Основные компоненты современного ядерного реактора. Общая характеристика коррозионно-стойких материалов: нержавеющих сталей, металлокерамических материалов, конструкционных электротехнических сплавов. Эффективность методов защиты металлов от коррозии.
Аннотация к работе
2.2 Новые коррозионностойкие материалы Методы защиты металлов используемых в энергетике от коррозии, их эффективностьРеакторы 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. В корпусе реактора находится активная зона и первый контур. Вода отводит тепло от активной зоны к теплообменнику (парогенератор), в котором тепло передается второму контуру, где вырабатывается пар. Таким образом, любые радиоактивные продукты деления, которые могут выйти из топлива в воду первого контура, изолируются от окружающей среды. Эти условия предохраняют воду от кипения, поскольку точка кипения воды при давлении 15,5 МПА значительно выше 315 °С.POS-материалы - POS материалы (POS materials) это материалы, способствующие продвижению брэнда или товара на местах продаж (шелфтокеры, воблеры, ценники, стопперы, диспенсеры, пластиковые лотки, флажки, упаковка, наклейки, декоративные магниты. Отделочные материалы - в строительстве, материалы и изделия, применяемые для повышения эксплуатационных и декоративных качеств зданий и сооружений, а также для защиты строительных конструкций от атмосферных и др. воздействий. При указанном содержании никеля сталь имеет аустенитную структуру, обеспечивающую высокую пластичность и способность к технологическим обработкам, в частности к сварке. Для борьбы с коррозией под напряжением (коррозионным растрескиванием) повышают содержание Ni в сталях до 40% или вводят в них до 1,5% Cu. Нержавеющие стали, обладающие повышенной стойкостью против питтинговой коррозии, повышенная стойкость обеспечивается регулированием состава сталей по легирующим (Cr, Si, Ni, Mo) и примесным (S, Mn, O, Al) элементам;Коррозионностойкие материалы, металлические и неметаллические материалы, способные противостоять разрушительному действию агрессивных сред; применяются для изготовления аппаратов, трубопроводов, арматуры и др. изделий, предназначенных для эксплуатации в условиях воздействия кислот, щелочей, солей, агрессивных газов и др. агентов. Развитие ядерной энергетики требует не только разработки мер по повышению срока службы сталей перлитного класса, но и рассмотрения возможности применения в качестве материалов корпусов водо-водяных энергетических реакторов коррозионностойких конструкционных материалов, устраняющих необходимость нанесения на внутреннюю поверхность корпусов реакторов антикоррозионной наплавки аустенитными сталями и сплавами. Перспектива применения мартенситно-стареющих коррозионностойких сталей в качестве корпусных материалов требует убедительных экспериментальных данных по радиационной хладноломкости этих материалов после облучения высокими повреждающими дозами, а также изучения процессов длительного теплового старения, стимулируемого радиацией, и их влияния на степень развития охрупчивания и сдвиг температуры хрупко-вязкого перехода в область положительных температур.
План
Содержание
Введение
1. Основные компоненты современного ядерного реактора
2. Коррозионностойкие материалы
Вывод
Коррозионностойкие материалы, металлические и неметаллические материалы, способные противостоять разрушительному действию агрессивных сред; применяются для изготовления аппаратов, трубопроводов, арматуры и др. изделий, предназначенных для эксплуатации в условиях воздействия кислот, щелочей, солей, агрессивных газов и др. агентов. Под стойкостью материала понимают его способность сопротивляться коррозии в конкретной среде или в группе сред. Материал, стойкий в одной среде, может интенсивно разрушаться в другой. Многочисленные исследования, проведенные в области радиационной хладноломкости, также в основном, касаются перлитных корпусных сталей. Развитие ядерной энергетики требует не только разработки мер по повышению срока службы сталей перлитного класса, но и рассмотрения возможности применения в качестве материалов корпусов водо-водяных энергетических реакторов коррозионностойких конструкционных материалов, устраняющих необходимость нанесения на внутреннюю поверхность корпусов реакторов антикоррозионной наплавки аустенитными сталями и сплавами. Перспектива применения мартенситно-стареющих коррозионностойких сталей в качестве корпусных материалов требует убедительных экспериментальных данных по радиационной хладноломкости этих материалов после облучения высокими повреждающими дозами, а также изучения процессов длительного теплового старения, стимулируемого радиацией, и их влияния на степень развития охрупчивания и сдвиг температуры хрупко-вязкого перехода в область положительных температур. Существуют многочисленные способы защиты металлов от коррозии. Выбор того или иного способа определяется конкретными условиями работы и хранения металлических изделий. Применяются следующие способы защиты: легирование сталей, нанесение металлических покрытий, электрохимическая защита.
Список литературы
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.Неклюдовым, 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 коррозионностойких 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 коррозионностойких 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. Технология производства ЭВМ / А.П. Достанко, М.И. Пикуль, А.А. Хмыль: Учеб. - Мн. Выш. Школа, 2004 - 347с.
2. Технология деталей радиоэлектронной аппаратуры. Учеб. пособие для ВУЗОВ / С.Е. Ушакова, В.С. Сергеев, А.В. Ключников, В.П. Привалов; Под ред. С.Е. Ушаковой. - М.: Радио и связь, 2002. - 256с.
3. Тявловский М.Д., Хмыль А.А., Станишевский В.К. Технология деталей и периферийных устройств ЭВА: Учеб. пособие для ВУЗОВ. Мн.: Выш. школа, 2001. - 256с.
4. Технология конструкционных материалов: Учебник для машиностроительных специальностей ВУЗОВ / А.М. Дольский, И.А. Арутюнова, Т.М. Барсукова и др.; Под ред.А.М. Дольского. - М.: Машиностроение, 2005. - 448с.
5. Зайцев И.В. Технология электроаппаратостроения: Учеб. пособие для ВУЗОВ. - М.: Высш. Школа, 2002. - 215с.
6. Основы технологии важнейших отраслей промышленности: В 2 ч. Ч.1: Учеб. пособие для вузов / И.В. Ченцов, И.А.
7. Ямпольский A.M., Травление металлов, М., 1980;
8. Анодные оксидные покрытия на металлах и анодная зашита, 2 изд., К., 1985;
9. Штанько В.М., Животовский Э.А., Электрохимическая обработка металлопродукции, М., 1986;
10. Грилихес С. Я., Электрохимическое и химическое полирование, Л., 1987;
11. Дураджи В.Н., Парсаданян А. С., Нагрев металлов в электролитной плазме, Киш., 1988;
12. Давыдов А.Д., Козак Е., Высокоскоростное электрохимическое формообразование, М., 1990.