автореферат диссертации по машиностроению и машиноведению, 05.02.01, диссертация на тему:Особенности создания подземных атомных электростанций и некоторые вопросы радиационной хладноломкости и работоспособности конструкционных материалов корпусов реакторов

На правах рукописи

МУРАТОВ ОЛЕГЭНВЕРОВИЧ

Особенности создания подземных атомных электростанций и некоторые вопросы радиационной хладноломкости и работоспособности конструкционных материалов корпусов реакторов

Специальность 05.02.01 -Материаловедение (машиностроение)

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Санкт-Петербург 2004

Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет" на кафедре "Металловедение"

НАУЧНЫЙ РУКОВОДИТЕЛЬ:

Доктор технических наук, профессор Паршин Анатолий Максимович

ОФИЦИАЛЬНЫЕ ОППОНЕНТЫ:

доктор технических наук

доктор технических наук, профессор

Ушков Сталь Сергеевич Швеев Вячеслав Иванович

ВЕДУЩАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ:

Институт реакторного материаловедения и радиационных нанотехнологий РНЦ "Курчатовский институт"

диссертационного совета Д 212.229.19 при ГОУ ВПО "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет" по адресу: 195251, Санкт-Петербург, Политехническая ул., д. 29, лабораторно-аудиторный корпус, кафедра "Машины и технология обработки металлов давлением"

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ГОУ ВПО "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет"

Защита состоится 15 февраля 2005 г. в

часов на заседании

Автореферат разослан

дата

Ученый секретарь диссертационного совета, доктор технических наук, профессор

Востров В.Н.

Общая характеристика работы

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

1 ( нацноиалы^Т]

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 титановые а- 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:

1. Ш Международная конференция "Радиационная безопасность: Транспортирование радиоактивных материалов", 31 октября - 4 ноября 2000 г., Санкт-Петербург.

2. Международная конференция "Экологические проблемы утилизации атомных подводных лодок", 4-9 июля 2001 г., Северодвинск.

3. IX Международный экологический симпозиум "Урал атомный, Урал промышленный", 27-31 августа 2001 г., Екатеринбург.

4. IX Межгосударственная конференция "Радиационная повреждаемость и конструкционная способность материалов", 12-15 ноября 2001 г., Белгород.

5. XV Международная конференция по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению, 10-15 июня 2002 г., Алушта, Украина.

6. X Международный экологический симпозиум "Урал атомный, Урал промышленный", 30 августа - 3 сентября 2002 г., Екатеринбург.

7. Международная конференция "Экологические проблемы утилизации атомных подводных лодок и развитие ядерной энергетики в регионе" (Экофлот-2002), 1620 сентября 2002 г., Владивосток.

8. III Международная Научная Школа "Моделирование и анализ безопасности и риска в сложных системах (МА БР - 2003)", 20-23 августа 2003, Санкт-Петербург.

9. II Международная научно-практическая конференция по проблемам атомной энергетики, 18-22 сентября 2003 г., Севастополь-Батилиман, Украина.

10. 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.

Основное содержание работы

Во введении обоснована актуальность темы, сформулированы цели и задачи работы, показана практическая значимость проведенных исследований.

Показано, что решение энергетической проблемы в глобальном масштабе без использования ядерной энергии невозможно. Полувековой опыт развития ядерной энергетики и эксплуатации атомного флота доказал ее высокие эколого-экономические показатели, надежность и эффективность, однако, обнажил и ряд проблем, связанных с безопасностью населения.

Кардинальным путем повышения безопасности АЭС является их подземное размещение, обеспечивающее радиоэкологическую безопасность окружающей среды при любой мыслимой аварии ЯЭУ.Ввиду географических особенностей России, а также в островных и анклавных территориях нецелесообразно развивать сети централизованного энергоснабжения. Именно для таких регионов наиболее подходят подземные АЭС малой и средней мощности.

Неотъемлемая часть безопасности - надежность и прочность элементов оборудования, трубопроводов, конструкций и т.д. Эти вопросы весьма важны, и необходимо их особо рассмотреть. Ядерная энергетика - беспрецедентный шаг в научно-техническом развитии - одновременно требует адекватного повышения технологической дисциплины, филигранного инженерного конструирования, неукоснительного исполнения эксплуатационной документации, высочайшей культуры технологического мышления.

Только при более жестких требованиях к конструкционным материалам и технологическим процессам получения полуфабрикатов и изготовления узлов и конструкций ядерная энергетика характеризуется не только как стабильный и экономически более выгодный по сравнению с электростанциями на органическом топливе источник энергии, но и более безопасный.

Вопросы радиационной хладноломкости, как одного из важнейших факторов, определяющих работоспособность и надежность конструкционных материалов имеют особое значение при аварийной остановке реактора. В этом случае вследствие резкого снижения температуры происходит переход порога хладноломкости и разрушение металла может произойти без большой работы -металл становится ненадежным.

Таким образом, создание подземных АЭС, когда исключаются вероятность облучения населения и несанкционированное проникновение к энергоблокам,

имеет очень большое значение в ядерной энергетике. При этом совершенствование конструкционных материалов, типов реакторов, продление эксплуатационного ресурса ППУ, снятие радиационного воздействия на население и окружающую среду имеют первостепенное значение.

В первой главе на основе литературных данных проанализированы структурно-физические и конструкторско-технологические аспекты выбора конструкционных материалов для основных узлов ЯЭУ. В результате анализа литературных источников установлено, что специфика условий работы конструкционных материалов в составе узлов и конструкций ЯЭУ, особенности их конструирования, технологии изготовления и обслуживания в процессе необычной эксплуатации приводит к деградации гарантированных свойств металла, принятый комплекс исследований недостаточно полно оценивает работоспособность конструкционных материалов и их повреждаемость в процессе эксплуатации. Известно много случаев преждевременного разрушения изделий, несмотря на то, что принятые материалы удовлетворяли всем требованиям. Исследования разрушенных изделий показали, что в ядерной энергетике большинство повреждений не сопровождалось пластической деформацией, и их появление связано либо с преждевременным исчерпанием пластичности в условиях ползучести при высоких температурах, либо с развитием процессов межкристаллитной коррозии и коррозионного растрескивания.

В ряде случаев на работоспособности конструкций отрицательно сказываются отступления от технологических процессов в производстве полуфабрикатов, при металлургическом переделе (науглероживание поверхности корроззионно-стойких труб при холодном волочении, поверхностный наклеп труб, недостаточный уков и высокая карбидная полосчатость), в процессе сварки (локализация пароцессов коррозионного растрескивания в местах прижогов и сварных брызг, появление склонности к межкристаллитной коррозии и хрупких трещин в зоне термического влияния), при гибке и раздаче труб и других операциях. Большую опасность представляет представляют случаи хрупкого разрушения перлитных сталей вследствие хладноломкости.

Отечественный и зарубежный опыт показал, что деградация гарантированных свойств металла в конструкции произошла уже на стадии конструирования (неоптимальная конструкция, нерациональное оформление узлов и др.). Несовершенство трубных систем парогенераторов, трубных систем первого контура, деталей внутриреакторного насыщения и приводов регулирующих органов создает благоприятные условия для накопления хлоридов и повышения агрессивности среды и, как следствие, приводит к развитию коррозионного растрескивания и щелевой коррозии.

Во второй главе рассмотрены вопросы радиационной повреждаемости и структурно-принудительной рекомбинации металлов. Рассмотрены аспекты физических условий работы конструкционных материалов основных узлов ядерных энергетических установок. Основное внимание уделено рассмотрению радиационных дефектов в металлах и их эволюции, предвыделению вторичной фазы и свойствам сплавов, особенностям структурных превращений в аустенитных хромоникелевых сталях и их влиянию на прочностные и пластические свойства. Это обусловлено тем, что нейтронное облучение ускоряет процессы ползучести,

усиливает временную зависимость длительной прочности, резко снижает кратковременную и длительную пластичность в широком интервале температур, повышает критическую температуру вязко-хрупкого перехода, снижает коррозионную стойкость, вызывает распухание и вакансионное порообразование, но и тем, что в результате протекания реакций возникают

трансмутантные элементы (например, газообразные и легкоплавкие примеси при термоядерном синтезе, способствующие проявлению гелиевого и водородного охрупчивания, газового распухания и др.). На основе этого разработан основной определяющий комплекс явлений по влиянию нейтронного облучения на критерии работоспособности конструкционных материалов узлов и блоков реакторов на тепловых и быстрых нейтронах.

В третьей главе рассмотрены экологические аспекты и вопросы безопасности ядерной энергетики. Ядерная энергетика положительно решает многие экологические проблемы, так как не потребляет ценного природного сырья и атмосферного кислорода, не выбрасывает в атмосферу парниковых газов и ядовитых веществ, и стабильно обеспечивает получение самой дешевой энергии. Однако в природе не существует более опасного энергоносителя, чем ядерное топливо. Если свежий топливный элемент абсолютно безопасен, то после цепной реакции он содержит множество радионуклидов - продуктов деления урана, которые излучают тысячи рентген. В реакторах на тепловых нейтронах почти 99 % топлива идет в отходы, которые из-за содержания в них долгоживущих радионуклидов нельзя безопасно ни уничтожить, ни захоронить. Периоды полураспада содержащихся в отработавшем ядерном топливе изотопов "Тс и 237Нр, которые обладают очень высокой радиотоксичностью, составляют 2,12*10' и лет соответственно, и прогнозировать состояние могильников на такой срок невозможно. Большое количество радиоактивных отходов образуется и при выводе из эксплуатации объектов ядерной энергетики. Опыт утилизации выведенных из эксплуатации АЛЛ показал сложность решения проблемы радиоактивных отходов.

