Циркониевые сплавы

Цирконий и циркониевые сплавы [c.210]

Использование циркония в ядерных реакторах несколько ограничивается вследствие его невысокой прочности при высоких температурах и слабого сопротивления коррозии в условиях реактора. Однако низкое сечение поглощения тепловых нейтронов делает его чрезвычайно желательным материалом. Было разработано много циркониевых сплавов с повышенной прочностью при высоких температурах и сопротивлением коррозии, но с сохранением в то же время других необходимых свойств В частности, разработана серия циркониевых сплавов, содержащих небольшие количества олова, никеля, железа и хрома,— это циркалой-2, циркалой-3 и циркалой-4. [c.258]

При широком использовании сплавов циркония в ядерных реакторах хорошо известны лишь их кратковременные механические свойства под действием излучения. Сравнительно недавно отмечена важность знания влияния излучения на характеристики ползучести. Некоторые результаты исследований влияния излучения на ползучесть циркониевых сплавов сообщил Фарис [29]. По его данным, скорость ползучести материалов (исключая чистый цирконий) несколько возрастает при облучении нейтронами. [c.260]

Каждая топливная таблетка должна быть изолирована от охлаждающей воды. Реактивность и тепловые напряжения вызывают значительную деформацию и изменения плотности топлива. В топливе также содержатся побочные продукты деления. Оболочки, используемые для этой цели, обычно изготавливаются из циркониевых сплавов, однако используются также оболочки из нержавеющей стали. Циркониевые сплавы обладают хорошей механической прочностью и необходимыми антикоррозийными свойствами, а также превосходными ядерными свойствами. Например, сечение захвата нейтронов у него значительно меньше, чем у нержавеющей стали. [c.171]

И, наконец, вопросы безопасности АЭС связаны с защитной оболочкой. АЕС разработала критерий тройного барьера против радиоактивных выбросов из реакторов в случае аварии. Первый—сама защитная оболочка топлива. В нормальном рабочем режиме эта оболочка, обычно изготовленная из циркониевого сплава или нержавеющей стали, выдерживает высокую температуру и высокий нейтронный поток. Большая часть радиоактивности в реакторе представлена продуктами деления, которые находятся внутри топливной таблетки до тех пор, пока сохраняется целостность защитной оболочки. Нередки случаи, когда отдельные твэлы разрушаются при нормальной работе или в них образуются поры. Правда, число таких элементов относительно мало по сравнению с общим числом топливных элементов. [c.186]

В — при 450°С во влажной СО2 [циркониевые сплавы (цирка-лой)]. [c.266]

Преимуш,ества порошковой металлургии весьма ощутимы при производстве дорогостоящих материалов, например циркониевых сплавов. Так, для изготовления суппорта весом. 6,5 килограмма методом литья требуется поковка массой в 16 килограммов, полученная вакуумно-дуговым переплавом циркониевой губки. Горячее прессование устраняет ковку и сокращает расход материала. Количество исходного порошкообразного сырья снижается до 9 килограммов. [c.74]

Циркониевый сплав 110 (Zr Nb 1). Листы, поковки [c.45]

Циркониевый сплав 125 (Zr Nb 2,5). Листы, поковки [c.45]

Циркониевый сплав циркалой-2 [c.45]

А — поверхность, поверх ность активной зоны, В — параметры в уравнении (8.10), характеризующие зависимость скорости коррозии от температуры С — концентрация D — коэффициент диффузии F — скорость потока К—равновесная константа диссоциации М — масса компонента в ламинарном слое — фактор очистки, количество жидкости на единицу площади в единицу времени постоянная скорости коррозии после перелома для циркониевых сплавов Т — абсолютная температура [c.225]

Механизм коррозии в воде после перелома не установлен. Имеется одно объяснение, что при переломе наружные поверхности окисных прослоек, входящих в состав тонкого внутреннего защитного слоя, толщина которого поддерживается постоянной, изменяются и перестают быть защитными. Хотя растрескивание, соответствующее этому механизму, наблюдалось, отмечены также исключения от такого поведения. Некоторое превращение должно происходить в окисном слое при переломе, которое увеличивает скорость переноса окислителей к металлу. Его точная природа до сих пор не определена, если действительно имеется единственный механизм, пригодный для широкого множества циркониевых сплавов и условий применения. Как указывалось ранее, скорость коррозии в области после перелома практически постоянна [c.236]

