Государственная премия Российской Федерации в области науки и технологий 2012 года присуждена Георгию Павловичу КАРЗОВУ, Ярославу Игоревичу ШТРОМБАХУ и Алексею Владимировичу ДУБУ за создание нового класса высокорадиационностойких материалов для корпусов атомных реакторов и методов продления сроков их эксплуатации.
КАРЗОВ Георгий Павлович родился 27 ноября 1938 года в городе Выкса Горьковской области, доктор технических наук, заместитель генерального директора – начальник научно-производственного комплекса ФГУП «ЦНИИ конструкционных материалов «Прометей», лауреат Государственной премии СССР, заслуженный деятель науки Российской Федерации, награждён орденом Дружбы (2000).
Г.П.Карзов, Я.И.Штромбах и А.В.Дуб – крупные учёные, ведущие специалисты в нашей стране в области материаловедения, конструкционной прочности материалов для атомной энергетики, а также физики и техники ядерных энергетических установок.
Одним из ключевых элементов АЭС является корпус атомного реактора, от состояния которого зависит надёжная и безопасная эксплуатация атомного реактора, что в конечном счёте определяет время работы энергетической установки и АЭС в целом. Среди требований к материалам корпусов реакторов наиболее важными являются высокое сопротивление радиационному охрупчиванию.
Соискателями изучены основные закономерности физики и механики разрушения реакторных сталей с учётом изменения их свойств под воздействием теплового старения и нейтронного облучения. На основе полученных данных предложена технология прецизионного легирования и сквозных технологических режимов производства от процессов кристаллизации до финальной термической обработки. В результате создан новый класс высокорадиационностойких и высокостабильных сталей для изготовления корпусов реакторов нового поколения энергоблоков большой мощности, плавучих атомных энергоблоков, энергетических установок атомных ледоколов и других изделий морской техники со сроком эксплуатации от 60–80 до 100 лет (для сравнения: проектный ресурс АЭС I и II поколения – около 30 лет). Применение этих материалов практически снимает ограничения по срокам их технической эксплуатации.
Авторами разработана новая сквозная технология изготовления корпуса реактора из укрупнённых заготовок, что существенно снижает количество сварных соединений и сокращает длительность цикла производства корпуса реактора.
Одновременно с этим были разработаны и освоены в промышленном производстве усовершенствованные высокорадиационностойкие сварочные материалы и материалы для выполнения антикоррозионной наплавки на корпус реактора, обладающие повышенным сопротивлением к тепловому и радиационному охрупчиванию. Данные материалы были использованы для изготовления корпусов атомных реакторов для АЭС «Тяньвань» (Китай) и «Куданкулам» (Индия), а также при изготовлении большой серии отечественных блоков АЭС-2006.
В части продления срока службы корпусов уже действующих атомных реакторов соискателями разработана и научно обоснована технология восстановительного отжига металла сварных швов корпусов реакторов АЭС с ВВЭР второго поколения, получивших значительные радиационные повреждения. Впервые создано технологическое оборудование для проведения восстановительного отжига корпусов данного типа.
Авторами предложен и экспериментально обоснован комплекс расчётных методик, позволяющих надёжно оценить безопасность работы корпусов атомных реакторов, а также допускаемого и остаточного сроков их службы. Данные методики одобрены и допущены к применению Ростехнадзором, а также включены в рекомендательные документы МАГАТЭ и европейские нормы расчёта на прочность Verlive.
Результаты, полученные авторами, являются завершающим этапом значительного комплекса совместных работ, выполненных в течение последних 30 лет коллективами трёх ведущих научно-исследовательских институтов страны: ЦНИИ КМ «Прометей» как разработчика материалов, НПО «ЦНИИТМАШ» как разработчика промышленных технологий и НИЦ «Курчатовский институт» как научного руководителя разработок при их применении в ядерных реакторах.
Выполненный комплекс научно-технологических работ по своему масштабу, глубине исследований и полученным результатам носит прорывной характер, значительно опережает состояние аналогичных разработок в ведущих странах мира, создаёт возможность значительного повышения экспортного потенциала российских атомных энергоблоков не только в ближайшее время, но и в долгосрочной перспективе.
Источник: сайт Президента Российской Федерации