Для управления цепной реакцией в ядерных реакторах используются сложные инженерные системы, в которых всегда существует вероятность отказа, что может привести к аварии. Анализ вероятностных показателей безопасности показал, что частота повреждений активной зоны от внутренних исходных событий для действующих АЭС составляет ~10"5 '/реактор год. Несмотря на столь малую вероятность тяжелая авария на АЭС по своим последствиям несопоставима с самыми тяжелыми авариями любых промышленных или транспортных объектов. Помимо отказа технических средств авария может произойти и из-за неправильных действий персонала. Обосновано, что вопросы безопасности и надежного захоронения радиоактивных отходов в настоящее время являются главными и требуют всеобъемлющего решения.

В четвертой главе проведен анализ опыта эксплуатации металлических конструкционных материалов стационарных и транспортных ядерных энергетических установок. Опыт создания и эксплуатации транспортных ядерных энергетических установок значительно превышает аналогичный опыт стационарных АЭС. Необходимо отметить, что в СССР (и России) не было случаев разрушения корпусов ядерных реакторов. Перлитная сталь типа 15Х2МФА,

плакированная изнутри нержавеющими аустенитными сталями, в условиях эксплуатации ЯЭУ показала блестящие результаты: не было случаев ее разрушения. Для обеспечения однородного и изотропного состава металла при изготовлении корпусов реакторов разработана специальная технология их изготовления из цельнокованых обечаек, соединенных кольцевыми сварными швами. При принятой технологической схеме производится отрубка донной и прибыльной частей слитка, его осадка, прошивка с удалением центральной части слитка, содержащей максимальное количество вредных примесей и неметаллических включений, и раскатка в обечайку. Кроме изготовления обечаек из стали, не содержащей значительного количества металлургических дефектов, данная технология исключает продольные сварные швы и позволяет применять менее легированные сварочные материалы.

Особую сложность представляет выбор конструкционных материалов для узлов активной зоны (оболочки ТВЭЛов, чехлы технологических каналов и др.)- В рабочих температурно-временных условиях (флюенс ~1020 нейтр/см2, температура ~ЗОО°С) радиационное распухание аустенитных хромоникелевых коррозионно-стойких сталей может достигать 30%. В этом случае возможно "заклинивание" отдельных элементов активной зоны, а при неравномерном распухании по высоте и радиусу изгиб. Это приводит к уменьшению проходных сечений для теплоносителя и другим неблагоприятным последствиям. Разгерметизация оболочек ТВЭЛов приводит к выносу осколков топлива в среду I контура.

Нами, а также американскими учеными обнаружено неизвестное явление коррозионного растрескивания (коррозия под напряжением) аустенитных хромоникелевых сталей, проявившиеся уже при первых испытаниях АЛЛ.

Наиболее характерными разрушениями узлов транспортных ЯЭУ являлись:

1. Разрушение труб IV контура, изготовленных из аустенитных молибденосодержащих сталей типа 18-12. Эти стали показали низкую стойкость язвенной коррозии в морской воде и были заменены впоследствии на медно-никелевые сплавы.

2. Коррозионное растрескивание трубных систем парогенераторов из коррозионно-стойкой стали 1Х18Н9Т (ошибка века №1) и замена их на титановый а-сплав.

3. Низкая стойкость в рабочих условиях оболочек ТВЭЛов и проникновение топлива в среду 1 контура.

При выборе для специальной подземной АЭС реактора КН-3 эти и другие вопросы работоспособности конструкционных материалов узлов и фрагментов ЯЭУ безусловно строго учитывались.

В пятой главе изучены вопросы создания подземной АЭС на базе судостроительных технологий с корабельными реакторами. Кардинальным путем повышения безопасности АЭС является их подземное размещение. Кровля из природной породы является IV дополнительным барьером пассивной безопасности, локализующим последствия любой ядерной (даже запроектной) и радиационной аварии в герметичном подземном пространстве и предотвращающим выход в окружающую среду радиоактивных продуктов, а также обеспечивающим защищенность ядерно- и радиационно-опасных блоков станции при любом внешнем воздействии природного или техногенного характера.

Вторым важным преимуществом подземных АЭС является возможность переработки и хранения радиоактивных отходов в подземном пространстве. Этим исключается необходимость их транспортировки и создания специальных хранилищ. Основное преимущество подземных АЭС - это локализация возможных аварийных ситуаций на ядерных установках, а также многократное снижение вплоть до полного исключения внешних воздействий природного, техногенного и антропогенного характера.

Показано, что для подземных АЭС наиболее целесообразно использовать высоконадежные наиболее мощные корабельные реакторы типа КН-3, успешно зарекомендовавшие себя на крейсерах типа «Петр Великий». Изготовление и испытания энергоблоков в заводских условиях значительно повышает качество их изготовления, а также сокращает сроки строительства станции. Готовые энергомодули доставляются к уже построенным штольням и устанавливаются там для эксплуатации. Благодаря этому технологическому приему сроки строительства не превышают 4-5 лет, тогда как строительство стационарных АЭС занимает не менее 8-10 лет. Использование реакторов именно корабельного типа допускают высокую (до 1% в сек) скорость маневрирования по мощности, что позволяет легко адаптироваться к любому графику внешней нагрузки по электрической и тепловой энергии.

Особо необходимо отметить вывод такой подземной АЭС из эксплуатации. Энергомодуль после выработки ресурса выкатывается из штольни, выведенная из эксплуатации реакторная установка после выгрузки облученного ядерного топлива закатывается вглубь штольни для длительного хранения, а остальное нерадиоактивное оборудование отправляется на судоремонтный завод на переработку. Новые энергомодули взамен выработавших ресурс устанавливаются в те же штольни. Так, помимо многократного использования однажды построенных штолен для размещения новых энергомодулей после окончания срока службы выработавших свой ресурс, значительно сокращаются и сроки создания замещающих энергоблоков.

Использование корабельных реакторов и судостроительных технологий дополнительно позволяет решить многие актуальные проблемы ядерной энергетики и существенно повышает экономическую эффективность станции.

В шестой главе подробно рассмотрены вопросы радиационной хладноломкости и низкотемпературного радиационного охрупчивания перлитных сталей типа 15Х2МФА (15Х2МФАА), как основных факторов, определяющих работоспособность корпусов реакторов. Хрупкое разрушение свидетельствует о недопустимом при температурно-деформационных циклах снижении пластичности, когда металл уже не может снижать пики перенапряжений и они становятся соизмеримыми с прочностью. Это способствует продвижению и катастрофическому росту имеющейся допустимой трещины или недопустимому ее развитию во времени. Именно исчерпание пластичности является определяющим фактором работоспособности и надежной эксплуатации конструкций.

Типичные хрупкие разрушения, обусловленные хладноломкостью, характеризуются малой пластической деформацией, предшествующей разрушению и связанной с этим малой величиной энергии, поглощенной металлом при разрушении.

а) („„-го'с, а„ = 12,6 Дж'см1, х5000

Рис.1. Чашечное (а) и ручьистое (б) строение изломов низколегированной реакторной стали

15Х2МФА

На рис. 1 приведены снимки микроструктуры стали 15Х2МФА. Четко видно (рис. 1а), что для вязкого разрушения характерна тупая, раскрывающаяся трещина, малая скорость ее распространения, значительная пластическая деформация при ее продвижении. Вязкое разрушите характеризуется чашечным строением излома -результатом пластической деформации, которая вызвана движением тупой трещины. При этом вязкому разрушению свойственно наличие волокнистого матового излома, что свидетельствует о том, что для разрушения требовалась определенная работа (металл работоспособен, имеет хорошие свойства). Хрупкое разрушение (рис. 16) характеризуется острой трещиной, большой скоростью ее распространения и практически полным отсутствием пластической деформации при распространении. Трещина движется за счет накопленной упругой энергии. При хрупком разрушении излом имеет кристаллический, блестящий, ручьистый характер. Плоские фасетки показывают отрыв одной части кристалла от другой Кристаллический вид разрушения свидетельствует, что разрушение произошло почти мгновенно, без большой работы, и говорит о неудовлетворительном качестве металла и ненадежности конструкций.

Вид разрушения зависит от многих факторов: химического состава металла, структурного состояния, условий нагружения, температуры и др. Для ферритно-

перлитных сталей (как для практически всех металлов с ОЦК решеткой) характерен четко выраженный эффект хладноломкости: при определенных температурах вязкое разрушения сменяется хрупким (порог хладноломкости). Поэтому для надежности и длительной работоспособности конструкций металл всегда следует эксплуатировать при температурах выше порога хладноломкости.

Опыт эксплуатации первых энергоблоков с реакторами ВВЭР показал, что к известным факторам, влияющим на проявление хладноломкости (понижение температуры, увеличение скорости деформирования, химический состав и структура металла), добавилось и нейтронное облучение. Нейтронное облучение ускоряет деградацию свойств материалов, добавляя к тепловому и радиационное охрупчивание, в связи с чем увеличивается проявление хладноломкости и температура вязко-хрупкого перехода смещается в область более высоких температур. На рис. 2 показано влияние нейтронного облучения различными дозами на температурную зависимость ударной вязкости стали 15Х2МФА.

Рис.2. Влияние нейтронного облучения различными дозами на температурную зависимость ударной вязкости корпусной стали 15Х2МФА: 1-исходное состояние; 2 - ^Обл=210-250°С,.Г=1,5*101®не1ггр/см2; 3- и=120°С,^=4*10|9нейтр/см2 Нагрев облученной стали до температуры, превышающей температуру облучения, повышает термодинамическую неустойчивость различных радиационных дефектов, увеличивает их диффузионную подвижность и приводит к их аннигиляции. Релаксация напряжений от скопления дислокаций и других несовершенств происходит путем передачи деформаций в соседний объем, а не путем образования зародыша хрупкой трещины. Повышенная температура обеспечивает и растворимость фосфора, создавая дополнительные условия для восстановления механических свойств облученных материалов.

