Разработка и обоснование рекомендаций для выбора конструкционных сталей теплообменного оборудования реакторов на быстрых нейтронах с тяжелыми теплоносителями

• Автор: Каштанов, Александр Дмитриевич
• Шифр специальности: 05.16.01
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2010
• Место защиты: Санкт-Петербург
• Количество страниц: 119 с. : ил.

Содержание

Введение
Г лава I Современное состояние вопроса о взаимодействии сталей с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями
1. Коррозионная стойкость
2. Влияние жидкого металла на прочностные характеристики
3.Постановка задачи исследования
4. Материалы для исследования
Глава II Прочность при кратковременном растяжении
1.Результаты испытаний гладких образцов
2. Влияние надреза при растяжении
3. Диаграмма жидкометаллического охрупчивания
Выводы по главе II
Глава III Прочность при длительном нагружении
1. Методика исследования
2. Длительная прочность
3. Скорость ползучести
4.Влияние содержания кислорода в жидком металле
5. Влияние предварительного окисления
Выводы по главе III

Глава IV Циклическая прочность в контакте с жидкими металлами
1. Методика исследований
2. Циклическая прочность при одноосном нагружении на стадии зарождения трещины
3. Циклическая прочность на стадии распространения трещины
4. Скорость роста трещины в жидком металле
Выводы по главе IV
Глава V обсуждение полученных результатов. Научная новизна работы. Пути преодоления негативного влияния жидких металлов на механические свойства сталей
Определение величины поверхностной энергии при образовании трещин в контакте с жидким металлом и сравнении с воздухом
Выводы по главе V
Выводы по диссертации Библиографический список Приложения

Введение
Применение реакторов на быстрых нейтронах всегда считалось лучшим способом использования урановых ресурсов [1]. В реакторах такого типа используется до 80% энергии загруженного урана, по сравнению с приблизительно 1% в современных реакторах на тепловых нейтронах [2, 3]. Кроме того, в качестве топлива для быстрых реакторов может использоваться как природный уран и торий, так и обедненный уран (отвалы обогатительного производства, отработавшее топливо тепловых реакторов), а также оружейный плутоний.
К сожалению, до последнего времени, низкая стоимость обогащенного урана, являющегося топливом для реакторов на тепловых нейтронах, и высокая стоимость капитальных затрат при строительстве реакторных установок (РУ) на быстрых нейтронах затормозили развитие установок этого типа. В последнее время в связи с ростом цен на обогащенный уран реакторы на быстрых нейтронах вызывают повышенный интерес в мире, и такие страны как США, Великобритания, Япония, Индия и страны Евросоюза принимают долгосрочные программы по развитию ядерной энергетики с РУ на быстрых нейтронах [4,5]. Кроме растущей стоимости урана, цена которого за последние три года увеличилась более чем в 2,5 раза и продолжает расти [6], быстрые реакторы являются единственной доказанной технологией, способной обеспечить почти неограниченные поставки энергии вне зависимости от топливных ресурсов [7, 8]. Данное обстоятельство является следствием того, что в процессе облучения нейтронами урана-238 либо тория-232 происходит образование делящегося изотопа плутония-239. При облучении плутония-239 в быстром реакторе, его создается больше, чем потребляется. Так в РУ БН-600 1 с натриевым теплоносителем воспроизводство топлива достигает 6% в год (удвоение количества плутония-239 за 12 лет) [9], а в перспективе возможно достижение 10-15% темпа воспроизводства.
1 РУ БН-600 является третьим энергоблоком Белоярскон Атомной станции.
Предел прочности, предел текучести, МПа
свинцом и на воздухе

Температура, С
Рис.2.6.Температурная зависимость прочности и пластичности стали 10Х9НСМФБ, гладкие образцы, после высокого отпуска