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:

--> ЧИТАТЬ ПОЛНОСТЬЮ <--