При установлении температурного интервала восстановительного отжига важную роль играет соотношение концентраций различных дефектов, их распределение по размерам, расстояние между ними. Эти параметры дефектной структуры зависят от условий облучения и факторов металлургического происхождения - химического состава и структурного состояния материала и штатной термической обработки. Обосновано, что явление радиационного охрупчивания является обратимым и восстановление первоначальных свойств

материала возможно проведением отжига при определенной температуре и длительности. Определяющим фактором при установлении режима термообработки облученного корпуса реактора является выбор температуры отжига, что обусловлено не только природой радиационных повреждений, так как при температурах выше 490-500°С в материалах могут возникнуть напряжения, способные привести к нарушению прочности элементов конструкции. По разработанной РНЦ "Курчатовский институт" технологии "сухого" отжига были проведены восстановительные отжиги корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-

В седьмой главе рассмотрены некоторые вопросы повышения работоспособности конструкционных материалов корпусов реакторов подземных АЭС с целью продления их ресурса. Поскольку возможности металлургии близки к исчерпанию и вряд ли возможно снизить содержание фосфора ниже 0,004 % и меди ниже 0,04 %, продление радиационного ресурса корпусов реакторов и, соответственно, сроков эксплуатации АЭС возможно проведением восстановительного отжига.

Продление ресурса энергоблоков на основе корабельных реакторов КН-3 возможно проведением восстановительных отжигов корпусов по аналогии с отжигом энергетических реакторов. Причем, возможно проведение нескольких (23) отжигов, которые, как показали исследования образцов-свидетелей, не приводят к тепловому охрупчиванию металла. Проведение многократных восстановительных отжигов корпусов реакторов снимет радиационный наклеп и, значит, значительно повысит сопротивление хладноломкости, то есть приблизит к исходной (до облучения). Остаточный сдвиг критической температуры вязко-хрупкого перехода после повторных отжигов будет значительно меньше, чем сдвиг после первого отжига так как будет определяться не нерастворенными преципитатами, а другими дефектами структуры. Неоднократные восстановительные отжиги корпусов позволят продлить их ресурс до полного исчерпания запаса пластичности. На рис. 3 показано восстановление ударной вязкости корпусной стали 15Х2МФА после многократных отжигов корпуса реактора, облученного нейтронами.

1000.

сгДж/см1 150

Исходное состояние

100

50

150 Ц'С

-50

0

50

100

Рис.3. Многократное восстановление ударной вязкости стали 15Х2МФА

после отжига корпуса реактора, облученного нейтронами: 1,2,3 - первый, второй и третий восстановительные отжиги соответственно Важной проблемой безопасности ЯЭУ является возможность коррозионного разрушения наружных поверхностей корпусов реакторов, вследствие невысокой коррозионной стойкости перлитных сталей. В последнее время появились данные о случаях язвенной коррозии корпусов реакторов на ряде американских АЭС. Для исключения коррозионных повреждений нерабочих наружных поверхностей корпуса и повышения их работоспособности предлагается нанесение антикоррозийных покрытий на наружной поверхности (алитирование, диффузионная металлизация хромом и др.). Такое покрытие позволит дополнительно повысить безопасный срок службы ЯЭУ.

Наряду с использованием хромистых нержавеющих сталей типа и

высокопрочных коррозионностойких мартенситностареющих сталей типа 05Х1ЗН4М одним из направлений повышения работоспособности конструкционных материалов корпусов реакторов является использование сплавов титана, которые предлагается использовать для перспективных ЯЭУ. Основанием для их применения в качестве корпусных материалов являются следующие факторы:

- высокая удельная прочность;

- малая активируемость и быстрый спад во времени наведенной радиоактивности титана;

- высокая радиационная стойкость при рабочих температурах (250 - 400°С);

- высокая коррозионная стойкость в природных средах, в том числе в воде и паре при температуре до 400 °С в условиях нейтронного облучения;

- стабильность механических свойств при длительных выдержках;

- освоенность промышленностью России: слитки массой до 18 т, листы толщиной от 0,05 до 135 мм, поковки массой до 20 т, трубы диаметром от 3 до 125 мм;

- большой опыт использования титановых сплавов в атомном кораблестроении: корпуса АЛЛ, трубные системы парогенераторов, теплообменники ЯЭУ и др.;

- высокая технологичность, хорошая свариваемость различными видами сварки при любых толщинах.

В настоящее время значительно снижена стоимость изготовления титановых полуфабрикатов. Применение титановых сплавов для корпусов реакторов позволит отказаться от высокоактивируемой антикоррозионной наплавки, составляющей 30 % стоимости корпуса, и проведения высокого отпуска корпуса для снятия напряжений, что дополнительно повышает его стоимость более чем на 20 %. Поэтому стоимость титанового корпуса реактора становится сопоставима со стоимостью корпуса из перлитных сталей.

Возможные конструкционные материалы для основного оборудования перспективных транспортных ПНУ приведены в таблице._

Наименование узла, системы, детали Тип материала Особенности легирования и некоторые свойства

Оболочки ТВЭЛов: 1) высоконикелевые аустенитные сплавы; 03Х20Н45МБЧ (ЧС-42П) 03Х20Н45МБРЦ(ЧС-43П) Микродобавки бора, иттрия и циркония.

Высокая сопротивляемость

коррозионным повреждениям и

весьма удовлетворительная

пластичность при НТРО

2) титан-циркониевые Титан, легированный Высокая коррозионная стойкость

сплавы; 10-20% Zr при относительно

удовлетворительном сечении

захвата нейтронов

Корпуса реакторов,

парогенераторов,

компенсаторов объема и

другого оборудования ППУ

первого контура ЯЭУ:

1) низколегированные 15Х2МФАА, Замена молибдена на вольфрам.

стали 22К Высокое сопротивление хрупкому

разрушению и относительно высокая

хладноломкость

2) хромистые ферритные Х1ЗМ Относительно высокие

стали коррозионные свойства

3) коррозионно-стойкие 05Х13114М Высокая прочность и хорошая

хромоникелевые стали коррозионная стойкость

4) титановые а-сплавы Высокая прочность, высокая

радиационная и коррозионная

стойкость при рабочих

температурах

Нерабочие наружные Нанесение антикоррозионных

поверхности для покрытий на наружной

повышения коррозионных поверхности

свойств

Уже на современном этапе технического развития возможно создать высокоэффективную и экономичную АЭС. Создание подземных АЭС, то есть таких ядерных энергетических объектов, когда значительно уменьшается вероятность облучения обслуживающего персонала, практически исключается вероятность облучения населения и исключается проникновение к энергоблокам посторонних лиц, имеет очень большое значение в ядерной энергетике. При этом совершенствование конструкционных материалов, типов реакторов, продление эксплуатационного ресурса ГШУ, снятие радиационного воздействия на население и окружающую среду имеют первостепенное значение и обеспечат ресурс АЭС до 100 лет и тем самым повысят их экономическую эффективность.

Основные выводы

1. Утверждается, что ядерная энергетика является неизбежным путем развития топливно-энергетического комплекса и характеризуется как стабильный источник энергии, экономически более выгодный по сравнению с электростанциями на органическом топливе. Низкая стоимость производства электроэнергии на АЭС при более жестких требованиях к конструкционным материалам и технологическим процессам получения полуфабрикатов и изготовления узлов и конструкций достигается, в основном, за счет топливной составляющей.

2. Еще раз показано, что использование ядерной энергии положительно решает многие экологические проблемы: ядерная энергетика не потребляет атмосферного

кислорода и защищает окружающую среду от выбросов парниковых газов, ядовитых и токсичных веществ как при сжигании органического топлива на тепловых станциях, сохраняет гидрологический режим рек и не приводит к затоплению обширных территорий как при строительстве гидроэлектростанций.

3. Обоснована необходимость строительства подземных АЭС малой и средней мощности, особенно в тех государствах, которые имеют большую протяженность территории, например, Север и Дальний Восток России. 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 (землетрясения, падение тяжелого самолета и др.). Главное достоинство этих АЭС, при этом, следует связывать с надежным укрытием атомных энергоблоков, наиболее подверженных нейтронному облучению.

4. Впервые разработан основной комплекс явлений по влиянию нейтронного облучения на основные критерии работоспособности конструкционных материалов основных узлов и блоков реакторов на тепловых и быстрых нейтронах.

5. Обобщение и анализ опыта эксплуатации стационарных и транспортных ядерных энергетических установок и особый учет разработанных основных факторов влияния нейтронного облучения на комплекс свойств и работоспособность конструкционных материалов атомных реакторов позволили обосновать применение для подземных АЭС наиболее мощных высоконадежных корабельных реакторов типа КН-3, вобравших лучшие достижения отечественного реакторостроения и успешно зарекомендовавших себя на тяжелых крейсерах типа "Петр Великий".

6. Еще раз показано отрицательное влияние нейтронного облучения на комплекс механических и физико-химических свойств конструкционных материалов. Это обусловлено тем, что нейтронное облучение ускоряет процессы ползучести, усиливает времешгую зависимость длительной прочности, снижает кратковременную и длительную пластичность в широком диапазоне температур, повышает критическую температуру вязко-хрупкого перехода, снижает коррозионную стойкость, вызывает радиационное распухание и вакансионное порообразование и др.

7. 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, особенно при аварийном останове реактора, когда вследствие резкого снижения температуры происходит переход материала из вязкого состояния в хрупкое, при этом сопротивляемость разрушению корпусов реакторов резко падает.

