Розглянуто основні групи конструкційних матеріалів для ядерних енергетичних установок. Проаналізовано їх сумісність з рідкометалевими теплоносіями. Обгрунтовано способи захисту шляхом регулювання взаємних потоків масоперенесення.

У рамках моделі ковзання - переповзання дислокацій теоретично з'ясовано злам температурної залежності швидкості повзучості металевого зразка, що опромінюється. Порівняно експериментальні й теоретичні дані. Високий рівень збігу дозволяє оцінити деякі параметри моделі.

Показано, що створення в Україні повного замкненого паливного циклу на основі фторидних технологій дозволить атомній енергетиці та промисловості стати найбільш надійною, безпечною, екологічно чистою та надприбутковою галуззю.

Створено мобільний автономний пристрій для нанесення розробленої суміші полісилоксанових сполук з алюмінієвим наповнювачем на силікатну поверхню, що призводить до формування на ній радіаційностійкого локалізуючого покриття. Робочим тілом у розпилювачі є зріджений вуглекислий газ, а розпил суміші здійснюється через струминно-відцентрову форсунку. Виявлено, що сила адгезії покриття до підкладки збільшується зі збільшенням дози опромінення покриття альфа-частинками в інтервалі від 0 до 0,5 МГр.

Досліджено вплив режиму термообробки, структури та властивостей матеріалу, напрямку поширення тріщин, температури, параметрів циклу навантаження та корозійно-активного середовища на циклічну тріщиностійкість хромонікелевих аустенітних нержавіючих сталей трубопроводу Ду-500, головної запірної засувки ГЗЗ Ду-500 і колектора парогенератора ПГВ-1000У. Показано, що сильніше на швидкість росту тріщин впливають вода високих параметрів, асиметрія циклу та температура. Металографічними та електронно-фрактографічними методами виявлено особливості втомного руйнування сталей у повітрі та воді високих параметрів. З використанням власних і узагальненням відомих результатів запропоновано розрахункові залежності для визначення швидкості росту втомних тріщин. Ці залежності зіставлено з розрахунковими кривими нормативної документації (M-02-91) і Коду ASME та рекомендовано для їх коригування.

Изложены новые сведения о жаропрочности ванадия и малолегированных (до 15 at.%) сплавов на его основе в условиях длительного (до 5000 h) высокотемпературного (193...1173 К) воздействия вакуума, гелия, расплавов лития и натрия, моделирующих реакторные теплоносители (10 Pa). Проанализирована кинетика фазовых превращений в сплавах систем V - Zr - C, V - Nb - Zr - C, V - Mo - Zr - C, V - Ti - O в процессе длительного старения под напряжением. Установлена многостадийность дораспада твердого раствора и его интенсификация под воздействием напряжений. Построены соответствующие изотермические диаграммы распада сплава ВЦУ (V - Zr - C). Даны рекомендации относительно выбора легирующих элементов с целью повышения жаропрочности ванадия и ванадиевых сплавов реакторного назначения; разработаны новые сплавы на базе систем V - Ti -O, V - Nb - Zr, V -Ta -Hf, V - Cr - Sc, V - Cr - Nd. Новый способ упрочняющей химико-термической обработки ванадий-титановых сплавов с использованием кислорода воздуха нашел применение при опытно-конструкторских разработках высокотемпературных ядерных установок.

Розроблено модель радіаційної повзучості в рамках механізму ковзання та переповзання дислокацій, засновану на концепції неідеального стоку для точкових дефектів (ТД). Запропоновану модель застосовують у разі усталеної концентрації створюваних опроміненням ТД, що значно перевищує термічно рівноважну. Розроблено математичну модель для програми та комплекс програм для ЕОМ, що моделюють радіаційну повзучість. Досліджено кінетику гнучкої дислокації, яка взаємодіє з перешкодами різного типу, в разі пересичення ТД. Отримано криві залежності усталеної швидкості радіаційної повзучості від температури для урану та його сплавів з малими додатками молібдену (від 0,9 до 1,3 %).

Індекс рубрикатора НБУВ: З46-03

Рубрики:

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж61773 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Узагальнено дані щодо вибору конструкційних матеріалів для енергетичних установок та зміни їх властивостей під час тривалої експлуатації. Розглянуто проблеми впливу робочих середовищ, особливо корозійно-агресивних, температур, тисків та інших чинників на міцність і довговічність сталей і сплавів, що має важливе значення для розробки та будівництва нових енергетичних систем - парогазових турбін, реакторних блоків, геотермальних станцій. Значну увагу приділено питанням деградації матеріалів конкретних конструкційних елементів та їх експлуатаційним пошкодженням у тепловій та атомній енергетиці, особливостям проведення ремонтних робіт і визначення залишкового ресурсу матеріалів елементів першого контуру, парогенераторів реакторів типу PWR, робочого тракту реакторів типу BWR, елементів котельного обладнання теплових електростанцій, парових турбін тощо.

Обобщены данные относительно выбора конструкционных материалов для энергетических установок и изменения их свойств во время продолжительной эксплуатации. Рассмотрены вопросы влияния рабочей среды, особенно коррозионно-агрессивной, температур, давлений и других факторов на прочность и долголетие сталей и сплавов, что имеет важное значение при разработке и строительстве новых энергетических систем - парогазовых турбин, реакторных блоков, геотермальных станций. Значительное внимание уделено проблемам деградации материалов конкретных конструкционных элементов и их эксплуатационным поломкам в тепловой и атомной энергетике, особенностям проведения ремонтных работ и определения остаточного ресурса материалов элементов первого контура, парогенераторов реакторов типа PWR, рабочего тракта реакторов типа BWR, элементов котельного оборудования тепловых электростанций, паровых турбин и др.

