📄Работа №204206

Тема: Коррозионная стойкость сварных соединений из циркониевого сплава Э110 с защитным хромовым покрытием

Характеристики работы

◩
Тип работы Бакалаврская работа
Физика
Предмет Физика
📄
Объем: 84 листов
📅
Год: 2023
👁️
Просмотров: 61
4800 руб.
🛒 Купить работу
Не подходит эта работа?
Закажите новую по вашим требованиям
Узнать цену на написание
ℹ️ Настоящий учебно-методический информационный материал размещён в ознакомительных и исследовательских целях и представляет собой пример учебного исследования. Не является готовым научным трудом и требует самостоятельной переработки.
📋 Содержание 📖 Аннотация 📖 Введение ✅ Заключение 📕 Литература 🔍 Похожие 🛒 Купить

📋 Содержание

Введение 11
Глава 1. Литературный обзор по защитным покрытиям 14
1.1 Циркониевые сплавы в атомной промышленности 14
1.2 Сварные соединения 19
1.3 Защитные покрытия 25
Глава 2. Материалы и методы 30
2.1 Подготовка образцов 30
2.2 Осаждение покрытий 31
2.3 Высокотемпературное окисление и характеристика образцов 32
2.4 Наводороживание образцов 32
2.5 Методы исследования структурно-фазового состояния образцов 32
2.6 Механические испытания образцов 33
Глава 4. Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение 59
4.1. Оценка коммерческого потенциала и перспективности проведения научных исследований с позиции ресурсоэффективности и ресурсосбережения 59
4.2 Определение возможных альтернатив проведения научных исследований 61
4.3 Планирование научно-исследовательских работ 62
4.4 Определение трудоемкости выполнения работ 63
4.5 Определение ресурсной (ресурсосберегающей), финансовой эффективности исследования 70
Глава 5. Социальная ответственность 74
5.1 Введение 74
5.2 Правовые и организационные вопросы обеспечения безопасности 74
5.2.1 Правовые норма трудового законодательства 74
5.2.2 Эргономические требования к правильному расположению и
компоновке рабочей зоны 75
5.2.3 Методические рекомендации при работе в аналитических
лабораториях 76
5.3 Производственная безопасность 77
5.3.1 Анализ вредных и опасных факторов, которые может создать объект исследования 77
5.3.2 Производственные факторы, связанные с чрезмерно высокой или
низкой температурой материальных объектов производственной среды, могущих вызвать ожоги тканей организма человека 78
5.3.3 Производственные факторы, связанные с электрическим током,
вызываемым разницей электрических потенциалов, под действие которого попадает работающий 79
5.3.4 Производственные факторы, связанные с аномальными
микроклиматическими параметрами воздушной среды на
местонахождении работающего 80
5.3.5 Производственные факторы связанные с акустическим колебаниями
в производственной среде 81
5.3.6 Производственные факторы, связанные с отсутствием или
недостатком необходимого искусственного освещения 83
5.3.7 Опасные производственные факторы, связанные с силами и
энергией механического движения 84
5.4 Экологическая безопасность 85
5.5 Безопасность в чрезвычайных ситуациях 87
5.5.1 Анализ возможных ЧС 87
5.5.2 Наиболее вероятная ЧС 88
5.6 Заключение по разделу «Социальная ответственность» 89
Заключение 91
Список литературы 93

📖 Аннотация

В данной работе исследована коррозионная стойкость лазерно-лучевых сварных соединений из циркониевого сплава Э110 с нанесенным методом магнетронного распыления защитным хромовым покрытием. Актуальность исследования обусловлена необходимостью повышения безопасности ядерных реакторов за счет разработки толерантного топлива, устойчивого к высокотемпературному окислению и водородному охрупчиванию в аварийных условиях, подобных аварии на АЭС "Фукусима". Основные результаты показали, что хромовое покрытие формирует защитный оксидный слой Cr₂O₃, что приводит к параболической кинетике окисления и существенно повышает стойкость к окислению по сравнению с непокрытым материалом. Покрытие также снижает скорость сорбции водорода, увеличивая энергию активации этого процесса с 61 до 70 кДж/моль, и предотвращает хрупкое разрушение образцов после высокотемпературного испытания. Научная значимость заключается в установлении механизмов влияния Cr-покрытия на микроструктурные изменения в зоне сварного шва и кинетику взаимодействия с водородом. Практическая ценность работы состоит в обосновании применения данного покрытия для увеличения ресурса тепловыделяющих сборок водо-водяных реакторов. Обзор литературы, включающий исследования Duan Z. et al. по материалам оболочек ТВЭЛов, Kim C. et al. по окислению сплавов FeCrAl, а также работы Steinbrueck M. и Doyle P. по поведению композитов в условиях реактора, подтверждает перспективность разработки защитных покрытий для циркониевых сплавов.

