старостенко 20.10.2017
•Transferir como PPT, PDF•
0 gostou•192 visualizações
13 международная конференция молодых ученых харьков
Recomendados
Mais conteúdo relacionado
Mais procurados
Mais procurados (20)
Semelhante a старостенко 20.10.2017
Semelhante a старостенко 20.10.2017 (20)
Mais de Ukrainian Nuclear Society
Mais de Ukrainian Nuclear Society (20)
старостенко 20.10.2017
- 1. Свойства и структура аустенитной стали 18 10 , YХ Н Т легированной оксидами 2O3-ZrO2 . .С В Старостенко1,2 , . .В Н Воеводин1,2 , . .А С Кальченко1 , . .А Н Великодный1 , . .М А Тихоновский1 1 « - », ,Национальный научный центр Харьковский физико технический институт Харьков Украина 2 . . . , ,Харьковский национальный университет им В Н Каразина Харьков Украина E-mail: sergsta09@gmail.com 2017Харьков XIII -Международная научно техническая конференция « »Проблемы современной ядерной энергетики
- 2. 2 Статус ядерной энергетики :В мире • 30-В ти странах 194 ,эксплуатируется АЭС на которых работает 450 ядерных реакторов для производства электроэнергии общей мощностью 392 082 МВт; •60 новых атомных реакторов находятся в 14стадии строительства в ;странах •>10% мирового производства электроэнергии обеспечивается работой .АЭС 2016 . 16858К г отработано - .реакторо лет Строится Китай 20 Россия 7 Индия 5 ОАЭ 4 США 4 Ю. Корея 3 Страна Процент Франция 76,3 Украина 56,5 Словакия 55,9 Венгрия 55,7 Словения 38 Бельгия 37,5 Армения 39,6 Швеция 34,6 Финляндия 33,2 Швейцари я 33,0 Чехия 32,6 США 19,5 Германия 14,1 АЭС 57,6 % РвРв-1 2010-1 2010 РвРв-2 2011-2 2011 ЮУЮУ-1 2013-1 2013 ЗпЗп-1 2014-1 2014 ЗпЗп-2 2015-2 2015 ЮУЮУ-2 2015-2 2015 РвРв-3 2016-3 2016 ЗпЗп-4 2017-4 2017 ХмХм-1 2017-1 2017 ЗпЗп-3 2017-3 2017 ЮУЮУ-3 2019-3 2019 ЗпЗп-5 2019-5 2019 ЗпЗп-6 2025-6 2025 ХмХм-2 2034-2 2034 РвРв-4 2034-4 2034 .Вклад в выработку эл энергии в Украине в I 2017 .полугодии г :В Украине На 2015 г. •Эксплуатируется 4 ;АЭС •Общее количество –реакторов 15 блоков типа ;ВВЭР •Суммарная установленная мощность 13880 .МВт 2016 .За г в Украине выработано 154 817 000 000 000 / . .Вт ч эл энергии из которых (52,3%) на АЭС 2
- 3. 3 Конструкционные материалы – основа безопасности и эффективности АЭС !!! Реактор ВВЕР-1000 Шахта –Материал аустенитная 18 10нержавеющая сталь Х Н Т Выгородка Темп. облучения 300-3800 С Доза 50-100 сна* Эксплуатация 30 лет→60 л. распухание Изменение геометричес ких размеров Микроизменения Макроизменения
- 4. Gen I Gen II Gen III Gen III+ Gen IV 1950 1960 1970 1980 1990 2000 2010 2020 2030 Generation I Generation II Generation III Generation III+ Generation IV Первые реакторыПромышленные реакторы Выгорание Выгорание Выгорание ≈2% ≈3% ≈4-5% ≈10% Усовершенствованные реакторы Перспективные реакторы материалов -Основная проблема в достижении этих целей радиационная стабильность конструкционных материалов (LWR)Легководные реакторы - 45-50 /Выгорание ГВтд т (~5% ),тяжелых атомов - 8-10Доза сна (FR)Быстрые реакторы ~ 75 / 10-12% ( . ),Выгорание ГВтд т → т а - 80-90Доза сна Современное состояние: (LWR)Легководные реакторы Выгорание → 100 / (ГВтд т ~ 10-11% . ),т а Доза → 18-20сна (FR)Быстрые реакторы ~ 200 / (20-25 % . ),Выгорание → ГВтд т т а > 200Доза сна Це ли: :Пути решения oСоздать новые материалы или oМодернизировать существующие 4
- 5. :Актуальность работы:Актуальность работы - ( )Дисперсно упрочненные оксидами ДУО стали :Аустенитные стали –радиационное распухание; – ;радиационная ползучесть –высокая температура – ;радиационного охрупчивания Доза ~ 50 сна, T<400 °C :ДУО стали наноразмерные частицы / (оксид а ов точечные ):дефекты -ловушки для радиационно индуцированных точечных ;дефектов препятствие движению .дислокаций устойчивость к распуханию высокая температура эксплуатации Ожидается: доза >100 сна, T > 600 °C Требуются дополнительные исследования -Технология создания ДУО сталей 33