Таблица 8.2 Коррозионные характеристики циркониевых сплавов

Температура и напряжение. Влияние только температуры на коррозию типичного циркониевого сплава цирка-лоя-4 уже было отмечено в табл. 8.3. [c.238]

Теплопередача. Так как толщина коррозионной пленки на теплопередающей поверхности из циркониевого сплава увеличивается, то должна увеличиваться и температура поверхности раздела металл — окисел для условий постоянной скорости теплопередачи и постоянной температуры поверхности раздела окисел — вода. [c.239]

Целесообразно рассматривать коррозионные пленки и отложения раздельно, поскольку при использовании в активной зоне циркониевых сплавов коррозия их поверхностей не является основным фактором, определяющим уровни активности в контуре. [c.281]

Ядерное (урановое) топливо — основной компонент загружаемых в реактор тепловыделяющих элементов (твэлов) и тепловыделяющих сборок (ТВС). Топливные таблетки из диоксида урана защищены от прямого контакта с теплоносителем оболочками твэлов, обычно выполняемыми из циркониевых сплавов. [c.11]

Влияние на коррозионную стойкость циркониевых сплавов изменения структуры, происходящего при закалке или медленном охлаждении из р-фазы в а-фазу, ясно не выражено. Однако, по-видимому, все же закалка с 900 или 1000° С незначительно снижает коррозионную стойкость. Скорость коррозии губчатого переплавленного в дуге циркония зависит от вида термической обработки. Так, стойкость образцов, медленно охлажденных с температур 900—1000° С, заметно выше, чем после медленного охлаждения с температуры 800° С и ниже. Материал, закаленный после отжига при температурах 500—1000° С, корродирует с очень большой скоростью. Коррозионная стойкость ухудшается закалкой с температур 925—975° С, снова восстанавливается при повторном отжиге при температуре 825° С в течение 1 час с последующим медленным охлаждением. Связи между скоростью коррозии и структурой металла установить не удалось. Для иодидного циркония влияние термической обработки выражено значительно менее ясно, чем для губки, переплавленной в дуге, и имеет противоположный характер. Так, закалка с температуры 1000° С несколько улучшает коррозионную стойкость по ср нению с отжигом при температуре 800° С. Медленное же охлаждение с температуры 930° С снижает ее по сравнению с отжигом при температуре 750° С. [c.223]

На рис. У-16 показана зависимость скорости окисления различных бинарных сплавов циркония от количества легирующих примесей. Прямая, параллельная оси абсцисс, приводимая на этом рисунке, характеризует скорость окисления циркония в углекислом газе при температуре 500° С. Область значений, находящихся под этой прямой, охватывает повышенную коррозионную стойкость металла к окислению, которая может быть достигнута легированием. Несмотря на известные успехи в создании циркониевых сплавов, применение [c.333]

Рис. У-16. Сравнение весовых приростов при окислении циркония и циркониевых сплавов

Широкое применение разнородных материалов в атомных реакторах (перлитная сталь — нержавеющая сталь, циркониевые сплавы — нержавеющие стали), имеющих различные коэффициенты линейного расширения, сопряжено с возникновением соответствующих температурных напряжений как при изотермических, так и при неизотермических условиях. Эти напряжения достигают наибольших величин в антикоррозионных наплавках корпусов реакторов при их аварийном расхолаживании. [c.29]

Циркониевые сплавы для оболочек и компонентов активной зоны ядерных реакторов [c.109]