8. Еще раз показано, что для вязкого разрушения характерна тупая, раскрывающаяся трещина, малая скорость ее распространения, значительная пластическая деформация при ее продвижении. Вязкое разрушение характеризуется чашечным строением излома - результатом пластической деформации, которая вызвана движением тупой трещины. При этом вязкому разрушению свойственно наличие волокнистого матового излома, что

свидетельствует о том, что для разрушения требовалась определенная работа. Хрупкое разрушение характеризуется острой трещиной, большой скоростью ее распространения и практически полным отсутствием пластической деформации при ее распространении. Трещина движется за счет накопленной упругой энергии. При хрупком разрушении излом имеет кристаллический, блестящий, ручьистый характер. Плоские фасетки показывают отрыв одной части кристалла от другой. Кристаллический вид разрушения свидетельствует, что разрушение произошло почти мгновенно, без большой работы, и говорит о неудовлетворительном качестве металла и ненадежности конструкций.

9. На основе анализа опыта эксплуатации энергоблоков с реакторами типа ВВЭР I и II поколений показано, что к известным факторам, влияющим на проявление хладноломкости (понижение температуры, увеличение скорости деформирования, химический состав и структура металла) добавилось и нейтронное облучение, которое ускоряет деградацию свойств конструкционных материалов, добавляет к тепловому и радиационное охрупчивание, в связи с чем увеличивается проявление хладноломкости и температура вязко-хрупкого перехода Тх смещается в область более высоких температур.

10. Утверждается, что нагрев облученной стали до температуры, превышающей температуру облучения, повышает термодинамическую неустойчивость различных радиационных дефектов, увеличивает их диффузионную подвижность и приводит к их аннигиляции. Релаксация напряжений от скопления дислокаций и других несовершенств кристаллической структуры происходит путем передачи деформаций в соседний объем, а не путем образования зародыша хрупкой трещины. Повышенная температура обеспечивает и растворимость фосфора, создавая дополнительные условия для восстановления механических свойств облученных материалов. При этом, еще раз показано, что явление радиационного охрупчивания является обратимым и восстановление первоначальных свойств конструкционных материалов возможно проведением отжига при определенной температуре и длительности. Таким образом, хрупкость и пластичность не являются свойствами материалов, так как при определенных условиях металлы становятся хрупкими или пластичными.

11. Показано, что одним из дальнейших путей повышения работоспособности ядерных энергетических установок и продления их ресурса 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).

12. Указана целесообразность повышения сопротивляемости общей коррозии наружных поверхностей корпусов водо-водяных реакторов из феррито-перлитных сталей путем нанесения специального антикоррозийного покрытия, например, диффузионная металлизация хромом, алитирование и др. Это особенно важно при увеличении срока службы перспективных подземных АЭС.

13. Отмечается необходимость проработки вопросов создания корпусов реакторов из хромистых нержавеющих сталей типа XI3 и высокопрочных коррозионностойких мартенситностареющих сталей типа 05Х1ЗН4М. Создание корпусов реакторов из таких сталей не требует антикоррозийной наплавки,

составляющей до 30 % стоимости корпуса, что позволит еще снизить стоимость и повысить конкурентоспособность АЭС.

14. Показано, что а-сплавы титана 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.

Основные результаты диссертации опубликованы в работах:

1. Петров Э.Л., Пашин В.М., Муратов О.Э., Бурак В.И. Обращение с радиоактивными отходами и радиационная безопасность при выводе из эксплуатации ПАТЭС // Материалы III Межд. конф. "Радиационная безопасность: Транспортирование радиоактивных материалов". - СПб, 2000, с. 229-230.

2. Муратов О.Э., Петров Э.Л. Особенности создания подземных атомных станций повышенной безопасности // Научные ведомости БелГУ, серия "Физика", 2001, №2 (15), с. 140-146.

3. Паршин A.M., Петкова А.П., Муратов О.Э. и др. Вопросы охрупчивания и хладностойкости сталей и сплавов в экстремальных условиях эксплуатации // Труды XV Межд. конф. по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению. -Алушта, 2002, с. 172-173.

4. Муратов О.Э. Подземные АЭС: эффективность и безопасность // Вопросы атомной науки и техники, сер. "Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение", 2002, №6, с. 19-28.

5. Муратов О.Э. Подземные АЭС - перспективный путь повышения эффективности и безопасности ядерной энергетики // Доклады X Международного экологического симпозиума "Урал атомный, Урал промышленный", Екатеринбург, 2002, с. 130-132.

6. Муратов О.Э. Подземные атомные теплоэлектростанции повышенной безопасности // Энергия: экономика, техника, экология, 2002, №11, с.

7. Муратов О.Э. Подземные АЭС на базе судостроительных технологий -перспективный путь повышения эффективности и безопасности ядерной энергетики //АНРИ, 2003, №4 (35), с. 15-27.

8. Муратов О.Э., Петров Э.Л. Подземная атомная станция энергоснабжения и способ ее эксплуатации // Патент РФ № 2218614 от 10.12.2003 г.

9. Муратов О.Э. Подземные АЭС - перспективный путь повышения безопасности ядерной энергетики // Труды III Межд. науч. школы "Моделирование и анализ безопасности и риска в сложных системах (МА БР - 2003)". - СПб, 2003, с. 7884.

Ю.Паршин A.M., Муратов О.Э. Некоторые аспекты увеличения ресурса водо-водяных реакторов АЭС малой мощности // Вестник БелГТУ, 2004, № 8, часть 7, с. 73-79.

П.Тихонов М.Н., Муратов О.Э. Канцерогенный риск: сравнительная характеристика тепловых и атомных электростанций // Труды IV Межд. науч.

школы "Моделирование и анализ безопасности и риска в сложных системах (МА БР - 2004)". - СПб, 2004, с. 521-531.

12.Муратов О.Э., Тихонов М.Н. Канцерогенные риски тепловой и атомной энергетики // Безопасность жизнедеятельности, 2004, №6, с. 32-40.

13.Паршин A.M., Муратов О.Э. Материаловедческие аспекты продления ресурса водо-водяных реакторов АЭС малой мощности // Вопросы атомной науки и техники, сер. "Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение", 2004, №6, в печати.

14.Паршин А.М., Муратов О.Э, Кожевников ОА О применении титановых сплавов для корпусов водо-водяных реакторов // Вопросы атомной науки и техники, сер. "Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение", 2004, №6, в печати.

'"¡зое

Подписано в печать 0£. ОН, Формат 60x84/16. Печать офсетная. Уч. печ. л. 4,0 . Тираж {00 . Заказ

Отпечатано с готового оригинал-макета, предоставленного автором, в типографии Издательства Политехнического университета. 195251, Санкт-Петербург, Политехническая, 29.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. Структурно-физические и конструкторско-технологические аспекты выбора сплавов, их работоспособность и повреждаемость в конструкции.

1.1. Деградация гарантированных свойств металлов в конструкции и пути ее ослабления.

1.1.1. Несовершенство технологического процесса и отступление от требований технических условий и стандартов.

1.1.2. Недостатки проектирования и конструирования.

1.1.3. Отступление от расчетных условий эксплуатации.

1.1.4. Неполное соответствие металла условиям эксплуатации

1.2. Равномерность распада и объемная дилатация.

1.3. Выбор сплавов.

1.4. Уровень структурных напряжений и размерные несоответствия.

1.5. Влияние легирования и пересыщенности твердого раствора.

1.6. Радиационные дефекты и диффузия в сплавах.

ГЛАВА 2. Радиационная повреждаемость и структурно-принудительная рекомбинация металлов.

2.1. Некоторые аспекты физических условий работы конструкционных материалов основных узлов ядерных и термоядерных реакторов.

2.2. Радиационные дефекты в металлах и их эволюция.

2.3. Критерии работоспособности конструкционных материалов ядерных и термоядерных энергетических установок.

2.4. Предвыделение вторичной фазы и свойства сплавов.

2.5. Особенности структурных превращений в аустенитных хромоникелевых сталях и сплавах и их влияние на прочностные и пластические свойства.

ГЛАВА 3. Радиоэкологические аспекты и безопасность объектов ядерной энергетики.

3.1. Воздействие АЭС на окружающую среду.

3.2. Безопасность объектов ядерной энергетики и пути ее обеспечения.

3.3. Радиоактивные отходы - одна из важнейших проблем ядерной энергетики.

3.4. Проблемы вывода из эксплуатации объектов ядерной энергетики.

ГЛАВА 4. Некоторые аспекты эксплуатации стационарных и транспортных ядерных энергетических установок.

4.1. Корпуса реакторов.

4.2. ТВЭЛы, трубопроводы и внутрикорпусные устройства.

4.3. Особенности транспортных ядерных энергетических установок.

ГЛАВА 5. Особенности создания подземных атомных электростанций.

5.1. Обеспечение безопасности при подземном размещении

5.2. Особенности подземных АЭС.

5.3. Преимущества использования корабельных ядерных энергетических установок и судостроительных технологий для подземных АЭС.

5.4. Вывод подземной АЭС на базе судостроительных технологий из эксплуатации.

ГЛАВА 6. Радиационная жладноломкость сталей типа 15Х2МФА и пути снижения вредного влияния нейтронного облучения на работоспособность конструкционных материалов.

6.1. Некоторые специфические вопросы хладноломкости.

6.2. Хладноломкость ферритных сталей в связи с особенностями легирования и структурных превращений.

6.3. Структура и радиационная повреждаемость мартенситно-стареющих сталей.

6.4. Восстановление физико-химических и механических свойств облученных сталей при последующем отжиге корпусов реакторов.

6.5. Мокрый и сухой восстановительный отжиги корпусной стали атомных реакторов.

ГЛАВА 7. Дальнейшие пути повышения надежности и работоспособности конструкционных материалов реакторов подземных АЭС.

7.1. Повышение работоспособности конструкционных материалов корпусов реакторов подземных АЭС с целью продления их ресурса.

7.2. Проведение восстановительных отжигов корпусов реакторов.

7.3. Поверхностное антикоррозионное покрытие корпусов реакторов подземных АЭС.

7.4. Перспективные конструкционные материалы основного оборудования паропроизводительных установок подземных АЭС.

7.5. Целесообразность применения титановых а-сплавов для корпусов реакторов.