- 6. Наш подход к пониманию радиационной толерантности в ДУО сталях -Этапы изучения радиационно :стойких ДУО сталей Концептуальное создание модели повышения радиационной стойкости ДУО ;сталей ( ,Производство ДУО стали методика , );параметры готовый образец Исследование исходной микроструктуры ;образцов стали Моделирование реакторных условий ,эксплуатации материалов путем облучения образцов стали ускоренными ионами при ( ,заданных параметрах облучения доза ) ;температура и времени Электронная микроскопия высокого разрешения для изучения атомистических ,аспектов радиационного повреждения определения степени когерентности ( - ).межфазных границ матрица оксид Мы ориентированы на науку, но с целью продвижения технологии ядерных энергетических материалов 6
- 7. 08 18 10Микроструктура стали Х Н Т08 18 10Микроструктура стали Х Н Т 0,5% .ДУО с вес порошка оксидов0,5% .ДУО с вес порошка оксидов (80%Y(80%Y22OO33-20%ZrO-20%ZrO22)) Высокая плотность нановыделений↑ ~ 8 10∙ 15 см-3 .Ср размер нановыделений ~10нм .Ср размер зерна ~1,2 мкм .Эл дифракция .Рис 1 .Рис 2 .Рис 3 .Рис 4 Zr Y2O3+2ZrO2 Y→ 2(ZrxTi1- 44
- 8. 004004 1.0 µm1.0 µm1.0 µm1.0 µm1.0 µm 0.00 1.00 2.00 3.00 4.00 5.00 6.00 7.00 8.00 9.00 10.00 keV 004 0 150 300 450 600 750 900 1050 1200 1350 1500 1650 Counts OKa SiKa TiLlTiLa TiKa TiKb CrLlCrLa CrKa CrKb FeLlFeLa FeKesc FeKa FeKb NiLlNiLa NiKa NiKb YLl YLaZrLl ZrLa Element O Si Ti Cr Fe Ni Y Zr Total Mass, % 3,03 0,69 0,3 18,88 65,88 9,7 0,99 0,54 100% Atom, % 9,78 1,26 0,32 18,67 60,65 8,49 0,57 0,3 100% Повышение стабильности дисперсных оксидов при частичной замене Y на Zr Y Zr 55
- 9. Высокая плотность нановыделений↑ ~ 8∙1015 см-3 Ср. размер зерна ~1,2 мкм k2 - мощность стоков Х18Н10Т ДУО (ХФТИ) k2 =9,1·1014 m-2 Эволюция исследований стали Х18Н10Т ДУО ~50% (320) Каждые 2 плоскости будет формироваться дислокация несоответствия (320) 9
- 10. Прочностные параметры ДУО стали выше в 2-3,5 чем у базовой стали Х18Н10Т Структура и механические свойства Х18Н10Т и стали Х18Н10Т ДУО обычная ДУО (~ 10 nm, 1016 cm-3 ) 1010
- 11. Микроструктура облученной стали (Тобл=615 ºС, E=1,8 МэВ Cr3+ ) выдел ения поры поры Х18Н10ТХ18Н10Т Х18Н10Т ДУОХ18Н10Т ДУОD=25 сна D=25 сна D=50 сна D=50 сна D=100 снаD=100 сна 11
- 13. 13 13
Notas do Editor
- Слайд 1: Добрый день уважаемые участники конференции, Вашему вниманию представлена работа: «Отличительные свойства аустенитной стали 18Cr10NiTi, легированной оксидами Y2O3-ZrO2 до и после облучения» Работа выполнена совместно Национальным научным центром харьковский физико-технический институт и харьковским национальным университетом имени В.Н. Каразина
- СЛАЙД 3: Согласно данным магатэ на октябрь 2016 года, атомная энергетика Используется В 30-ти странах эксплуатируется в которых работает 450 ядерных Реакторов. 69 новых атомных реакторов находятся в стадии строительства в 14 странах; Не смотря на Фукусимский синдром продолжается строительнство и физические пуски ядерных реакторов. Особого внимания стоит запуск реактора на быстрых нейтронах БН-800. Колосальная работа и колосальный шаг вперед в плане эффективности и создания замкнутого топливного цикла. В Таблице приведены топ стран, в которых атомная энергетика занимает ведущее положение. Эта таблица подтверждает тот факт, что для многих стран атомная энергетика является не потребностью и необходимостью для устойчивого развития и енергетической независимости. Представьте только, если бы в нашей стране вместо использования энергии атома, сжигали нефть, газ и уголь, и произошла такая же ситуация, когда существуют перебои с