Характеристику твэлов, используемых на двух основных типах АЭС в СССР с водо-водяными реакторами корпусного и канального типов, приведены в работах [4, 5]. Их основные данные указаны в табл. 14.3. Во всех перечисленных в табл. 14.3 реакторах в качестве горючего используется спеченная двуокись урана плотностью около 10,4 г/см . В реакторах ВВЭР сборки представляют собой кассеты шестигранной формы с высотой твэлов, равной высоте активной зоны (2,5. и для первых трех реакторов и 3,5 м для ВВЭР-1000). Внешний диаметр твэла равен 10,2 мм для ВВЭР-210 и 9,1 мм (внутренний диаметр 7,55 мм) для всех других реакторов этого типа. Твэлы упакованы в трубки — оболочки из сплава циркония с ниобием. Твэлы реактора канального типа, например РБМК-ЮОО, представляют собой трубки диаметром 13,5X0,9 мм из циркониевого сплава с таблетками из двуокиси урана. Топливные каналы (их 1693) установлены в трубчатых трактах, вваренных в верхнюю и нижнюю металлоконструкции реактора. В канале размещены две кассеты с 18 твэлами в каждой. Общая длина двух кассет 3,5 м. Подробные характеристики твэлов реакторов различного типа изложены в работах [2, 3, 6]. [c.222]

Н. Ф. Правдюк и др. [63] изучали прочностные свойства циркония и тантал-циркониевых сплавов после облучения интегра.льными потоками 4-10 и 1-10 нейтрон/см соответственно при 80 и 300° С. Авторы сообщают, что послерадиационный обжиг при 300° G недостаточно эффективен для снятия радиационных повреждений. Исходя из результатов опыта, можно сделать вывод, что облучение в условиях повышенных температур не приводит к таким серьезным изменениям свойств, как облучение при комнатной температуре. Очевидно, это является следствием происходящего во время облучения отжига. Для всех исследованных сплавов отмечено уменьшение пластичности примерно на 50%. [c.253]

Другой циркониевый сплав, получивший широкое применение,— это циркалой-3. Этот сплав подобен циркалою-2, но содержит меньше олова. Максимальный интегральный поток, при котором исследовали этот сплав, по опубликованным данным, составляет 3-10 нейтронIсм . Прочностные свойства после облучения исследовал Механ [58. Сравнение свойств циркалоя-3 и циркалоя-2 после облучения показывает, что отмечается сходное увеличение предела текучести и предела прочности, а также уменьшение пластичности. Более новый сплав из этой серии — циркалой-4, обладающий, как сообш,алось, лучшим сопротивлением коррозии, в облученном состоянии не исследовали. [c.260]

На АЭС установлены одноконтурные кипящие реакторы, производящие пар давлением 65 кгс/см , температурой 284° С. Из реактора пар поступает на две паровые турбины мощностью по 500 МВт. В реакторе этого типа в активной зоне применены циркониевые сплавы, что улучшает баланс нейтронов, тем самым повышая экономическую эффективность использования ядерного топлива. Особенностью РБМК-1000 является возможность замены тепловыделяющих сборок без остановки реактора. Второй блок АЭС был введен в 1975 г. Опыт эксплуатации Ленинградской АЭС (рис. 4-7) позволил принять решение о внедрении блоков с реакторами РБМК-ЮОО на ряде крупнейших АЭС Советского Союза. [c.182]

Рис. 675. Кривые деформационного упрочнения циркониевого сплава ЦНЖО (по методике работ авторов). Скорость деформации, с-1

Рис. 676. Кривые деформационного упрочнения циркониевого сплава ЦЖХВ. Обозначения см. на рис. 675 (по методике авторов)

J50—350°С и падение прочностных характеристик при температуре > 425 С. Характеристика Ea/k (см. 3.6, формула (3.17)), определяющая величину термических напряжений у циркониевых сплавов, мала, что очень важно, так как конструкционным материалам в атомных реакторах приходится выполнять ряд функций ) (создавать поверхности теплообмена, обеспечивать необходимую есущую способность, предохранять топливо от коррозии, предотвращать кон такт топлива и теплоносителя), вызывающих термические напряжения. [c.327]

Барнс и Джонсон [34, 35] опубликовали серию исследований по коррозии в реакторе циркониевых сплавов в воде под давлением при высокой температуре. Вкратце их результаты показывают [c.248]

Что касается предотвращения возможности выхода радиоактивности за пределы АЭС, то и в этом отношении ВВЭР имеют определенные преимущества. Рассмотрим три барьера , предотвращающие выход радиоактивности. Первый барьер — оболочки тепловыделяющих элементов, изготавливаемые из кор-розионно-стойких циркониевых сплавов второй барьер — замкнутый реакторный контур третий барьер — общая защитная оболочка реакторного цеха. У ВВЭР существуют все три барьера, а у РБМК — только первый. Второй барьер практически отсутствует, поскольку из-за одноконтурности АЭС реакторный контур оказывается разомкнутым. Третий барьер не является единым, так как размеры реакторного отделения слишком велики— сравните рис. 7.1 и 6.2. [c.76]