Устойчивое развитие человечества невозможно без решения энергетической проблемы, а значит, задачи производства и использования энергии имеют первостепенное значение. Даже с переходом на энергосберегающие технологии потребность в энергии постоянно возрастает и по прогнозам к 2020 году потребление энергии возрастет на 50 - 60% по сравнению с 2000 годом [1]. В настоящее время почти 90% энергии в мире производится за счет ископаемого топлива - угля, нефти, газа, сланцев, негативные последствия использования которого широко известны. Это, главным образом, экологические проблемы, связанные с выбросом в атмосферу огромного количества парниковых газов, ядовитых, токсичных и радиоактивных веществ при сжигании органического топлива.

Дальнейшее развитие углеводородной энергетики приведет к глобальным изменениям климата и свойств атмосферы, так как

91 вырабатываемая на Земле энергия (2,5Л 0 Дж/год) будет сопоставима с переизлучаемой земной поверхностью лучистой энергии Солнца (5,3*1024 Дж/год) [2]. Кроме того, ископаемое органическое топливо, особенно нефть и газ, являются ценнейшим сырьем для многих отраслей промышленности, и их сжигание для выработки энергии ввиду ограниченности и невосполнимости запасов фактически ликвидирует для потомков ее сырьевую базу. При современном уровне потребления энергии разведанные и перспективные запасы углеводородов будут исчерпаны уже в XXI веке.

Экономические аспекты использования ископаемого топлива связаны с колоссальными затратами на его добычу, транспортировку и освоение новых месторождений. Например, в Китае, где энергообеспеченность на душу населения в десятки раз ниже, чем в экономически высокоразвитых странах, свыше 60% всех железнодорожных перевозок приходится на доставку угля для электро- и тепловых станций [3]. Особенно опасна привязка энергетики страны или региона к какому-либо одному виду ископаемого топлива, когда малейший сбой в цепочке "добыча — транспортировка — выработка энергии" приводит к непредсказуемым социально-экономическим последствиям.

Гидроэнергетика также не может решить все энергетические проблемы. Во-первых, гидроресурсы на Земле распределены неравномерно, во-вторых, строительство гидроэнергетических комплексов требует создания крупных водохранилищ, что приводит к затоплению обширных территорий и изменению гидрологического режима рек. Все это в конечном итоге приводит к негативным экологическим и экономическим последствиям.

Очевидно, что энергетическая проблема не может быть решена и в случае использования возобновляемых источников энергии, таких как солнечная, ветровая, геотермальная и т.д. Существующие объективные физические законы обмануть нельзя и КПД технических устройств, улавливающих такую сверхнеплотную энергию крайне низок. Солнечная и ветровая энергетики обладают таким неприятным свойством, что подвержены суточным и сезонным колебаниям и погодным изменениям. Кроме того, солнечная энергетика экономически и энергетически невыгодна: создание такой электростанции мощностью 10 МВт в Калифорнии, где 358 солнечных дней в году, обошлось в 140 млн $, а на производство солнечной батареи надо затратить больше энергии, чем она способна произвести за срок своей службы.

Поэтому решение энергетической проблемы в глобальном масштабе без использования ядерной энергии невозможно. Уместно вспомнить слова академика И.В.Курчатова, сказанные им более полувека назад: "Только необходимость заставляет нас создавать ядерное оружие. Главное направление использования ядерной энергии - атомная энергетика". Мир осознал, что основой большой энергетики будущего может стать только ядерная энергетика, сырьевая база которой практически неисчерпаема.

Для промышленных ядерных энергетических установок в мире были разработаны и созданы различные типы реакторов как на тепловых (ВВЭР, РБМК, LWR, PWR, CANDU и т.д.), так и на быстрых нейтронах (БН, "Fenix"). Наибольшее развитие получили реакторы на тепловых нейтронах, и в настоящее время водо-водяные реакторы на тепловых нейтронах мощностью 1000 и более МВт составляют основу мировой ядерной энергетики. Поэтому в ближайшую перспективу (50 - 70 лет) будет развиваться именно ядерная энергетика, основу которой составят водо-водяные реакторы на тепловых нейтронах нового поколения.

В настоящее время в энергетическом балансе большинства экономически развитых стран ядерная энергетика занимает прочное место и продолжает успешно развиваться. В 31 стране эксплуатируется 440 атомных энергоблоков суммарной установленной мощностью 359,9 ГВт, что составляет около 17 % всей вырабатываемой в мире электроэнергии, а в некоторых странах (Литва, Франция, Швеция, Япония, Бельгия) более половины производимой энергии приходится на атомные станции. Например, во Франции на долю атомных станций приходится около 80% вырабатываемой энергии. В стадии строительства находится 30 энергоблоков общей мощностью 31 ГВт, в том числе и в странах, ранее не имевших АЭС (Иран). Только в 2002 г. в мире (Китай, Корея, Чехия) было введено в эксплуатацию 7 энергоблоков общей мощностью 5,9 ГВт [4].

Помимо развитой ядерной энергетики Россия, США, Великобритания, Франция и Китай обладают атомным флотом, в основном подводным. За всю историю атомного флота в СССР (и России) было построено 254 атомных подводных лодок (более половины построенных в мире), в том числе уникальные, не имеющие мировых аналогов, с глубиной погружения 1000 метров [5]. Кроме подводных лодок в составе атомного флота и самые разнообразные надводные корабли (авианосцы и крейсера) и суда (ледоколы, сухогрузы и лихтеровоз). Число транспортных ядерных установок в мире достигает почти тысячи. Ядерные энергетические установки широко используются и для космических аппаратов.

Почти полувековой опыт развития атомной энергетики подтвердил ее несомненные достоинства, но одновременно выявил и недостатки, присущие ей в настоящее время. Ядерная энергетика положительно решает многие экологические проблемы, так как не потребляет ценного природного сырья и атмосферного кислорода, не выбрасывает в атмосферу парниковых газов и ядовитых веществ, и стабильно обеспечивает получение самой дешевой энергии. Однако в природе не существует более опасного энергоносителя, чем ядерное топливо. Если свежий топливный элемент абсолютно безопасен, то после цепной реакции он содержит множество радионуклидов - продуктов деления урана, которые излучают тысячи рентген. В реакторах на тепловых нейтронах почти 99 % топлива идет в отходы, которые из-за содержания в них долгоживущих радионуклидов нельзя безопасно ни уничтожить, ни захоронить. Периоды полураспада содержащихся в отработавшем ядерном топливе изотопов 99Тс и 237Np, которые обладают очень высокой радиотоксичностью, составляют 2,12* 105 и 2,14* 106 лет соответственно, и прогнозировать состояние могильников на такой срок невозможно.

Для АЭС, как для любой сложной технической системы, всегда существует вероятность аварии. Анализ вероятностных показателей безопасности показал, что частота повреждений активной зоны от внутренних исходных событий для действующих АЭС составляет ~10"5 '/реактор*год. Несмотря на столь малую вероятность тяжелая авария на АЭС по своим последствиям несопоставима с самыми тяжелыми авариями любых промышленных или транспортных объектах. Чернобыльская катастрофа подтвердила глобальный характер последствий тяжелой аварии на АЭС, поэтому вопросы безопасности ядерной энергетики всегда должны быть на первом месте.

Помимо отказа технических средств авария может произойти и из-за неправильных действий персонала. Тяжелая ядерная авария при перезарядке реактора на АПЛ К-314 (самая крупная авария в Военно-морском флоте СССР и России) в бухте Чажма с выбросом в окружающую среду около 7 млн Ки активности также произошла вследствие нарушения технологии персоналом судоремонтного завода. Кроме того, авария может произойти и из-за внешних воздействий природного или техногенного характера (землетрясение, цунами, падение тяжелого самолета, диверсии и т.д.). События 11 сентября 2001 года в США показали, что падение тяжелого самолета может произойти не только в результате аварии, ни в случае террористического акта. Поэтому вероятностный подход к оценке такого события неприменим и в случае целенаправленных действий вероятность тяжелой аварии равна единице, хотя риск террористического акта с использованием угнанного пассажирского самолета даже не рассматритривается в нормативных документах Комиссии по ядерному регулированию США и Госатомнадзора РФ.

Недостаточная безопасность существующих АЭС, подтвержденная тяжелыми авариями на АЭС "Тримайл-Айленд" (США, 1979 г.) и Чернобыльской АЭС (СССР, 1986 г.), вызвала серьезную озабоченность населения и потребовала от специалистов нового подхода к созданию реакторов 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.

Ядерная энергетика - беспрецедентный шаг в научно-техническом развитии - одновременно требует и адекватного повышения и соблюдения технологической дисциплины, филигранного инженерного конструирования, неукоснительного исполнения эксплуатационной документации, высочайшей культуры технического мышления.

Такой подход использования самых новейших достижений не только ядерной энергетики, но и таких отраслей, как судостроения, химия, электроника и др., на всех этапах жизненного цикла АЭС от эскизного проектирования до вывода из эксплуатации позволит создать такие станции, когда даже при гипотетической аварии не произойдет радиоактивного загрязнения окружающей среды и не потребуется эвакуация населения.

Кардинальным путем повышения безопасности АЭС является их подземное размещение. Укрытие кровлей из природной породы ядерно- и радиационноопасных блоков станции локализует последствия любой ядерной даже запроектной) и радиационной аварии в герметичном подземном пространстве. Толща земного слоя является надежной защитой и от любого внешнего воздействия — падения тяжелых самолетов, крупных метеоритов, применения бетонобойных снарядов, бомб, средств воздушно-космического нападения, а также диверсий и террористических актов.

Вторым важным преимуществом подземных АЭС является возможность переработки и хранения радиоактивных отходов в подземном пространстве. Этим исключается необходимость их транспортировки и создания специальных хранилищ, что чревато радиационной аварией.