поставками газа и нет доступа к казалось бы неограниченным запасам угля. Это отбросило бы страну на несколько десятилетий назад. Помимо этого Украина является страной-экспортером электро энергии, что позволяет получать дополнительные финансы, обеспечивать работой население и не в последнюю очередь благодаря наличию ядерной энергетики. СЛАЙД 4: В Украине ядерная энергетика представлена 15 ядерными блоками на 4 атомных станциях. Это Ровненская с 2 ректорами ВВЕР-1000 и ВВЭР-440, Хмельницкая-4 блока ВВЕР-1000, Южноукраинская-3 ВВЕР-1000 и самая крупная в Европе- Запорожская- 6*1000. Эти реакторы производят около 50 % электричества Украины. За 2016 год в Украине выработано свыше 154 тысяч миллиардов килловат электроэнергии из которых 52,3% на атомных станциях. В 1 полугодии в нашей стране атомная енергетика выработала 57,6% електроэнергии. Справа показаны годы в которых истекают проэктные ресурсы блоков на Украинских АЭС. Из-за того, что в основном сейчас используются реакторы 2 поколения, большинство которых были пущены в 70х, 80х, года прошлого века в течении ближайших 10 лет нужно решить вопрос с будущим почти десятка реакторов и это только в нашей стране. Для многих стран этот вопрос стоит так же остро.
- В существующих реакторах основную нагрузку несут на себе конструкционными материалами, которые непосредственно работают под влиянием мощных нейтронных потоков, температур, агрессивной окружающей среды. Это например материалы корпуса, который работает весь период службы реактора – феррито-перлитные стали. Материалы тепло-выделяющих элементов – циркониевые сплавы. И материалы внутрикорпусных устройств – аустенитные стали. Собственно на данном типе материалов и остановимся. Аустенитные нержавеющие стали, обладают целым рядом отличительных характеристик, но в основном это достаточно высокая коррозионная стойкость, температура эксплуатации. здесь же предствлено условия работы и длительность эксплуатации конструкций. Аустенитные стали работают до доз около 50 сна за 30 лет и порядка 100 сна при эксплуатации реактора 60 лет и так же являются несменными материалми реактора. Выбор исследований был сделан в пользу аустенитных сталей, поскольку несмотря на их жаропрочность, коррозионную стойкость, технологичность, относительную дешевизну материалы этого класса сталей сильно подверженны такому например явлению как радиационное распухание и это ограничивает их использование в дальнейшем. Чем грозит это явление? Почему оно так опасно? 1.5. Шахта реактора. Предназначена для организации входного и выходного потоков теплоносителя и для защиты корпуса реактора от воздействия нейтронного излучения активной зоны, а также размещения в ней элементов активной зоны реактора. Конструкция шахты и принцип ее закрепления в корпусе позволяют производить ее извлечение из корпуса для возможности осмотра внутренней поверхности и патрубков корпуса. Шахта представляет собой цилиндрическую обечайку с фланцем и эллиптическим днищем, в котором закреплены 163 опорные трубы - стаканы - с шагом 236 мм, верхние части которых образуют опорную плиту для установки и дистанционирования кассет активной зоны. Крайние стаканы дистанционированы с помощью граненого пояса, укрепленного на нижнем бурте цилиндрической части шахты. Для разделения потоков теплоносителя на наружной поверхности шахты выполнено кольцевое утолщение, контактирующее с разделительным кольцом корпуса реактора. Материал шахты - сталь 08Х18Н10Т, вес 80,5 тонн. Опорные трубы выполнены перфорированными, их верхняя часть сделана в форме шестигранных призм и центральных круглых отверстий, где устанавливают хвостовики ТВС. На торце каждого опорного элемента выфрезеровываются пазы для ориентации тепловыделяющих