Коррозиестойкие конструкционные материалы (стр. 1 из 6)

Содержание

Введение

1. Основные компоненты современного ядерного реактора

2. Коррозионно-стойкие материалы

2.1 Общая характеристика коррозионно-стойких материалов

2.2 Новые коррозионно-стойкие материалы

2.3 Коррозионно-стойкие (нержавеющие) стали

2.4 Металлокерамические материалы

2.5 Конструкционные (коррозионно-стойкие) электротехнические сплавы

3. Методы защиты металлов используемых в энергетике от коррозии, их эффективность

Задача

Выводы

Литература

Введение

К настоящему времени доля электроэнергии, вырабатываемой на атомных электростанциях (АЭС), составляет около 13% всей производимой в России электроэнергии, причем в последние три года прирост выработки электроэнергии на АЭС составил 6—7%. В соответствии с долгосрочным прогнозом Минатома развития атомной энергетики до 2020 г., средний прирост производства электроэнергии на АЭС составит 5% в год. Как в настоящее время, так и в ближайшие 20 лет отечественная ядерная энергетика будет базироваться на корпусных водоохлаждаемых реакторах на тепловых нейтронах с водой под давлением типа ВВЭР и кипящих канальных уран-графитовых реакторах на тепловых нейтронах с водяным теплоносителем типа РБМК. Отечественные транспортные атомные энергетические установки также оснащены тепловыми водо-водяными реакторами с водой под давлением типа ВВЭР.

К числу требований, предъявляемых к конструкционным материалам атомных энергетических установок (АЭУ), относится необходимость сохранения в процессе длительной эксплуатации высокого уровня механических характеристик, и, прежде всего, деформационной способности, как элементов активной зоны, так и корпусов ядерных реакторов. Нейтронное облучение даже достаточно низкими повреждающими дозами (порядка 1020 нейтр/см²) снижает деформационную способность сталей и сплавов как при высоких, так и при низких температурах эксплуатации, повышает критическую температуру хрупко-вязкого перехода в материалах с ОЦК- и ГПУ-решетками, смещая ее в область положительных (рабочих) температур.

Интервал максимального проявления низкотемпературного радиационного охрупчивания применяемых и перспективных конструкционных материалов с различным типом кристаллической решетки (аустенитных сталей и сплавов, ферритных и ферритно-мартенситных хромистых сталей, титан-циркониевых сплавов и т.д.) совпадает с основным рабочим интервалом температур (200-350С) элементов активной зоны транспортных и стационарных водо-водяных энергетических реакторов. В связи с отмеченным, низкотемпературному радиационному охрупчиванию уделяется основное внимание при изучении воздействия нейтронного облучения на аустенитные хромоникелевые стали и сплавы, являющиеся одними из наиболее перспективных конструкционных материалов активной зоны атомных энергетических установок, а также на материалы с ОЦК- и ГПУ-решетками.

Достигнутые к настоящему времени успехи в изучении явлений низкотемпературного радиационного охрупчивания и радиационной хладноломкости связаны с работой научных коллективов, возглавлявшихся А.Д.Лмаевым, С.Н.Вотиновым, И.В.Горыниным, В.Ф.Зеленским, Ю.К.Конобеевым, И.С.Лупаковым, И.М.Неклюдо-вым, А.М.Паршиным, П.А.Платоновым, В.В.Рыбиным, В.А.Цыкановым и др.

К настоящему времени в области низкотемпературного радиационного упрочнения и охрупчивания проведены многочисленные исследования, касавшиеся, в основном, перлитных сталей, применяемых для изготовления корпусов водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) транспортных и стационарных АЭУ. Вопросам низкотемпературного радиационного упрочнения и охрупчивания коррозионно-стойких сталей и сплавов посвящено значительно меньшее количество работ, в которых не учитывался динамический характер пластической деформации, связанная, с этим неоднородность и пластическая нестабильность, а также взаимодействие дислокационной структуры в процессе ее эволюции с продуктами структурных превращений на различных стадиях распада метастабильных твердых растворов. Поэтому, не смотря на длительное время, прошедшее с начала выполнения работ в этой области, не было предложено единой концепции низкотемпературного радиационного упрочнения и охрупчивания, учитывающей влияние условий облучения, испытания, а также структурных параметров, на развитие эффектов пластической нестабильности. Разработка такой концепции позволит сформулировать пути повышения пластичности, предельной повреждающей дозы, а, следовательно, и ресурса работы конструкционных материалов активной зоны в области низкотемпературного радиационного охрупчивания.

Теоретический и практический интерес представляет распространение концепции низкотемпературного упрочнения и охрупчивания сталей и сплавов под действием облучения на другие способы упрочнения материалов и разработка концепции изменения максимально достижимой для данного материала прочности в зависимости от его качества, учитывающей влияние структурных параметров на развитие эффектов пластической нестабильности.

Цель работы – характеристика коррозионно-стойких конструкционных материалов и возможности их применения в области энергетики.

