Международный экологический симпозиум "Урал атомный, Урал промышленный", 30 августа - 3 сентября 2002 г., Екатеринбург.
-
Международная конференция "Экологические проблемы утилизации атомных подводных лодок и развитие ядерной энергетики в регионе" (Экофлот-2002), 16-20 сентября 2002 г., Владивосток.
-
III Международная Научная Школа "Моделирование и анализ безопасности и риска в сложных системах (МА БР - 2003)", 20-23 августа 2003, Санкт-Петербург.
-
II Международная научно-практическая конференция по проблемам атомной энергетики, 18-22 сентября 2003 г., Севастополь-Батилиман, Украина.
-
Международная научно-практическая конференция "Экология: образование, наука, промышленность и здоровье", 14-16 апреля 2004 г., Белгород.
11. IV Международная Научная Школа "Моделирование и анализ безопасности и риска в сложных системах (МА БР - 2004)", 22-25 июня 2004 г., Санкт-Петербург. 12.XVI Международная конференция по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению, 06-11 сентября 2004 г., Алушта, Украина.
Публикации. Основное содержание работы опубликовано в 14 научных публикациях в России и Украине. По результатам работы получен Патент РФ на изобретение.
Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, семи глав, выводов, заключения и списка литературы. Объем работы составляет 195 страниц, включает 30 рисунков и 14 таблиц. Список использованной литературы содержит 107 наименований.
