Введение. Национальный исследовательский ядерный университет

Национальный исследовательский ядерный университет

МИФИ

Физико-технический факультет

Кафедра «Физические проблемы материаловедения»

ПОЯСНИТЕЛЬНАЯ ЗАПИСКА

к курсовому проекту по дисциплине

«Физическое материаловедение»

на тему

Выбор материала на основе сплава системы ниобий-цирконий для корпуса разрядной камеры ТЯР.

Вариант № 34.1.9			Группа Ф8-05
Выполнила студентка		0	Некрасова Л.П.
		(подпись)
Преподаватель		0	Сучков А.Н.
		(подпись)
Эксперт-метролог		0	Грехов М.М.
		(подпись)
Консультанты		0	Якушин В.Л.
		(подпись)
		0	Стаценко В.И.
		(подпись)
		0	Шульга А.В.
		(подпись)

Москва 2012

Аннотация

В курсовом проекте проанализированы рабочие условия корпуса разрядной камеры термоядерного реактора. На основании этого дана характеристика и сформулированы требования к материалу на основе Nb-Zr. С учетом анализа литературных данных, разработан состав материала:

Nb - 1%Zr- 5%Mo – 0,1%C.

Намечены меры регулирования рекристаллизации сплава и стабилизации СФС. Предложена технология изготовления и контроля качества корпуса разрядной камеры термоядерного реактора.

Работа может быть полезна для студентов старших курсов, специализирующихся в направлении реакторного материаловедения.

Содержание

Аннотация……………………………………………………………………….2

Содержание ……………………………………………………………………...3

Введение…………………………………………………………………………4

1. Исходные данные к курсовому проекту……………………………..….5

1.1. Индивидуальное задание……………………………………………..…..5

1.2. Описание конструктивного элемента…………………………….……. 5

1.3. Характеристики основы…………………………………………….……9

1.3.1. Свойства ниобия…………………………………………………….……9

1.3.2. Свойства циркония………………………………………………….…..12

1.3.3. Сплавы системы Nb-Zr.............................................................................13

1.4. Характеристика теплоносителя……………….………………………..16

2. Анализ исходных данных и характеристика требуемого материала...19

2.1. Анализ характера деформирования…………………………………....19

2.2. Анализ влияния облучения……………………………………….…….20

2.3. Основные наиболее вероятные виды радиационного повреждения…21

2.4. Взаимодействие основы со средой……………………………………..23

2.5. Характеристика требуемого материала………………………………...24

3. Требования к свойствам разрабатываемого материала……………....25

4. Исследование особенности рекристаллизации сплава и регулирования

рекристаллизации в ниобиевых сплавах…………………………….....26

4.1. Диаграмма рекристаллизации……………………………….………..…26

4.2. Способы регулирования рекристаллизации……………….………..….27

4.3. Влияние легирования на температуру рекристаллизации………….....27

5. Выбор легирующего комплекса…..………………………..………...…28

5.1. Классификация легирующих элементов для ниобия……………….....29

5.2. Упрочнение основы легированием……………………………………....31

5.3. Влияние легирующих элементов на жаропрочность и термостойкость…………………………………………………………………...….32

5.4. Влияние на коррозионную стойкость………………………….……….35

5.5. Примеси внедрения………………………………………………..……..35

5.6. Влияние легирующих элементов на технологические

свойства……………………………………………...…………………….36

6. Обеспечение стабильности СФС материала….………………………..36

7. Технология изготовления заданного конструктивного элемента…………………………………………………………………..………39

7.1. Общий вид ТЯР и конструктивного элемен……………………………39

7.2. Технологичность заготов……………………………….……………….40

7.3. Контроль качества изготовленных изделий………………..…………..44

Вывод………………………………………………………………….…….…..45

Список использованной литературы………………………………….….…...46

Введение

По современным представлениям, существует несколько фундаментальных источников энергии, которые могут быть освоены и использованы человечеством. Ядерные реакции синтеза - это один из таких источников энергии. В реакциях синтеза энергия производится за счёт работы ядерных сил, совершаемых при слиянии ядер лёгких элементов и образовании более тяжёлых.

В настоящее время, более 85 % энергии производимой человеком получается при сжигании органического топлива – угля, нефти и природного газа. Предполагается, что из-за роста народонаселения и более равномерного потребления по регионам, производство энергии возрастёт к 2050 году примерно в 3 раза. Из этого можно сделать вывод, что в обозримом будущем прежний источник энергии придётся заменить на другие виды. В настоящее время, для получения энергии освоены ядерные реакции деления, которые используются на современных атомных электростанциях. Термоядерный синтез – кандидат для базовой энергетики.

Преимущества термоядерного синтеза по сравнению с ядерными реакциями деления: отсутствие долгоживущих радиоактивных отходов. Хотя в процессе работы термоядерного реактора первая стенка активируется нейтронами, выбор подходящих низкоактивируемых конструкционных материалов открывает принципиальную возможность создания термоядерного реактора, в котором наведенная активность первой стенки будет снижаться до полностью безопасного уровня за тридцать лет после остановки реактора. Кроме низкой радиоактивности, термоядерная энергетика имеет огромные, практически неисчерпаемые запасы топлива и других необходимых материалов, достаточных для производства энергии в течении многих сотен, если не тысяч лет.

Одна из основных проблем: разработка новых материалов, требуемых для реализации проекта создания термоядерного реактора (ТЯР). Основной узел ТЯР – корпус разрядной камеры, он должен обеспечивать надёжность работы и целостность конструкции, поэтому актуальной задачей является выбор материала корпуса. Но эта задача не так проста, так как материал корпуса разрядной камеры в рабочих условиях ТЯР испытывает сильное механическое, термическое и радиационное воздействие и должен обеспечить герметичность камеры, стойкость в теплоносителе (в данном случае Pb-Bi) в течении большого промежутка времени.

Целью данного курсового проекта является выбор материала для корпуса разрядной камеры ТЯР на основе сплава системы Nb-Zr.

Дата добавления: 2015-09-04