Основные задачи работы:

1) рассмотреть основные компоненты современного ядерного реактора;

2) дать характеристику коррозионно-стойким материалам;

3) методы защиты металлов используемых в энергетике от коррозии, их эффективность.

1. Основные компоненты современного ядерного реактора

Для выработки электроэнергии в настоящее время в большинстве стран применяют легководные реакторы (LWR). Реакторы этого типа имеют две модификации: реакторы с водой под давлением (PWR) и кипящие реакторы (BWR), из которых имеют большее распространение реакторы с водой под давлением.

На рис. 1 представлена схема АЭС, оборудованная легководным реактором с водой под давлением. В корпусе реактора находится активная зона и первый контур. В первом контуре циркулирует вода, являющаяся теплоносителем и замедлителем. Вода отводит тепло от активной зоны к теплообменнику (парогенератор), в котором тепло передается второму контуру, где вырабатывается пар. Преобразование энергии происходит в турбогенераторе, где пар используется для выработки электроэнергии. Первый контур со всеми трубопроводами и компонентами заключен в специально созданную конструкцию, называемую контейнментом. Таким образом, любые радиоактивные продукты деления, которые могут выйти из топлива в воду первого контура, изолируются от окружающей среды.

В первом контуре вода находится под давлением 15,5 МПа и при максимальной температуре 315 °С. Эти условия предохраняют воду от кипения, поскольку точка кипения воды при давлении 15,5 МПа значительно выше 315 °С.

Топливо состоит из слабообогащенного диоксида урана (UO2), изготовленного в виде цилиндрических таблеток размером 8 × 12 мм. Таблетки спекаются при высокой температуре, обрабатываются до нужного размера и укладываются в трубки, которые заполняются гелием и герметически запаиваются. Получаются длинные топливные стержни с диаметром около 10 мм (рис. 2). Затем стержни собираются в сборки. Сборка является топливной единицей, содержащей большое количество энергии. Обычная 1000 МВт станция содержит около 200 топливных сборок и от 40 000 до 50 000 топливных стержней. Общее количество топлива в активной зоне реактора PWR мощностью 1000 МВт равно приблизительно от 100 до 110 т диоксида урана.

Рис. 1. Схема передачи тепла между элементами станции PWR:

1 — бетонная оболочка; 2 — нержавеющая планировка; 3 — турбина; 4 — генератор; 5 — конденсатор; 6 — градирня; 7 — парогенератор; 8 — циркулярный насос; 9 — корпус реактора; 10 — активная зона; 11 — компенсатор давления; 12 — контейнмент

В каждом реакторе от 16 до 25 ячеек (в зависимости от конструкции) оставлены свободными для регулирующих стержней. Они перемещаются при помощи управляющего стержня, проходящего через крышку корпуса реактора. Пар, выходящий из турбины, конденсируется в водоохлаждаемом конденсаторе, с помощью которого сбрасывается оставшаяся тепловая энергия. В некоторых системах охлаждения используется градирни.

Рис. 2. Размещение топлива в тепловыделяющем элементе для промышленных станций с реактором типа LWR: 1 — топливная таблетка; 2 — газовый зазор; 3 — заглушка; 4 — пружина; 5 — изолятор; 6 — оболочка

Таблица 1 Компоненты ядерного реактора и материалы

Компонент	Применение	Материал
Топливо	Для осуществления реакции выделения и выработки энергии	233U, 235U, 239Pu, 241Pu
Теплоноситель	Для отвода тепла из активной зоны реактора	Обычная вода, тяжелая вода, органические жидкости, CO2, воздух, He, Na, Bi, эвтектика натрий — калий
Замедлитель	Для замедления быстрых нейтронов деления	Обычная вода, тяжелая вода, графит, Be, оксид бериллия
Отражатель	Для уменьшения утечки нейтронов, для защиты персонала от ионизирующего излучения	То же, что и в замедлителе
Управляющие стержни	Для контроля критичности и мощности	Cd, B, Hf, Gd, Ag, In
Конструкционные материалы	Для оболочки топлива, для сооружения активной зоны	Коррозионностойкая Cr—Ni сталь, сплавы на основе Al и Zr

Стоимость оборудования станции, осуществляющего выработку и передачу энергии, — корпус реактора, теплообменники, насосы, емкости, трубопроводы, составляет около 90 % от стоимости станции. Оборудование должно быть правильно сконструировано и изготовлено из экономичных, но гарантированно надежных материалов.

Радиационная повреждаемость конструкционных материалов

Ядерная энергетика предъявляет повышенные требования к используемым конструкционным материалам, технологии их производства и контролю работоспособности. Конструкционные материалы под действием облучения испытывают структурные превращения, оказывающие отрицательное влияние в первую очередь на механические свойства и коррозионную стойкость. Из всех видов облучения (нейтронами, α- и β-частицами, γ-излучения) наиболее сильное влияние оказывает нейтронное облучение.