сборок с помощью фиксирующего штыря на них Перфорация опорных труб осуществляется в виде узких щелей шириной около 3 мм для стабилизации потока теплоносителя, а также фильтрации его от твердых частиц и защиты ТВЭЛов от механических повреждений. В эллиптическом днище и в верхней части шахты выполнена перфорация для прохода теплоносителя. Против верхних патрубков САОЗ корпуса в шахте выполнены 2 отверстия Ду 300 через которые вода, подаваемая в реактор при аварии, проходит в межтрубное пространство БЗТ. Своим верхним фланцем шахта устанавливается на внутреннюю проточку в горловине корпуса и центрируется кольцом - разделителем потока, сверху удерживается от перемещений в плане шпонками, приваренными к фланцу корпуса. Нижняя часть шахты удерживается от вибрации шпонками, приваренными к виброгасителям корпуса и входящими в вертикальные пазы шахты. На верхний фланец шахты присоединяются на шпильках 3 упругих трубчатых сектора диаметром 63x5 мм для опирания верхнего блока. При затяжке уплотнения главного разъема эти трубы деформируются, обеспечивая зажатие шахты между крышкой и корпусом. 1.6. Блок защитных труб (БЗТ). Предназначен для фиксации и дистанционирования головок тепловыделяющих сборок, удерживания тепловыделяющих сборок от всплытия, защиты органов регулирования и штанг приводов СУЗ реактора от воздействия потока теплоносителя (температура теплоносителя на выходе из A3 реактора до 320 °С, скорость теплоносителя до 5,7 м/сек, концентрация РБК до 16 гр/л), обеспечения разводки направляющих каналов системы внутриреакторного контроля, обеспечения равномерного выхода теплоносителя по сечению активной зоны. БЗТ представляет собой сварную металлоконструкцию, состоящую из верхней, средней и нижней плит, связанных между собой перфорированным корпусом и защитными трубами СУЗ, каналов ВРК (ТК и КНИ). Материал БЗТ - сталь 08Х18Н10Т, масса 60 тонн. В 61 защитную трубу устанавливаются каркасы, в которых перемещаются органы регулирования (кластеры с ПЭЛ). В защитных трубах ВРК размещены плотные чехлы под термоэлектрические преобразователи и направляющие каналы для сборок КНИ. Над верхней плитой каналы внутриреакторного контроля СВРК группируются в 30 пучков, 14 пучков ТК по 7 плотных чехлов и 16 пучков КНИ по 4 направляющей трубы в каждом пучке. К верхней плите крепления опорная обечайка с фланцем, через который БЗТ прижимается крышкой ВБ к головкам кассет активной зоны реактора. На верхней плите имеются отверстия для транспортировки и технологических операций с БЗТ. Для обеспечения циркуляции теплоносителя под крышкой верхнего блока в средней и верхней плитах предусмотрена перфорация, а во фланце опорной обечайки -щели. На внутренней поверхности опорной обечайки размещаются необлучаемые температурные образцы - свидетели корпусной стали. Ориентация БЗТ в плане осуществляется с помощью шпонок, приваренных к опорной обечайке БЗТ и входящих в соответствующие пазы во фланце шахты реактора. В шахте на уровне нижней плиты БЗТ закреплены шпонки, подогнанные к контактирующим поверхностям соответствующих пазов, выполненных в БЗТ. Блок защитных труб ставится нижней плитой на подпружиненные головки кассет, тем самым поджимая их и препятствуя возникновению их вибрации, и в свою очередь сам поджимается сверху фланцем крышки при затяжке главного разъема. Компенсация технологических допусков и термических напряжений происходит за счет подпружиненной головки ТВС. 1.7. Выгородка. Выгородка предназначена для формирования активной зоны реактора и дистанционирования периферийных кассет, снижает утечку нейтронов из а.