Рассмотрены вопросы физики радиационных повреждений и явлений в твердых телах, радиационных и ионно-плазменных технологий. Проанализированы влияние ионно-имплантированного гелия на удержание дейтерия в стали Х18Н10Т, легирования ферритомартенситных сталей на их коррозионную стойкость в жидком свинце. Приведены результаты исследования процесса осаждения нанометрических углеродных образований из газовой фазы на катализаторе - порошке никеля. Описаны структурные и механические свойства оптической керамики из магний-алюминиевой шпинели, фазовые превращения при нанокристаллизации аморфного оксида циркония.

Обгрунтовано та викладено узагальнені діаграми радіаційно-термічної повзучості для неподільних (конструкційних) і подільних (паливних) металів. Якісно визначено області застосування теоретичних моделей радіаційної повзучості. З'ясовано, що нелінійності кривої термічної залежності сталої швидкості радіаційної повзучості зумовлені особливостями використовуваної теоретичної моделі радіаційної повзучості, що грунтується на концепції дислокації як неідеального стоку для точкових дефектів та працездатна в разі пересичення точкових дефектів, і особливостями генерації радіаційних точкових дефектів у подільних металах. Отже, нелінійності кривої термічної залежності сталої швидкості радіаційної повзучості, очевидно, характерні лише для подільних матеріалів.

The generalized diagrams of radiation-thermal creep for not divisional (constructional) metals and for divisional (fuel) metals are submitted. The regions of creep theoretical models are qualitatively determined. It is shown, that the nonlinearities of curve thermal dependence of the radiation creep established rate are caused by the features of used radiation creep theoretical model based on the concept conception of a dislocation as nonideal sink for point radiation defects and the features of point radiation defects generation in divisional metals.

Наведено дані про виробництво електроенергії на АЕС в Україні та різних країнах. Описано конструкцію реакторних установок та визначено їх плановий ресурс, проаналізовано вплив експлуатаційних середовищ на міцність, несучу здатність та довговічність матеріалів для виготовлення реакторів, трубопроводів, парогенераторів з застосуванням методів механіки матеріалів. Висвітлено проблеми технічної діагностики цілісності конструкцій та продовження їх ресурсу.

Приведены данные о производстве электроэнергии на АЭС в Украине и разных странах. Представлена конструкция реакторных установок и определен их плановый ресурс, проанализировано влияние эксплуатационных сред на прочность, несущую способность и долговечность материалов для изготовления реакторов, трубопроводов, парогенераторов с применением методов механики материалов. Освещены проблемы технической диагностики целостности конструкций и продления их ресурса.

Обобщены результаты теоретических и экспериментальных исследований эволюции структурного состояния и композиционного состава основных конституционных материалов ядерной энергетики под облучением. Рассмотрена связь данных процессов с радиационной стойкостью облучаемых материалов. Описаны первичные процессы радиационной повреждаемости материалов при облучении, проанализированы данные о химических составах ряда материалов, используемых в активных зонах и для корпусов реакторов. Предложены методики изучения микроструктурной эволюции.

На основе анализа научных источников отечественной и зарубежной печати за 1964 - 2006 гг. охарактеризованы методы разделения изотопов урана для обогащения природного урана и регенерации отработанного ядерного топлива. Раскрыты сущность и перспективы применения современного метода сверхкритической флюидной экстракции углекислым газом для решения задач атомной энергетики. Отмечено, что применение данного метода позволяет сократить радиоактивные отходы и отказаться от использования экологически опасных и дорогих органических растворителей.

Наведено обурунтування процесу фторування відпрацьованого уран-плутоній ніридного палива реактора БРЕСТ елементним фтором. Обговорено питання створення комплексу технологічних процесів, що дають змогу завершити переробку відпрацьованого ядерного палива з одержанням уран-плутоній нітридного палива. Показано переваги газо-фторидної технології.

Наведено результати розробки методики визначення швидкості вітаня, швидкості початку псевдоорідження, та висоти шару на початку псевдоорідження. Методика враховує форму апарата псевдоорідження та параметри конкретної газорозподільної гратки, дозволяє вибирати оптимальний режим псевдоорідження.

Наведено результати досліджень відновлення фторидів рідкісноземельних елементів (La, Pr, Nd, Gd, Dy, Yb) металічним цирконієм методами термічного, рентгенофазового та хімічного аналізів.

Проаналізовано вплив бору та технологічних факторів виробництва на формування структури, корозійної стійкості, механічних, технологічних і службових властивостей у конструкційних матеріалах для атомної енергетики.

На підставі термодинамічного аналізу показано, що під час обробки відпрацьованого уран-плутонієвого нітридного палива реактора БРЕСТ елементним фтором у широкому температурному діапазоні в режимі горіння відбуваються реакції, необоротньо зміщені у бік утворення вищих фторидів урану та плутонію. Ці процеси є основними для розробки фторидної технології переробки нітридного палива.

Індекс рубрикатора НБУВ: К222.234.106.22 + З46-034

Рубрики:

Міцність сталі для енергетичного обладнання

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж61773 Пошук видання у каталогах НБУВ