Стартовая >> Архив >> Генерация >> Материалы ядерных энергетических установок

Коррозия урана - Материалы ядерных энергетических установок

Оглавление
Материалы ядерных энергетических установок
Ядерная энергия и материалы
Легководный реактор LWR
Тяжеловодный реактор HWR
Реактор типа LMFBR
Перспективы использования термоядерной энергии
Радионуклидное производство энергии и ее использование
Требования, предъявляемые к выбору ядерных материалов
Свойства реакторных материалов
Анализ специфических свойств материалов при их выборе для ядерных реакторов
Выбор материалов и анализ конструкции с помощью ЭВМ
Компоненты и материалы ядерных реакторов деления
Ядерные топливные материалы
Конструкционные материалы
Материалы органов регулирования, теплоносители
Материалы защиты, системы аварийной защиты
Атомная электростанция (с реактором деления)
Фундаментальные радиационные явления в материалах
Радиационное повреждение нейтронами
Влияние облучения на реакторные материалы
Влияние облучения на физические свойства материалов
Влияние облучения на механические свойства материалов
Влияние облучения на коррозию, свелинг
Отжиг радиационных повреждений, влияние облучения на свойства при низких температурах
Металлический уран
Коррозия урана
Сплавы урана
Влияние облучения на урановое топливо
Керамический уран
Диоксид урана
Радиационное распухание оксидного топлива
Радиационная ползучесть оксидного топлива
Выделение газообразных продуктов деления из оксидного топлива
Монокарбид урана
Нитрид, силицид и сульфиды урана
Коррозия керамического урана, техника безопасности
Плутоний
Металлические сплавы плутония
Керамические соединения плутония
Смешанное керамическое уран-плутониевое топливо
Коэффициент воспроизводства, избыточный коэффициент и время удвоения плутония
Радиационные эффекты плутония
Коррозионные эффекты плутония
Меры безопасности при работе с плутонием
Торий
Свойства тория
Получение и сплавы тория
Керамические соединения тория
Радиационные и коррозионные эффекты тория
Радиоактивный распад в торий-урановом топливном цикле
Конструкционные материалы: металлы
Конструкционные материалы: бериллий и его соединения
Конструкционные материалы: магний
Конструкционные материалы: алюминий
Конструкционные материалы: цирконий
Конструкционные материалы: нержавеющая сталь и никелевые сплавы
Конструкционные материалы: керамика и керметы
Влияние облучения на конструкционные материалы
Коррозия конструкционных материалов
Материалы замедлителя и отражателя
Графит
Материал бланкета
Материал теплоносителя
Материалы систем регулирования, защиты и аварийной защиты
Защита реактора
Системы аварийной зашиты реактора и используемые в них материалы
Материалы в топливных циклах, процессах обогащения и переработки топлива
Обогащение топлива
Переработка топлива
Материалы, используемые в процессах переработки отработавшего топлива
Переработка ядерного топлива
Топливные материалы, участвующие в U-Pu-топливном цикле
Тепловыделяющие элементы
Связующий материал твэлов
Материалы, применяемые при изготовлении твэлов
Каналы для теплоносителя и системы трубопроводов
Корпуса реакторов под давлением
Радиационные эффекты при работе материалов ядерного топлива и конструкционных материалов
Коррозия и трещины материалов твэлов, коррозия каналов теплоносителя
Образование коррозионных и усталостных трещин и течей в каналах для теплоносителей, трубопроводах
Материалы радионуклидных генераторов энергии и термоядерных реакторов
Радионуклидное топливо
Материалы оболочек, материалы и теплоносители радионуклидных генераторов
Концептуальные проекты термоядерных реакторов
Компоненты и материалы термоядерных реакторов
Материалы для изготовления магнитной системы и системы безопасности термоядерных реакторов
Взаимодействие материалов с первой стенкой термоядерного реактора
Материалы первой стенки термоядерного реактора и влияние на них облучения

Уран химически активен и реагирует при комнатной температуре с воздухом, кислородом, водородом, водой, парами воды и другими реагентами. При взаимодействии с водой U образует стабильный оксид UO2, а при взаимодействии с водородом — гидрид урана UH3. Скорость взаимодействия между ураном и водородом при температурах, представляющих практический интерес, значительно выше скорости взаимодействия между ураном и водой. Если на поверхности урана образуется защитная платка UO2, то имеет место один тип коррозии урана в воде, а если не образуется, то другой. По мере увеличения толщины пленка UO2 может растрескиваться, отслаиваться и обнажать свежую поверхность U. На рис. 6.6 показаны различные кривые коррозии U в аэрированной дистиллированной воде [22, 23]. Когда защитная пленка не разрушается, экспериментальные кривые, полученные при температурах 50—70 °С, свидетельствуют о низкой скорости коррозии в течение длительных периодов времени. Растрескивание и разрушение пленки UO2 сопровождается повышением скорости коррозии. При температурах 80 и 100 °С защитная пленка образуется слабо и коррозия образцов происходит с постоянными скоростями.
В насыщенной водородом или обезгаженной воде коррозия при умеренных температурах протекает линейно со временем (в течение длительных периодов времени). На рис. 6.7 представлены скорости коррозии при различных температурах [22, 23].

Рис. 6.6. Коррозия U в деаэрированной дистиллированной воде: зависимость потери массы W образца от времени испытания t

Рис. 6.7. Скорость коррозии U в насыщенной водородой воде  

Основной механизм коррозии связывается в большинстве случаев с гидридной реакцией. Эта химическая реакция играет существенную роль в увеличении общей скорости коррозии (оксидной и гидридной), когда продукт оксидной коррозии защищает металлическую поверхность от доступа воды. Водород, образующийся в процессе коррозии в воде, может диффундировать через продукт оксидной коррозии и приводить к быстрому взаимодействию водорода с ураном. В результате образования гидрида UH3 скорость коррозии увеличивается.
Существуют три основных класса урановых сплавов, которые, по-видимому, могут образовывать и сохранять защитную оксидную пленку при таких высоких температурах, как 350 С. К этим сплавам относятся: 1) сплавы со структурой метастабильной гамма-фазы, 2) пересыщенные а-фазные сплавы и 3) интерметаллические соединения. Экспериментальные данные показывают, что скорости коррозии этих сплавов, например сплава U с 3% по массе молибдена или интерметаллических соединений UAb, UAl3 и UAL», приемлемы в отношении эксплуатации твэлов в реакторах. Однако, как правило, скорость коррозии U и его сплавов увеличивается с ростом температуры, интенсивности облучения (радиационная коррозия) и времени пребывания в реакторной среде.



 
« Магнитный фильтр-сепаратор в схеме очистки производственного конденсата   Метод определения параметров тепловой изоляции паротурбинных блоков ТЭС »
электрические сети