з. реактора и служит нейтронной защитой корпуса реактора. Выгородка также уменьшает протечки воды помимо активной зоны реактора. Выгородка представляет собой обечайку, состоящую из нескольких колец. Материал выгородки - сталь 08Х18Н10Т, масса 35 тонн. Кольца скреплены между собой с помощью шпилек и фиксируются штифтами. Внутренняя конфигурация колец повторяет профиль, образованный гранями кассет активной зоны. Для охлаждения на кольцах имеются продольные каналы. При установке выгородки на граненый пояс шахты, каналы в выгородке совпадают с отверстиями в граненом поясе шахты. В шести сквозных отверстиях выгородки установлены трубы с резьбой в нижней части, предназначенные для жесткого закрепления выгородки в шахте от всплытия путем вворачивния их в граненый пояс шахты и одновременно используемые под установку датчиков системы контроля перегрузки (СКП). В верхней части выгородки также устанавливаются контейнерные сборки с облучаемыми образцами-свидетелями корпусной стали. В верхней части выгородка фиксируется с помощью шпонок, закрепленных на внутренней поверхности шахты. Выгородка в плане зафиксирована относительно шахты 3-мя штырями, равномерно расположенными на граненом поясе шахты. Выем выгородки из реактора производится совместно с шахтой. Таким образом выгородка неподвижно крепится в нижней части в шахте, а верхняя часть выгородки имеет возможность температурного перемещения относительно стенки шахты реактора.
- СЛАЙД 5: Теперь перейдем к пониманию, проблематики конструкционных материалов. Ведь реакторы довольно успешно експлуатируются уже больше 60 лет. Во первых как я уже сказал, проектные сроки работы многих реакторов уже подходят к концу, поскольку большинство реакторов будет продлено, то нужно понимание того, что будет происходить с материалом в дальнейшем. Вовторых за все время работы реакторов не было значительно увеличено выгорание ядерного топлива и как следствие не было значительно увеличено эффективность блоков. Так в реакторах поколения 2 выгорание около 3%, в более совершенных до 5%. Однако, развитие систем не сопровождалось повышением степени выгорания топлива, что является главным показателем эффективности работы станции. Так же на данном слайде представлены реакторы поколения 4, которые гораздо более безопасны и эффективны. Выгорание в таких реакторах предпологается на уровне 10 %, что гораздо выше, чем в существующих реакторах. Однако, вместе с повышением эффективности существенно растет нагрузка на материалы конструкций, ожадается что доза повреждений увеличится в 2 раза и это при том, во многих реакторных системах 4 поколения в качестве теплоносителя будет использоваться не только вода, а и жидкий натрий, свинец и другие. Да и температура существенно возрастет от 300-400 град, сейчас до 600-800 С и даже выше в новых реакторах. Очевидно, что проблемы, которые есть сейчас в случае аустенитных сталей никуда не денутся, а будут только усуглублены более высокими нагрузками. Возникает некий парадокс, нам казалось бы нужно увеличить нагрузку на метериал, что бы выиграт в эффективности, а с другой стороны, повысить безопасность и длительность эксплуатации реакторов. В принципе есть 2 подхода, как этого можно достичь. Это либо создание нового материала, или модернизаций уже существующих. В первос случае могуй уйти десятилетия на исследование, создание, тестирование материала и никто не даст гарантию, что он будет лучше и надежнее существующих. Поэтому основная концепция все таки, взять уже работающий материал, который не одно десятилетие используеся, по которому накопилось уже большое количество данных и результатов по експлуатации в разных условия при разных дозах и существенно улучшить. Так и получилось с аустенитной сталью Х18Н10Т, которая широко используется в водо-водяных реакторах в качестве материала ВКУ. На этом слайде представлены