Получение сплавов железа с ультрадисперсными частицами оксидов
Курсовой проект - Разное
Другие курсовые по предмету Разное
тих характеристик с целью обеспечения требуемой надежности и долговечности элементов конструкции.
Требование малой активируемости или быстрого спада наведенной активности в настоящее время является обязательным при разработке проектов термоядерных реакторов (ТЯР) ввиду существенно большего, чем в активной зоне реактора деления, объема облучаемых конструкций.
Стали феррито-перлитного и феррито-мартенситного классов являются основными материалами для изготовления корпусов водо-водяных реакторов.
Нержавеющие стали и сплавы на основе никеля и хрома используются в качестве оболочек поглощающих элементов, пружинных элементов твэлов и ТВС и в отдельных случаях для дистанционирующих решеток ТВС.
Для быстрых реакторов, работающих при более высоких температурах и энергонапряженности, используются жаропрочные холоднодеформированные аустенитные стали, хромистые ферритомартенситные стали, никелевые сплавы.
Для первой стенки термоядерного реактора с гелиевым охлаждением основным материалом являются малоактивируемые хромистые стали, при охлаждении литием - сплавы ванадия, легированные титаном и хромом.
Указанные материалы используются как в отечественных, так и зарубежных реакторах. Отличия состоят в легирующих элементах и технологии получения, которые, в конечном счете, и определяют их служебные характеристики.
Дисперсионное упрочнение - известный путь повышения механических свойств различных материалов [3].
Дисперсноупрочненные оксидами (ДУО) стали могут применяться как возможные конструкционные материалы для ядерных реакторов как нынешнего (водо-водяные реакторы), так и будущего поколения (высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы, термоядерные реакторы).
Для правильной оценки эксплуатационных возможностей сложных материалов, к которым, несомненно, относятся упрочненные примесями стали, необходимо первоначальное исследование исходных материалов и более простых систем, к которым можно отнести сплавы железа с оксидами.
Цель работы: изучение влияния технологических факторов на структуру и свойства сплавов железа с примесями оксидов.
В работе исследовались процессы сплавления порошкового железа с ультрадисперсными частицами оксидов железа, циркония и иттрия.
Теоретическая часть работы включала:
изучение особенностей дисперсионного упрочнения сплавов;
изучение особенностей плавки порошковых образцов;
анализ структурно-фазовых особенностей сплавов железа с оксидами (изучение диаграммы состояния - определяли температуру плавления).
Экспериментальная часть работы включала:
предварительную подготовку компонентов сплавов;
формование заготовок образцов;
получение образцов сплавов определенного состава;
исследование структуры и свойств полученных образцов.
ядерный сплав порошковый коррозионный
1. Аналитический обзор
.1 Используемые и перспективные материалы ядерных энергетических установок
Из широкого спектра материалов, предлагаемых к использованию в активных зонах эксплуатируемых и разрабатываемых ядерных реакторов, наибольший интерес представляют аустенитные нержавеющие стали (АНС).
К сожалению, радиационное распухание до настоящего времени является главным фактором ограничивающим использование аустенитных нержавеющих сталей как конструкционных материалов для быстрых реакторов и реакторов будущих поколений.
Достижение необходимого уровня сопротивления распуханию аустенитных сталей, пригодных для коммерческого использования, соответствующим легированием и термомеханической обработкой может быть получено только при понимании всех явлений, вовлеченных в процессы радиационного распухания, так как радиационное распухание многокомпонентных АНС является результатом сложных структурно-фазовых превращений при облучении [4].
Предполагается, что радиационная стойкость АНС может быть повышена при увеличении стабильности всех структурных компонентов (дислокационная структура, твердый раствор, система выделений вторичных фаз) при облучении.
Радиационно-индуцированная сегрегация ответственна за потерю однородности первоначального твердого раствора и формирование выделений. Во многих странах делались попытки повышения радиационной стойкости АНС путем создания системы стабильных мелкодисперсных выделений [5]
Предполагается, что радиационная стойкость АНС может быть повышена при увеличении стабильности всех структурных компонентов (дислокационная структура, твердый раствор, система выделений вторичных фаз) при облучении.
Следует отметить, что локальное изменение состава, обусловленное РИС, приводит к формированию выделений двух типов:
V выделения, подавляющие распухание в результате ускоренной рекомбинации точечных дефектов на поверхности раздела выделение-матрица. Это карбиды (в основном TiC, NbC, VC), фосфиды или нитриды (рис. 1.1, а, б) а также выделения, возникающие в результате распада твердого раствора (особенно из-за сегрегации Ni и Si) и приводящие к потере радиационной стабильности на последних стадиях эволюции структуры. Это М6С- и G-фаза (см. рис. 1.1, в).
Одним из важнейших элементов достижения конкурентной способности действующих и разрабатываемых ректоров на быстрых нейтронах (БР) и создания элементов замкнутого топливного цикла является достижение выгорания ~ 18...20% тяжелых атомов (т.а.) без снижения или повышения п