Неотъемлемая часть безопасности - надежность и прочность элементов оборудования, трубопроводов, конструкций и т.д. Специфика условий работы конструкционных материалов основных узлов и оборудования ядерных энергетических установок потребовала выработки нового подхода к созданию конструкционных материалов, технологии изготовления и оценки работоспособности.

Эксплуатация первых АПЛ и опытно-промышленных реакторов продвинули науку о прочности и металловедение далеко вперед. Появились данные об изменении свойств конструкционных материалов под действием нейтронного и гамма-излучения, об изменении прочностных характеристик конструкционных материалов под воздействием мощных потоков нейтронов (1014 н/см2*с в реакторах на тепловых нейтронах и до 1016 н/см2*с в реакторах на быстрых нейтронах) и др. Сформировался новый раздел материаловедения - радиационное материаловедение, изучающее свойства конструкционных материалов и их изменение под действием облучения.

Дальнейшее развитие ядерной энергетики ставит перед физикой твердого тела и радиационным материаловедением ряд сложных задач фундаментального и прикладного характера, связанных с низкой стойкостью материалов под облучением. Вопросы работоспособности и надежности конструкционных материалов весьма актуальны в связи с увеличением ресурса проектируемых и возможным продлением срока службы действующих реакторов до 60-80 и более лет. Поэтому необходимо уделить особое внимание теоретическим и прикладным вопросам влияния временного фактора в условиях непрерывного нарастания нейтронного облучения и гамма-излучения на комплекс механических, химических, коррозионных и других свойств.

Важнейшими факторами, влияющими на работоспособность конструкционных материалов ядерных энергетических установок, являются упрочнение и охрупчивание. Необходимо отметить, что сверхпластичности и хрупкости нет, а есть условия, при которых стали и сплавы переходят в сверхпластичное и хрупкое состояние. В таком случае преждевременное (относительно расчетного) хрупкое разрушение свидетельствует о недопустимом при определенных температурно-временных или температурно-деформационных циклах снижении пластичности, когда металл более не может снимать пики перенапряжения, и они становятся соизмеримыми с прочностью. Это способствует продвижению или росту имеющейся трещины или зарождению и недопустимому развитию ее во времени. Таким образом, исчерпание пластичности является определяющим фактором в работоспособности конструкций и их надежной эксплуатации. Увеличение склонности металла к хрупкому разрушению вследствие потери пластичности и ограничивает эксплуатационный ресурс корпусов реакторов.

Изменение физико-механических свойств конструкционных материалов в процессе нейтронного облучения в значительной мере определяется характером взаимодействия дислокационной структуры со сложным комплексом радиационных дефектов. Процессы образования и эволюции радиационных повреждений, процессы их аннигиляции зависят не только от условий нейтронного облучения, но и от структурного состояния металла на различных этапах распада твердого раствора при температурно-временных и температурно-деформационных циклах.

Восстановление свойств конструкционных материалов возможно созданием условий, приводящих к устранению радиационно-индуцированных структурных повреждений. Нагрев стали выше температуры облучения повышает диффузионную подвижность точечных дефектов и является предпосылкой для появления термодинамической неустойчивости различных радиационных дефектов, создавая, таким образом, условия для восстановления ее физико-механических свойств. Поэтому один из дальнейших путей повышения работоспособности и надежности ядерных энергетических установок следует связывать со снятием радиационной повреждаемости корпусов реакторов при приложении к ним специального отжига для возрождения хладностойкости феррито-перлитных сталей.

Вопросы радиационной хладноломкости, как одного из важнейших факторов, определяющих работоспособность и надежность конструкционных материалов, имеют большое значение и при аварийной остановке реактора. В этом случае вследствие резкого снижения температуры происходит переход порога хладноломкости и разрушение металла может произойти без большой работы - металл становится ненадежным.

Вопросам создания особо защищенных подземных АЭС, а также совершенствования конструкционных материалов, типов реакторов, продления эксплуатационного ресурса ППУ, снятия радиационного воздействия на население и окружающую среду и посвящена настоящая работа.

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ

1. Утверждается, что ядерная энергетика является неизбежным путем развития топливно-энергетического комплекса и характеризуется как стабильный источник энергии, экономически более выгодный по сравнению с электростанциями на органическом топливе. Низкая стоимость производства электроэнергии на АЭС при более жестких требованиях к конструкционным материалам и технологическим процессам получения полуфабрикатов и изготовления узлов и конструкций достигается, в основном, за счет топливной составляющей.

2. Еще раз показано, что использование ядерной энергии положительно решает многие экологические проблемы: ядерная энергетика не потребляет атмосферного кислорода и защищает окружающую среду от выбросов парниковых газов, ядовитых и токсичных веществ как при сжигании органического топлива на тепловых станциях, сохраняет гидрологический режим рек и не приводит к затоплению обширных территорий как при строительстве гидроэлектростанций.

3. Обоснована необходимость строительства подземных АЭС малой и средней мощности, особенно в тех государствах, которые имеют большую протяженность территории, например, Север и Дальний Восток России. 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 (землетрясения, падение тяжелого самолета и др.). Главное достоинство этих АЭС, при этом, следует связывать с надежным укрытием атомных энергоблоков, наиболее подверженных нейтронному облучению.

4. Впервые разработан основной комплекс явлений по влиянию нейтронного облучения на основные критерии работоспособности конструкционных

Ф. материалов основных узлов и блоков реакторов на тепловых и быстрых нейтронах.

5. Обобщение и анализ опыта эксплуатации стационарных и транспортных ядерных энергетических установок и особый учет разработанных основных факторов влияния нейтронного облучения на комплекс свойств и работоспособность конструкционных материалов атомных реакторов позволили обосновать применение для подземных АЭС наиболее мощных высоконадежных корабельных реакторов типа КН-3, вобравших лучшие достижения отечественного реакторостроения и успешно зарекомендовавших себя на тяжелых крейсерах типа "Петр Великий".

6. Еще раз показано отрицательное влияние нейтронного облучения на комплекс механических и физико-химических свойств конструкционных материалов. Это обусловлено тем, что нейтронное облучение ускоряет процессы ползучести, усиливает временную зависимость длительной прочности, снижает кратковременную и длительную пластичность в широком диапазоне температур, повышает критическую температуру вязко-хрупкого перехода, снижает коррозионную стойкость, вызывает радиационное распухание и вакансионное порообразование и др.

7. 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, особенно при аварийном останове реактора, когда вследствие резкого снижения температуры происходит переход материала из вязкого состояния в хрупкое, при этом сопротивляемость разрушению корпусов реакторов резко падает.

8. Еще раз показано, что для вязкого разрушения характерна тупая, раскрывающаяся трещина, малая скорость ее распространения, значительная пластическая деформация при ее продвижении. Вязкое разрушение характеризуется чашечным строением излома — результатом пластической деформации, которая вызвана движением тупой трещины. При этом вязкому разрушению свойственно наличие волокнистого матового излома, что свидетельствует о том, что для разрушения требовалась определенная работа. Хрупкое разрушение характеризуется острой трещиной, большой скоростью ее распространения и практически полным отсутствием пластической деформации при ее распространении. Трещина движется за счет накопленной упругой энергии. При хрупком разрушении излом имеет кристаллический, блестящий, ручьистый характер. Плоские фасетки показывают отрыв одной части кристалла от другой. Кристаллический вид разрушения свидетельствует, что разрушение произошло почти мгновенно, без большой работы, и говорит о неудовлетворительном качестве металла и ненадежности конструкций.

9. На основе анализа опыта эксплуатации энергоблоков с реакторами типа ВВЭР I и II поколений показано, что к известным факторам, влияющим на проявление хладноломкости (понижение температуры, увеличение скорости деформирования, химический состав и структура металла) добавилось и нейтронное облучение, которое ускоряет деградацию свойств конструкционных материалов, добавляет к тепловому и радиационное охрупчивание, в связи с чем увеличивается проявление хладноломкости и температура вязко-хрупкого перехода Тк смещается в область более высоких температур.

10. Утверждается, что нагрев облученной стали до температуры, превышающей температуру облучения, повышает термодинамическую неустойчивость различных радиационных дефектов, увеличивает их диффузионную подвижность и приводит к их аннигиляции. Релаксация напряжений от скопления дислокаций и других несовершенств кристаллической структуры происходит путем передачи деформаций в соседний объем, а не путем образования зародыша хрупкой трещины. Повышенная температура обеспечивает и растворимость фосфора, создавая дополнительные условия для восстановления механических свойств облученных материалов. При этом, еще раз показано, что явление радиационного охрупчивания является обратимым и восстановление первоначальных свойств конструкционных материалов возможно проведением отжига при определенной температуре и длительности. Таким образом, хрупкость и пластичность не являются свойствами материалов, так как при определенных условиях металлы становятся хрупкими или пластичными.

11.Показано, что одним из дальнейших путей повышения работоспособности ядерных энергетических установок и продления их ресурса 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).

12.Указана целесообразность повышения сопротивляемости общей коррозии наружных поверхностей корпусов водо-водяных реакторов из феррито-перлитных сталей путем нанесения специального антикоррозийного покрытия, например, диффузионная металлизация хромом, алитирование и др. Это особенно важно при увеличении срока службы перспективных подземных АЭС.

13.Отмечается необходимость проработки вопросов создания корпусов реакторов из хромистых нержавеющих сталей типа XI3 и высокопрочных коррозионностойких мартенситностареющих сталей типа 05X1ЗН4М. Создание корпусов реакторов из таких сталей не требует антикоррозийной наплавки, составляющей до 30 % стоимости корпуса, что позволит еще снизить стоимость и повысить конкурентоспособность АЭС. 14.Показано, что а-сплавы титана 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.