Серьезные затруднения в эксплуатации реакторов, охлаждаемых водой под давлением, и кипящих реакторов обусловлены охрул-чиванием циркониевых сплавов, используемых для оболочек твэлов, так как это часто накладывает ограничение на глубину выгорания топлива, что также сопряжено с большими экономическимя потерями (табл. 1). [c.9]

Влияние предварительной деформации на поведение радиационного роста циркония и циркониевых сплавов обслуживается в работе [13]. Исследованию были подвергнуты два типа образцов отожженные и деформированные путем прокатки. Образцы облучались в )еакторе при различных температурах в интервале 120—360° С, Несмотря на примерно одинаковые характер и степень выраженности, текстуры в отожженных и деформированных образцах на на- [c.190]

Рядом исследователей (Гликом, Галоняном, Каллаханом и др.) доказано, что облучение не оказывает существенного влияния на ход коррозии. Указанные исследования проводились в условиях применительно к работе реакторных установок с нержавеющими и углеродистыми сталями, а также с циркониевыми сплавами. Уровень реакции и температура воды соответствовали реально работающему реактору. [c.289]

В связи с тем, что чистый цирконий ввиду отсутствия у него стабильных антикоррозионных и механических свойств для массового производства защитных оболочек непригоден, были исследованы его сплавы с танталом, ниобием, оловом, никелем и железом. Самым подходящим из них для этой цели оказался сплав циркония с концентрацией 1% ниобия. Это объясняется тем, что такой сплав при повышенных температурах обладает более высокими механическими свойствами (предел текучести при температуре 300° С равен 12 /сГ/.м>Р), чем остальные кроме того, производство этого сплава значительно проще, чем многокомпонентных сплавов, в состав которых должны входить олово, железо и никель. Что касается кассет реактора, то они должны работать при перепаде давления около 1,5 ат, а для этого необходимо, чтобы материал, из которого изготовляют кассеты, имел более высокие механические свойства. Таким требованиям отвечает сплав с концентрацией 2,5% ниобия, обладающий хорошей коррозионной стойкостью при температуре 300° С с высокими механическими свойствами. Толщина защитной оболочки для тепловыделяющего элемента из сплава циркония составляет 0,6 мм. Скорость коррозии циркониевых сплавов в воде при температуре 300° С примерно 1,4 мг1м час. [c.298]

Топливные каналы реактора РБМК-1000 находятся в трубчатых направляющих и изготовлены в верхней и нижней частях из аустенитной нержавеющей стали, а в средней части — из циркониевого сплава. В каналах находятся кассеты с двумя тепловыделяющими сборками с 18 твэлами. [c.25]

Уменьшение плотности энерговыделения делает неэкономичным прочный стальной корпус, и почти все тяжеловодные реакторы в настоящее время имеют трубчатую канальную конструкцию. Тяжеловодный замедлитель находится в корпусах, изготовленных из алюминия (в первых конструкциях) и из нержавеющей стали (в более поздних). В завальцованных в корпусах канальных трубах из циркониевого сплава находятся теплоноситель под высоким давлением и тепловыделяющие элементы с оболочкой из циркаллоя. Имеются две основные конструкции таких реакторов ANDU и SGHWR. [c.18]

Циркониевые сплавы нашли применение в качестве материалов активной зоны водо-водяных реакторов благодаря малому сечению захвата нейтронов, хорошим механическим свойствам и коррозионной стойкости в воде и паре при температуре до 300° С. [c.109]

Механические свойства некоторых циркониевых сплавов приведены в табл. 10.1. Эти сплавы могут быть использованы для производства труб, работающих под давлением, и оболочек тепловыделяющих элементов. При проектировании реактора сопротивление ползучести должно обязательно учитываться, поскольку оно может оказать влияние на выбор толщины стенки труб. Од-дако это не накладывает заметных ограничений на работоспособность реактора, даже если скорость ползучести увеличивается под действием облучения в десятки раз. [c.109]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...