+
Действующая цена700 499 руб.
Товаров:
На сумму:

Электронная библиотека диссертаций

Доставка любой диссертации в формате PDF и WORD за 499 руб. на e-mail - 20 мин. 800 000 наименований диссертаций и авторефератов. Все авторефераты диссертаций - БЕСПЛАТНО

Расширенный поиск

Исследование физико-химических свойств малоактивируемых сплавов на основе системы ванадий-галлий для ядерной энергетики

Исследование физико-химических свойств малоактивируемых сплавов на основе системы ванадий-галлий для ядерной энергетики
  • Автор:

    Боровицкая, Ирина Валерьевна

  • Шифр специальности:

    01.04.07

  • Научная степень:

    Кандидатская

  • Год защиты:

    2006

  • Место защиты:

    Москва

  • Количество страниц:

    131 с. : ил.

  • Стоимость:

    700 р.

    499 руб.

до окончания действия скидки
00
00
00
00
+
Наш сайт выгодно отличается тем что при покупке, кроме PDF версии Вы в подарок получаете работу преобразованную в WORD - документ и это предоставляет качественно другие возможности при работе с документом
Страницы оглавления работы
"Глава 1. Аналитический обзор литературы 
1.1. Основные направления разработки малоактивируемых конструкционных материалов

Глава 1. Аналитический обзор литературы

1.1. Основные направления разработки малоактивируемых конструкционных материалов

1.2. Механические и физические свойства необлученных сплавов системы У-'П-Сг

1.3. Влияние примесей внедрения на свойства ванадиевых сплавов


1.4. Влияние облучения на микроструктуру и механические свойства сплавов системы У-'П-Сг

1.5. Распухание ванадиевых сплавов

1.6. Термическая и радиационная ползучесть ванадиевых сплавов

1.7. Коррозионная стойкость ванадиевых сплавов в литии

1.8. Влияние гелия на свойства ванадиевых сплавов

1.9. Малоактивируемые сплавы, альтернативные сплаву У-4Сг-4П

1.10. Основные сведения о ванадии и легирующих элементах в исследуемых сплавах


1.11. Обоснование целесообразности разработки сплавов на основе системы У-ва как материалов, альтернативных сплавам на основе системы У-'П-Сг
Глава 2. Методика проведения исследований
Глава 3. Микроструктура и фазовый состав сплавов
3.1. Металлографические и рентгеноструктурные исследования сплавов систем У-Оа, У-Са-Сг(Се), У-Оа
3.2. Металлографические и рентгеноструктурные исследования сплавов системы У-ва
Глава 4. Свойства исследуемых сплавов без облучения
4.1. Механические свойства исследуемых сплавов при растяжении
4.1.1. Механические свойства при комнатной температуре
4.1.2. Механические свойства сплавов при повышенных температурах
4.2. Влияние легирования на теплопроводность и упругие свойства сплавов У-ва

4.3. Исследование процесса испарения ванадия и сплава V-3,66Ga
4.4. Коррозионная стойкость в литии сплавов системы V-Ga
Глава 5. Влияние нейтронного облучения и высокотемпературной импульсной дейтериевой плазмы на ванадий и сплавы системы V-Ga
5.1. Влияние облучения быстрыми нейтронами на свойства сплавов систем
• V-Ga, V-Ga-Се, V-Ga-Cr 87 .
5.2. Воздействие высокотемпературной импульсной дейтериевой плазмы на ванадий и сплавы системы V-Ga-Si
5.2.1. Воздействие высокотемпературной импульсной дейтериевой плазмы на нелегированный ванадий '
5.2.2. Воздействие высокотемпературной импульсной дейтериевой плазмы на сплавы системы V-Ga-Si
Выводы
Список литературы

Актуальность работы. Одним из наиболее перспективных направлений дальнейшего развития энергетики является создание реакторов термоядерного синтеза. Их принципиальное преимущество перед ядерными источниками энергии заключается в возможности свести к минимуму накопление долгоживущих радионуклидов и радиоактивных отходов за счет применения конструкционных материалов с ускоренным спадом наведенной радиоактивности. Использование таких малоактивируемых материалов не только облегчит эксплуатацию и повысит экологическую безопасность ядерных установок, но и снизит материальные затраты на переработку и захоронение радиоактивных отходов.
В общем случае конструкционные сплавы для термоядерных реакторов (ТЯР) должны обладать, помимо ускоренного спада наведенной радиоактивности, определенным комплексом механических свойств как в необлученном, так и в облученном состоянии, высокой термостойкостью, хорошей совместимостью с теплоносителем, высоким сопротивлением распуханию, хорошей технологичностью.
В настоящее время разработан ряд проектов термоядерных реакторов, в которых, в зависимости от конструктивных особенностей и условий эксплуатации, предполагается использовать различные классы металлических конструкционных материалов, а именно: аустенитные стали, стали ферритно-мартенситного и мартенситного классов и ванадиевые сплавы [1, 2]. В демонстрационных термоядерных реакторах (DEMO) для температур первой стенки ~600-700°С рассматривается вариант применения сплавов на основе ванадия в сочетании с литиевым теплоносителем. Преимущества этих сплавов связаны с лучшими, чем у сталей, активационными характеристиками, высокой термостойкостью, большей механической прочностью при 600-700°С, высокой радиационной стойкостью при температурах ~ 400-600°С и хорошей коррозионной стойкостью в жидком литии при 600-700°С.
Разработка сплавов ванадия для первой стенки ТЯР в настоящее время ведется, в основном, на базе системы V-Ti-Cr. В качестве наиболее перспективного сплава
3.2. МЕТАЛЛОГРАФИЧЕСКИЕ И РЕНТГЕНОСТРУКТУРНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ СПЛАВОВ СИСТЕМЫ У-Са
Как уже отмечалось в главе 1, кремний имеет ограниченную растворимость в ванадии. Согласно диаграмме состояния (рис.З), при 1000°С в ванадии растворяется -3,5 ат.% 81, при комнатной температуре точных данных нет. Также в настоящее время неизвестны данные по растворимости кремния в сплавах системы У-ва, поэтому одной из задач работы являлось определение предела растворимости 81 в тройных сплавах. Составы сплавов системы У-Оа-81 даны в табл.5. Содержание галлия в них составляет 3,39-3,64 ат;%, что, как было показано выше, находится в пределах твердого раствора. Известно, что -0,36 ат.% 81 содержится в промышленном алюмотермическом ванадии в пределах твердого раствора, поэтому добавки кремния рассчитывались с учетом его содержания в исходном ванадии. '■
Предельная растворимость кремния в сплавах У-Са-81 определялась по данным рентгеноструктурных и микроструктурных исследований [73]. Изменение параметра решетки сплавов системы У-Са-81 приведено в табл.5 и на рис. 8. Граница твердого раствора кремния в сплаве У-(3,4-3,6) ат.% ва лежит в пределах -0,75 ат.%. Выше этой концентрации кремния практически отсутствует изменение параметра решетки твердого раствора, что характерно для двухфазной области.
Таблица 5.
Параметры решетки сплавов системы У-ва-Зг
№ п/п Состав сплава, ат.% Параметр решетки, А
1 У-0,3681 3,0246
2 У-3,49Са-0,3681 3,0267
3 У-3,39Са-0,6281 3,0296
4 У-3,61Са-0,8281 3,0304
5 У-3,64Са-1,2181 3,0304
6 У-3,440а-1,2481 3,0301

Рекомендуемые диссертации данного раздела

Время генерации: 0.141, запросов: 967