184

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Уже на современном этапе технического развития возможно создать высокоэффективную, экономичную и безопасную АЭС. Создание подземных АЭС, то есть таких ядерных энергетических объектов, когда значительно уменьшается вероятность облучения обслуживающего персонала, практически исключается вероятность облучения населения и исключается проникновение к энергоблокам посторонних лиц, имеет очень большое значение в ядерной энергетике.

Подземное размещение АЭС позволяет решить главные проблемы ядерной энергетики - обеспечение безопасности населения и окружающей среды при любой, даже запроектной аварии, и надежное обращение с радиоактивными отходами.

Вопросы повышения работоспособности основных конструкционных материалов ядерных энергетических установок имеют определяющее значение в обеспечении надежной и безопасной эксплуатации энергоблоков АЭС в течение всего срока службы. При этом совершенствование конструкционных материалов, типов реакторов, продление эксплуатационного ресурса ППУ, снятие радиационного воздействия на население и окружающую среду имеют первостепенное значение и обеспечат ресурс АЭС до 100 лет и тем самым повысят их экономическую эффективность, а использование перспективных конструкционных материалов дополнительно сократит сроки и затраты на вывод энергоблоков из эксплуатации.

185

1. XV Конгресс Мирового энергетического совета (МИРЭС) // Теплоэнергетика, 1993, № 6, с. 2-7.

2. Бомко В.А., Карнаухов И.М., Лапшин В.И. Усилитель мощности — основа атомной энергетики XXI века: обзор. Харьков: Препринт ННЦ ХФТИ, 2001.-50 с.

3. Муратов О.Э. Подземные атомные теплоэлектростанции повышенной безопасности // Энергия: экономика, техника, экология, 2002, №11, с. 9-14.

4. Бюллетень по атомной энергии, 2003, № 6, с. 81.

5. Подводный фронт "холодной войны": сборник. — М.: ООО "Издательство Act"; СПб.: Terra Fantastica, 2002. 480 с.

6. Паршин A.M. Структура, прочность и пластичность нержавеющих и жаропрочных сталей и сплавов, применяемых в судостроении. Л.: Судостроение, 1972. - 288 с.

7. Паршин A.M. Пути устранения хрупкого разрушения изделий из стали 1Х18Н9Т. Л.: ЛДНТП, 1961. - 28 с.

8. Станюкович А.В. Хрупкость и пластичность жаропрочных материалов. — М.: Металлургия, 1967. 199 с.

9. Азбукин В.Г., Баландин Ю.Ф., Павлов В.Н. Коррозионно-стойкие стали и сплавы для оборудования трубопроводов АЭС. — Киев: Наукова думка, 1983.- 142 с.

10. Баландин Ю.Ф., Горынин И.В., Звездин Ю.И. Конструкционные материалы АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1984. - 280 с.

11. Богоявленский В.Л. Коррозия сталей на АЭС с водным теплоносителем. — М.: Энергоатомиздат, 1984. — 168 с.

12. Капырин Г.И., Паршин A.M. Причины разрывов и повреждений труб поверхностей нагрева котлов высоких и сверхвысоких параметров // Металловедение. Л.: Судостроение, 1956, № 9, с. 51-61.

13. Паршин A.M., Горынин И.В., Азбукин В.Г. Жаропрочность и стойкость против межкристаллитной коррозии сплавов типа Х20Н45. J1.: ЛДНТП, 1971.-28 с.

14. Паршин A.M. Структура и радиационное распухание сталей и сплавов. -М.: Энергоатомиздат, 1983. 56 с.

15. Масленков С.Б. Легирование и термическая обработка жаропрочных сплавов//МиТОМ, 1977, №10, с. 15-19.

16. Паршин A.M., Ушков С.С., Ярмолович И.И. О растрескивании титановых сплавов при старении // Технология легких сплавов. М.: ВИЛС, 1974, № 1, с. 53-58.

17. Паршин A.M. Структура, прочность и радиационная повреждаемость коррозионно-стойких сталей и сплавов. Челябинск: Металлургия, 1988. -656 с.

18. Завьялов А.С., Сенченко М.И. Процессы при отпуске легированных сталей //Металловедение.— Л.: Судпромгиз, 1958, с. 82-103.

19. Паршин A.M., Неклюдов И.М., Гуляев Б.Б. Структура и свойства сплавов (некоторые вопросы металловедения и прочности). М.: Металлургия, 1993.-318 с.

20. Уэрт Ч., Томсон Р. Физика твердого тела / Пер.с англ. М.: Мир, 1966.-256 с.

21. Киттель Ч. Введение в физику твердого тела / Пер. с англ. М.: Физматгиз, 1963.-696 с.

22. Физическое металловедение / Под ред. Р.Кана; Пер. с англ. М.: Мир, 1968, Вып. 3.-485 с.

23. Брут Т., Хам Р.К. Влияние точечных дефектов на свойства металлов. Вакансии и точечные дефекты / Пер. с англ. М.: Металлургиздат, 1961. -с.

24. Дамас К.А., Днис Дж. Точечные дефекты в металлах / Пер. с англ. М.: Мир, 1965.-291 с.

25. Лариков Л.Н., Боримская С.Г. Влияние облучения на ячеистую стадию распада в сплаве никель-бериллий // Вопросы атомной науки и техники, сер. "Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение", 1981, Вып. 4(18), с. 65-67.

26. Лариков Л.Н. Влияние облучения на ячеистую стадию распада в сплаве никель-бериллий // Вопросы атомной науки и техники, сер. "Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение", 1981, Вып. 3(17), с. 32-43.

27. Васильков Н.Е., Паршин A.M. Физические аспекты охрупчивания и коррозионного растрескивания нержавеющей мартенситно-стареющей стали // Вопросы атомной науки и техники, сер. "Термоядерный синтез", 1986, с. 48-53.

28. Писаренко Г.С., Киселевский В.Н. Прочность и пластичность материалов в радиационных потоках. Киев: Наукова думка, 1978. - 284 с.

29. Bement A.L. Irradiation Effects on Structural Materials // Rev. Roum. Phys., 1972, Vol. 17, #4, p. 505-517.

30. Зеленский В.Ф., Казачковский О.Д., Решетников Ф.Г. Вопросы атомной науки и техники, сер. "Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение", 1981, Вып. 4(18), с. 3-18.

31. Зеленский В.Ф., Неклюдов И.М., Ожегов Л.С. и др. Некоторые проблемы физики радиационных повреждений материалов. — Киев: Наукова думка, 1979.-239 с.

32. Орлов В.В., Альтовский И.В. Условия работы материалов первой стенки термоядерных реакторов // Вопросы атомной науки и техники, сер. "Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение", 1981, Вып. 1(15), с. 9-16.

33. Зеленский В.Ф., Неклюдов И.М., Черняева Т.П. Радиационные дефекты и распухание металлов. Киев: Наукова думка, 1988. - 293 с.

34. Индебом В.Л., Кирсанов В.В., Орлов А.Н. Радиационные дефекты в кристаллах // Вопросы атомной науки и техники, сер. "Физикарадиационных повреждений и радиационное материаловедение", 1982, ^ Вып. 2(21), с. 3-22.

35. Vajda P. Anisotropy of Electron Radiation Damage in Metal Crystals // Rev. Mod. of Phys., 1977, Vol. 49, # 3, p. 481-521.

36. Кирсанов B.B., Суворов A.JI., Трушин Ю.В. Проблемы радиационного дефектообразования в металлах. — М.: Энергоатомиздат, 1985. 272 с.

37. Конобеевский С.Т. Действие облучения на материалы. М.: Атомиздат, 1967.-402 с.

38. Орлов А.Н., Трушин Ю.В. Энергия точечных дефектов в металлах. М.: Энергоатомиздат, 1983. - 80 с.

39. Кирсанов В.В. ЭВМ эксперимент в атомном материаловедении. - М.: Энергоатомиздат, 1990. - 304 с.f; 40. Томпсон М. Дефекты и радиационные повреждения в металлах / Пер. сангл. М.: Мир, 1968. - 367 с.

40. Индебом В.Л. Новая гипотеза о механизме радиационно-стимулированных процессах // Письма в ЖТФ, 1979, т. 5, вып. 8, с. 489-492.

41. Радиационная повреждаемость конструкционных материалов / Под ред. А.М.Паршина и А.Н.Тихонова. СПб.: Изд-во СПбГТУ, 2000 - 296 с.

42. Seeger A. Radiation Damage in Solids // Vienna: Inst. Atom. Energy Agency, 1962, p. 531-545.

43. Ибрагимов Ш.Ш., Кирсанов B.B., Пятилетов Ю.С. Радиационные повреждения металлов и сплавов. — М.: Энергоатомиздат, 1985. — 240 с.

44. Паршин A.M., Тихонов А.Н., Бондаренко Г.Г., Кириллов Н.Б. Радиационная повреждаемость и свойства сплавов. СПб.: Политехника, 1995.-302 с.

45. Паршин A.M., Разуваева И.Н., Ушков С.С. Структура, прочность и пластичность дисперсионно-упрочняемого р-сплава титана и рациональныеобласти его применения. Л.: ЛДНТП, 1973. - 28 с.

46. Паршин A.M. Радиационная повреждаемость конструкционных материалов и пути ее ослабления. Л.: ЛДНТП, 1983. - 36 с.

47. Муратов О.Э., Тихонов М.Н. Канцерогенные риски тепловой и атомной энергетики // Безопасность жизнедеятельности, 2004, №6, с. 32-40.

48. Довгуша В.В., Тихонов М.Н., Егоров Ю.Н. и др. Радиационная обстановка на Северо-Западе России. — Мурманск: Мурманское книжное изд., 1999.-224 с.

49. Тихонов М.Н., Муратов О.Э. Канцерогенный риск: сравнительная характеристика тепловых и атомных электростанций // Труды IV Межд. науч. школы "Моделирование и анализ безопасности и риска в сложных системах (МАБР-2004)". -СПб, 2004, с. 521-531.