📖 Введение

Циркониевые сплавы с легирующими элементами такими как Sn или Nb используются в качестве основного конструкционного материала для тепловыделяющих сборок (ТВС), в которые входят тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) и дистанцирующие решётки, в водо-водяных реакторах (ВВЭР) из-за их соответствующих механических свойств, хорошей радиационной и коррозионной стойкости при нормальных условиях эксплуатации (~360 °C и 18,6 МПа) [1]. Однако возможные аварии могут привести к повышению температуры активной зоны реактора, что приведет к ускоренному окислению циркониевых сплавов и последующему водородному охрупчиванию, поскольку сплавы циркония могут быстро взаимодействовать с водяным паром при температурах выше 861 °C. При данной температуре начинает происходить самоподдерживающаяся пароциркониевая реакция с выделением взрывоопасного водорода. Это может привести к разрушению ТВЭЛов и дистанцирующих решёток.
На сегодняшний день продолжают проводиться исследования материалов-кандидатов для водо-водяных реакторов [2-7]. Основное внимание уделяется их устойчивости к окислению в аварийных условиях, например, при аварии с потерей теплоносителя, как это произошло на АЭС Фукусима [8-10]. Новый тип ядерного топлива, так называемое толерантное топливо, должно обладать повышенной устойчивостью к высокотемпературному окислению и водородному охрупчиванию. Краткосрочная стратегия развития толерантного топлива заключается в нанесении защитного покрытия на ТВС из циркониевых сплавов. Многочисленные исследования показали, что нанесение защитных Cr- покрытий на циркониевые сплавы повышает стойкость к высокотемпературному окислению [11-23].
Однако механические свойства циркониевых сплавов могут ухудшаться в следствие водородного охрупчивания и их последующего растрескивания из-за образования гидридов даже при нормальных условиях эксплуатации [24,25]. Водород может образовываться в ходе радиолиза воды и окисления циркониевых сплавов, а затем диффундировать в циркониевые сплавы. Образование гидридов может значительно ухудшить пластичность циркониевых сплавов даже в том случае, если гидриды распределены однородно и ориентированы по окружности или в плоскостном направлениях [26]. Содержание водорода также сильно влияет на микроструктурные изменения и механическое поведение предшествующей 0-Zr фазы, образующейся при охлаждении после высоких температур [27-29]. Большой интерес представляет поведение циркониевых сплавов с защитными покрытиями при наводороживании, поскольку покрытия могут влиять на условия наводороживания и тем самым влиять на содержание водорода и распределение гидридов.
Однако особое внимание должно быть уделено защите элементов, имеющих сварные соединения, поскольку сварка применяется, в частности, для изготовления дистанцирующих решёток [30]. Несмотря на то, что было проведено большое количество исследований по определению соответствующих параметров сварки циркониевых сплавов [31-34], структурные свойства сварных соединений будут отличаться. Хорошо известно [35], что сварной материал имеет три типичные области, такие как сварной шов (СШ), зоны термического воздействия (ЗТВ) и объемный сплав (ОС). Быстрое затвердевание сварных соединений может привести к формированию столбчатой микроструктуры, что приводит к снижению коррозионной стойкости сварных швов [31,36]. Коррозионная стойкость сварных швов из циркониевых сплавов настолько низка, что существует необходимость наносить защитное покрытие на их поверхность.
Влияние осаждения хромового покрытия на стойкость при высокотемпературном окислении (при 1100 °C) сварных швов, выполненных методом лазерно-лучевой сварки из циркониевого сплава, было ранее изучено в [12], где было установлено, что микроструктура сварного сплава не изменяется при осаждении хромового покрытия методом магнетронного распыления, а стойкость к высокотемпературному окислению сварных швов может быть повышена путём нанесения хромового покрытия толщиной 8 мкм.
Однако данные испытания отличались небольшой продолжительностью испытаний, которые составила 2-10 мин. Поскольку осаждение хромового покрытия рассматривается как способ вызвать дополнительное время для предотвращения разрушения ТВС при температурах 1200-1300 °C [11], то коррозионную стойкость сварных швов с хромовым покрытием необходимо изучать при большей продолжительности испытаний.
Также, принимая во внимание влияние сварки на характеристики циркониевых сплавов, необходимо оценить поведение при наводороживании сварных швов с хромовым покрытием в широком диапазоне температур, включая нормальную эксплуатацию (360 °C) и аварийные условия (450 и 900 °C). Кроме того, необходимо оценить механические свойства сварных швов из циркониевого сплава после высокотемпературного окисления и наводороживания, так как это важно для сохранения целостности ТВС в аварийных условиях.
Таким образом, целью данной работы является исследование коррозионной стойкости и механических свойств лазерно-лучевых сварных соединений из циркониевого сплава Э110 с хромовым покрытием.

