Обоснование выбора состава малоактивируемых конструкционных материалов на основе железа, ванадия и титана

• Автор: Аленина, Маргарита Валерьевна
• Шифр специальности: 01.04.07
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 1999
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 84 с. : ил.

Содержание
Введение
Глава 1 Разработка конструкционных малоактивируемых материалов
(МАМ) для атомных и термоядерных установок.
1.1 Концепция малоактивируемых конструкционных материалов
1.2 Библиографическая многотабличная реляционная база данных по малоактивируемы материалам
1.3 Наукометрический анализ информационного потока по МАМ
1.4 Нейтронный спектр установок
1.5 Оценка риска последствий аварийных ситуаций при использовании
новых материалов
1.6 Классификация радиоактивных отходов и способы их захоронения
Глава 2 Развитие программного обеспечения для оценки активации и
мощности дозы
2.1 Имеющиеся в настоящее время программное обеспечение и библиотеки ядерных данных
2.2 Расчет активности
2.3 Расчет мощности дозы
2.4 Электронный атлас активации
Глава 3 Применение изотопно-обогащенных элементов для создания
малоактивируемых материалов
3.1 Способы уменьшения наведенной радиоактивности конструкционных
материалов для термоядерных реакторов (ТЯР)

3.2 Оценка перспективности применения изотопно-обогащенных элементов Мо, Сг, 11 Г'е, ¥, V, № и 7х для создания

3.3 Сравнительный анализ преимуществ использования изотопно-обогащенных элементов для производства хромомарганцевой
стали
Глава 4 Трансмутационные превращения и фазовая стабильность аустенитных и ферритных нержавеющих сталей при нейтронном
облучении
Заключение
Основные выводы
Литература
Приложения

Введение
В последние 35 лет радиоактивные отходы привлекают пристальное внимание правительств, ученых и общественности различных стран мира. Так по различным оценкам общемировой ежегодный объем утилизируемых радиоактивных отходов составляет около 20 млн. тонн. Основными источниками отходов являются военные и промышленные ядерные установки, заводы по производству и переработке ядерного топлива, вывод из эксплуатации ядерных установок (стационарные реакторы, атомные подводные лодки и др.).
Одним из перспективных направлений решения проблем экологической безопасности ядерной энергетики является использование специально разработанных материалов (конструкционных, строительных и др.), обладающих по сравнению с традиционно применяемыми сталями и сплавами ускоренным спадом наведенной радиоактивности - так называемые малоактивируемые материалы (МАМ). Применение таких материалов позволяет не только уменьшить экологическую опасность эксплуатации энергетических ядерных установок, но и существенно снизить материальные затраты на захоронение радиоактивных отходов после вывода установки из эксплуатации.
Впервые идея разработки малоактивируемых конструкционных материалов появилась в середине 70-х годов в связи с проработкой концепции экологически безопасного энергетического термоядерного реактора (ТЯР). В настоящее время, это достаточно динамично развивающаяся область радиационного материаловедения с периодом удвоения информации около 4,5 лет [38,43].
Исследования показали, что достижение относительно быстрого спада наведенной радиоактивности конструкционного материала определяется выбором подходящих матричных и легирующих элементов, а также в значительной мере зависит от примесного состава используемых компонентов. Взаимопревращения элементов (ядерные трансмутации) могут привести к заметному изменению элементного состава образца, что в свою очередь может сказаться и на фазовой стабильности облучаемых материалов. В итоге эти изменения могут стимулировать в облученном материале такие процессы как охрупчивание, распухание и др. В этом отношении выбор оптимального состава конструкционных материалов для атомных и

Шведский сценарий хранения отходов [21,22] основан на использовании приповерхностного геологического хранилища (SFR — shallow geological repository) для короткоживущих отходов ядерного топливного цикла, в то время как, глубокое геологическое хранилище (SFL) предназначено для долгоживущих отходов (включая ядерное топливо). Приповерхностное хранилище (SFR) функционирует с 1988г. Хранилище находится в гранитном массиве на глубине около 50 м от морского дна, вблизи от береговой линии в Балтийском море. Используемые критерии для сортировки радиоактивных отходов по типу захоронения основываются на значениях контактной дозы упаковок отходов, несмотря на то, что концентрация долгоживущих изотопов заметно ограничивается. Глубокое хранилище (SFL) предполагается ввести в эксплуатацию в течение 2020-2045гг. Оно будет расположено на глубине около 500 м. В нем планируются отсеки для хранения отработанного ядерного топлива (SFL-2), отходов низкого и промежуточного уровней с низким содержанием трансуранов (SFL-3), и отходов полученных в результате вывода из эксплуатации реакторов и т.п. Правила приёма отходов опять таки будут основываться на значениях дозы: например, SFL-3 может принимать упаковки с максимальным значением контактной дозы до 500 мЗв/ч и размерами 1,2x1,2x1,2 м.
5 Standardization of Radioactive Waste Categories. IAEA Technical Report Series No.101, 1970.