этапы эволюции ядерных ситсем. Реакторы пущенные в 50х годах прошлого века, относятся к 1 поколению. Следующими идут реакторы 2 поколения, которые можно считать промышленными. Реаторы поколения 3 и 3+ усовершенствованными, в которых большая роль уделяется безопасности, такие системы оборудованы помимо прочего пассивными системами безопасности, которые должны помочь избежать тяжелых последствий аварий. Однако, развитие систем не сопровождалось повышением степени выгорания топлива, что является главным показателем эффективности работы станции. Так же на данном слайде представлены реакторы поколения 4, которые гораздо более безопасны и эффективны. Выгорание в таких реакторах предпологается на уровне 20 %, что гораздо выше, чем в существующих реакторах. Однако, вместе с повышением эффективности растет нагрузка на материалы конструкций. Если в уществующих тепловых реакторах при выгорании (~5% тяжелых атомов), Доза составляет 8-10сна, быстрых Выгорание ~ 75 ГВтд/т → 10-12% (т.а), Доза - 80-90сна, то в проэктируемых системах Основной же проблемой Выгорание → 100 ГВтд/т (~ 10-11% т.а), Доза → 18-20сна, Быстрые реакторы (FR) Выгорание → ~ 200 ГВтд/т (20-25 % т.а), Доза &gt; 200сна Основная проблема лимитирующая достижение этих целей- радиационная стабильность конструкционных материалов, поскольку именно материалы и определяют безопасность, долговечность, экологичность, эффективность работы атомных станций.
- Теперь перейдем от общего к частному. НА данный момент одним из способов улучшить експлутационные характеристики сталей, и аустенитных в том числе, является введение в матрицу стали наноразмерных оксидов. Такой подход в создании радиационо-стойких сталей предустматривает использование радиационно стойких и термически стабильных оксидов. Считается, что созданные по такому принципу стали будут совмещать высокие характеристики радиационной стойкости, жаропрочности и технологичности чего не хватает в традиционных сталях. ДУО стали должны соответствовать высоким требованиям, основные из которых: •Высокая температура эксплуатации (~ 750°C) • Работа при высоких дозах нейтронов (~ 200 сна) • Стойкость к «агресcивным» теплоносителям (SCW, LM… ) • Длительный срок служб (60 и более лет) • Малая активируемость Повышенные характеристики сталей получают посредством совершенствования структуры стали легированием оксидов Y2O3 и/или TiO2 или других оксидов, которая содержит высокую плотность выделений (до 1022 м-3) диспергированных в матрице. Тем не менее мы работаем не только над исследованием влияния облучения и температур на ДУО стали, а и разрабатываем и пытаемся понять и показать механизмы работы оксидов. На сегодняшний день мы считаем, что оксиды играют двойную роль. С Одной стороны они держат границы зерен не позволяют им расти, что приводит к значительному снижению размеров зерен в материале, и соответственно повышению механических характеристик. С другой стороны оксиды являются эффективными стоками точечных дефектов. Поскольку оксидов диспергированных в матрице порядка 1022 ч/м3, то эффективность их работы как стоков, очень высокая. Таким образом и достигается повышение радиационной стойкости и одновременно радиационной стойкости. Но чтобы получить качественную ДУО сталь с адекватным количеством нановыделений и качественным распределением, традиционная методика изготовления стали пока что не удовлетворяет, и на данный момент такие стали готовят используя методику механического легирования. Если коротко, то берутся порошки стали и оксидов, механически смешиваются в высокоэнергетичных мельницах, и дальше производится целый комплекс механико термических обработок в результате чего удается получить ДУО сталь требуемых характеристик.