50. Муратов О.Э. Подземные АЭС перспективный путь повышения эффективности и безопасности ядерной энергетики // Доклады X Международного экологического симпозиума "Урал атомный, Урал промышленный", Екатеринбург, 2002, с. 130-132.

51. В.В.Довгуша, М.Н.Тихонов, Егоров Ю.Н. и др. Радиационная обстановка в Восточной Сибири. СПб.: Полиграф-Ателье, 2001. - 240 с.

52. Муратов О.Э. Подземные АЭС перспективный путь повышениг безопасности ядерной энергетики // Труды III Межд. науч. школы "Моделирование и анализ безопасности и риска в сложных системах (МА БР - 2003)". - СПб,, 2003, с. 78-84.

53. Муратов О.Э. Подземные АЭС: эффективность и безопасность // Вопросы атомной науки и техники, серия "Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение", 2002, №6, с. 19-28.

54. Сравнительная качественная и количественная оценки жидких радиоактивных отходов АЭС / Орлова Е.И., Сахарова Р.Г., Смиренная В.А. и др. // Радиационная безопасность и защита АЭС. Вып. 8. М.: Энергоатомиздат, 1984, с. 114-118.

55. Савченко В.А., Сковородько С.И. Прекращение эксплуатации АЭС по истечении их срока службы / Атомная энергетика. М.: изд. ВИНИТИ, 1985, т. 4.- 121 с.

56. Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов / Под общ. ред. И.В.Горынина. М.: Энергоиздат, 1981. - 192 с.

57. Муратов О.Э. Материаловедческие аспекты продления ресурса водо-водяных реакторов АЭС малой мощности // Вопросы атомной науки и техники, сер. "Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение", 2004, №6, в печати.

58. Карзов Г.П. Броня для атома. В кн.: По пути созидания. / Под ред. И.В.Горынина. СПб.: ЦНИИ КМ "Прометей", 1999, с. 78-95.

59. Алешин B.C., Кузнецов Н.М., Саркисов А.А. Судовые ядерные реакторы. — Л.: Судостроение, 1968. —492 с.

60. Цыканов В.А., Давыдов Е.Ф. Радиационная стойкость тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. — М.: Атомиздат, 1977. — 134 с.

61. Паршин A.M., Тихонов А.Н. Коррозия металлов в ядерном энергомашиностроении. СПб.: Политехника, 1994. - 93 с.

62. Богоявленский В.Л. Коррозия сталей на АЭС с водным теплоносителем. -М.: Энергоатомиздат, 1984. 168 с.

63. Василенко И.И., Мелехов Р.К. Коррозионное растрескивание сталей. -Киев: Наукова думка, 1977. 264 с.

64. Гладков Г.А. Создание реакторной установки для АПЛ // Атомная энергия, 1992, т. 73, вып. 4, с 319-321.

65. Букринский A.M. Развитие концепции безопасности АЭС России // Атомная энергия, 1994, т. 76, вып. 4, с. 273-281.

66. Ковалевич О.М., Букринский A.M., Слуцкер В.П., Владыков Г.М. Состояние и развитие норм и правил в области использования атомной энергии // Атомная энергия, 1994, т. 76, вып. 2, с. 135-40.

67. Митенков Ф.М. Концепции и проектные решения реакторов нового поколения // Атомная энергия, 1993, т. 74, вып. 4, с 290-294.

68. Клемин А.И. Надежность ядерных энергетических установок: основы расчета. М.: Энергоатомиздат, 1987. - 344 с.

69. Болгаров С.П., Воронцов А.В. Перспективы и проблемы развития судовых АЭУ // Судостроение, 1990, № 9, с. 17-20.

70. Соловьев А.И., Каминскмй В.Ю. Надежность и безопасность АЭС. СПб.: Изд-во СПбГТУ, 1999. - 346 с.

71. Ядерные взрывы в СССР. Северный испытательный полигон. Справочная информация.-СПб.: 1999.75. Мельников Н.Н., Конухин В.П., Наумов В.А. Подземные атомные станции.- Апатиты.: Изд-во Кольского науч. центра РАН, 1992. 138 с.

72. Муратов О.Э. Подземные АЭС: эффективность и безопасность // Вопросы атомной науки и техники, сер. "Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение", 2002, №6, с. 19-28.

73. Муратов О.Э., Петров Э.Л. Особенности создания подземных атомных станций повышенной безопасности // Научные ведомости БелГУ, сер. "Физика", 2001, №2 (15), с. 140-146.

74. Корякин Ю.И. Окрестности ядерной энергетики России: новые вызовы. -М.: ГУП НИКИЭТ, 2002. 334 с.

75. Small reactor return //Nuclear Engineering International, 2002, v. 47, No 579, p. 24-25.

76. Муратов О.Э. Подземные АЭС на базе судостроительных технологий -перспективный путь повышения эффективности и безопасности ядерной энергетики // АНРИ, 2003, №4 (35), с. 15-27.

77. Муратов О.Э., Петров Э.Л. Подземная атомная станция энергоснабжения и способ ее эксплуатации // Патент РФ № 2218614 от 10.12.2003 г.

78. Хрестоматия и специальные вопросы металловедения / Под ред. А.М.Паршина и А.Н.Тихонова. СПб.: Изд-во СПбГТУ, 1998. - 304 с.

79. Шевандин Е.М., Разов И.А. Хладноломкость и предельная пластичность металлов в судостроении. Л.: Судостроение, 1965. - 336 с.

80. Уманский Я.С., Финкелыитейн В.Н., Блантер М.Е. и др. Физическое металловедение. М.: Металлургиздат, 1955. - 724 с.

81. Васильков Н.Б., Назаров А.Л., Паршин A.M. Природа коррозионного растрескивания нержавеющей мартенситной стали и пути его предотвращения // Вопросы судостроения, сер. "Металловедение", 1977, вып. 25, с. 3-8.

82. Васильков Н.Б., Макарова Н.Л., Паршин A.M. Влияние структурных превращений на упрочнение и охрупчивание хромоникелевой стали мартенситного класса // Вопросы судостроения, сер. "Металловедение", 1976, вып. 23, с. 3-12.

83. Паршин A.M., Васильков Н.Б. Структура, прочность и пластичность хромоникелевых мартенситностареющих сталей и радиационные области их применения. Л.: ЛДНТП, 1981. - 24 с.

84. Казанцев В.А., Шамардин В.К. Проблемы конструкционных материалов первой стенки термоядерных реакторов, связанные с радиационными эффектами / Исследование и разработка материалов для реакторов термоядерного синтеза. -М.: Наука, 1981, с. 19-35.

85. Одинцов Н.Б., Паршин A.M., Кожевников О.А. Влияние структурных превращений на взаимодействие водорода с радиационными дефектами в а-сплавах титана / Радиационная физика металлов и сплавов. Тбилиси.: ИФ АНГССР, 1979, с. 34-38.

86. Крюков A.M. Обоснование продления радиационного ресурса корпусов реакторов ВВЭР-440 // Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук. 1994, РНЦ "Курчатовский институт", 250 с.

87. Александров А.Н., Морозов С.К., Николаев А.Г. Температурное состояние корпуса при восстановительной термообработке для продления радиационного ресурса // Атомные электростанции. М.: Энергоиздат, 1987.-Вып. 9.

88. Potapovs U., Hawthorne J.R., Serpan C.Z. Notch Ductility Properties of SM-1A Reactor Pressure Vessel Following the in Place Annealing Operation // Nucl. Appl., 1968, Vol. 56, p. 389.

89. Motte F. Low-Temperature Annealing of the BR-3 Reactor Vessel // Bull. Sci. Assoc. elec. Sortis Inst. elec. Monteflore, 1985, Vol. 98, No 1, p. 30-43.

90. Радиационная повреждаемость и работоспособность конструкционных материалов / Под ред. А.М.Паршина и П.А.Платонова. СПб.: Политехника, 1997.-312 с.

91. Паршин A.M., Муратов О.Э. Материаловедческие аспекты продления ресурса водо-водяных реакторов АЭС малой мощности // Труды XVI Межд. конф. по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению. Алушта, 2004, с. 130-131.

92. Николаева А.В., Николаев Ю.А., Кеворкян Ю.Р. Зернограничная сегрегация фосфора в низколегированной стали // Атомная энергия, 2001, т. 91, вып. 1, с. 20-27.

93. Топилин B.C. Положение с выводом из эксплуатации, демонтажом и утилизацией атомных подводных лодок в России // Материалы Международного научного семинара "Проблемы вывода из эксплуатации и утилизации атомных подводных лодок". -М.: 1995, с.23-25.

94. Паршин A.M., Муратов О.Э. Некоторые аспекты увеличения ресурса водо-водяных реакторов АЭС малой мощности // Вестник БелГТУ, 2004, № 8, часть 7, с. 73-79.

95. Атомная техника за рубежом, 2002, № 8, с. 31.

96. Паршин A.M., Жуков В.А., Петкова А.П. Особенности радиационной хладноломкости и пути повышения работоспособности материалов корпусов реакторов // Труды НПО ЦКТИ "Атомное энергомашиностроение". СПб.: 2002, вып. 282, с. 258-266.

97. Зеленский В.Ф., Кирюхин Н.М., Неклюдов И.М. и др. Высокотемпературное радиационное охрупчивание материалов. -Харьков: Препринт ХФТИ, 1983. 50 с.

98. Суворов Н.В. Титановые сплавы материал энергетики XXI века // Научно-технические ведомости СПбГТУ, 2002, № 3, с. 37-40.

99. Ильин В.Е., Колесников А.И. Подводные лодки России. Иллюстрированный справочник. М.: "Астрель", 2002. — 286 с.

100. Паршин A.M., Муратов О.Э., Кожевников О.А. О применении титановых сплавов для корпусов водо-водяных реакторов // Труды XVI Межд. конф. по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению. -Алушта, 2004, с. 151-152.