- Научно-исследовательские интересы в области радиационного материаловедения ДУО сталей , дисперсно упрочненных оксидами, заключаются в целом комплексе этапов по изучению радиационно-стойких сталей, а именно: В этом подходе особое внимание уделяется моделированию и концептуальному созданию моделией повышения радиационной стойкости ДУО сталей. Непосредственно подбору метода фабрикации и подбор оптимальных параметров создания ДУО сталей Исследование исходной микроструктуры образцов стали. Построение соответствующих графиков и диаграмм параметров зеренной структуры, количества и качества распределения оксидных выделений по матрице стали. Моделирование реакторных условий эксплуатации материалов, путем облучения образцов стали ускоренными ионами при заданных параметрах облучения (доза, температура) и времени Электронная микроскопия высокого разрешения для изучения атомистических аспектов радиационного повреждения, определения степени когерентности межфазных границ (матрица-оксид)
- Электронно-микроскопические исследования показали, что для микроструктуры стали Х18Н10Т ДУО характерны мелкие зерна аустенитной матрицы, при среднем размере равен 1,2 мкм – это рисунок 1. Особенностью микроструктуры является наличие в матрице стали включений оксидов высокой плотности, на рисунке 2 они видны в виде черных точек. Распределение выделений, типичное для образца стали изображено на рис.3, иллюстрирует достаточно однородное распределение выделений оксидов в зернах стальной матрицы. Объемная плотность выделений в различных зернах составляла 1015-1016 см-3 при средней плотности 8·1015 см-3. из нее следует, что основная масса выделений имеет размер 10-20 нм; средний размер выделений составляет ~10 нм. Было установлено, что оксидной выделение относится к сложным оксидам о предположительно имеет вид Y2Ti2O7. Для уточнения параметров решетки оксидов были проведены исследования микродифракции участков образцов с относительно большой площади, показано присутствие сложных оксидов. Однако не исключено, присутствие и других оксидов. Из-за того, что к порошку оксида на основе иттрия был добавлен порошок оксида циркония, в некоторых случаях атомы титана, замещались атомами циркония. Как показали наши исследования, даже небольшие изменения содержания пропорции разных порошков оксидов приводит к существенным изменениям микростуктуры получаемых образцов.
- Микрорентгеновский анализ образца кроме базовых элементов матрицы также показал присутствие Y и Як в образцы. Соответствующие данны е приведены на спектре и в таблице в атомных и массовых процентах. Оксид Zr добавлен для исследования его влияния на эволюцию зеренной структуры, а также степень агломерированности и равномерности распределения оксидов по матрице стали. Показано, что даже незначительное изменение количества добавляемого порошка ZrO2 к оксиду Y2O3 влияет как на размер зерен, так и на размер самих выделений вторичных оксидов и равномерность их распределения по образцу. Электронно-микроскопические исследования стали 08Х18Н10Тс добавлением 0,5% порошка оксидов содержанием 80% мас. Y2O3 и 20% мас. ZrO2 показали наилучшие характеристики по всем вышеперечисленным параметрам.
- Эволюция исследований ДУОстали заключается в интегральном обобщении полученной информации. Так результаты исследований исходной структуры, определения зеренной структуры, наличия выделений, должно быть подкреплено моделированием, наличием снимков структуры при помощи микроскопии высокого розрешения, полученным результатам при облучении. Почему это важно? Для примера возьмем, этот рисунок где показано, зависимость распухания от мощности стоков точечных дефектов. Как видите в данном случае изменения мощности стоков всего на пол порядка, привело почти к 10 кратному уменьшению распухания. Поэтому даже малейшее измениние может сыграть варьезнейшую роль, и это нельзяпопустить.
- Механические исслдедования и сравненние сталей Х18Н10Т Дуо и стандартной стали Х18Н10Т показали, что прочностные параметры ДУО варианта более чем в 2 раза превосходят соответствующие показатели, для традиционной стали.
- И в заключении. Современные реалии таковы, что для дальнейшего развития атомной энергетики на первый план вышли безопасность И экономика. Как показал, чернобыль и фукусима без уверенности в безопасности будущих реакторов, без одбрения общественности, развития этих технологий не будет или будет сильно заторможено. Надеюсь в своем докладе я смог Вам показать, что именно конструкциооные материалы обеспечивают и безопасность и экономику атомной энергетики. НА данный момент чем больше мы получаем ответов, тем больше возникает вопросов. Одному развивать такие мощные направления очень сложно, тем более в наше время, поэтому нужно производить налаживать тесное сотрудничество, как например между ННЦ ХФТИ и ХНУ Каразина, создавать диалоги между собой и сообща выходить на международный уровень. Слово конкуренция сейчас заменено, сотрудничеством.