Возникли сложности?

Нужна качественная помощь преподавателя?

👨‍🎓 Помощь в написании
🎓 Дипломные 📘 Магистерские 📙 Диссертации 📗 Курсовые 📝 Статьи 📄 ВКР

✅ Заключение

Нанесение хромового покрытия методом магнетронного распыления было применено для повышения коррозионной стойкости лазерно-лучевых сварных швов из циркониевого сплава Э110. Благодаря росту внешнего защитного оксидного слоя хрома Cr2O3, кинетика окисления образцов с Cr-покрытием имела параболическую зависимость, которая обычно наблюдается при диффузионно-контролируемом окислении металлов. Тем не менее, изменения в микроструктуре поперечного сечения вследствие стабилизации твердых и хрупких пластин a-Zr(O) в первичных зернах 0-Zr могут вызвать упрочнение сварного шва и увеличение его модуля упругости. При этом хрупкого разрушения образцов с Cr-покрытием обнаружено не было, в то время как образец без покрытия имел хрупкое разрушение после 2 мин высокотемпературного окисления.
Наводороживание ЛЛШ из циркониевого сплава Э110 с Cr-покрытием из циркониевого сплава Э110 проводилось при 360-900 °C в чистом водороде (2 бар). Было установлено, что Cr-покрытие уменьшает скорость сорбции водорода и обеспечивает более высокую энергию активации сорбции водорода (70 кДж/моль) по сравнению с образцами без покрытия (61 кДж/моль). После наводороживания при 900 °C не наблюдалось растрескивания или отслоения Cr-покрытия. Также наводороживание образцов приводит к образованию хрупких 5-гидридов, концентрация и ориентация которых зависит от условий наводороживания и исходной микроструктуры. Гидриды ориентированы в основном в продольном направлении в ОС, в то время как гидриды циркония образуются в поперечном направлении в СШ. Механизм выпадения гидридов аналогичен при температурах 360 и 450 °C. Доля и размер гидридов увеличивается с ростом концентрации водорода, а направление их роста определяется кристаллографической текстурой и ориентацией границ зерен. Водород быстро диффундирует при 900 °C, и гидриды образуются в результате 0^-3 фазового превращения. Полученная микроструктура зависит от концентрации водорода в сплаве, которая может быть значительно выше для образцов с Cr- покрытием из-за замедления десорбции водорода при охлаждении. Также установлено, что образование гидридов вызывает потерю пластичности при высоких их концентрациях.

Нужна своя уникальная работа?
Срочная разработка под ваши требования
Рассчитать стоимость
ИЛИ
Поиск аналога

📕 Список литературы

1. Duan Z., Yang H., Satoh Y., Murakami K., Kano S., Zhao Z., Shen J., Abe H. Current status of materials development of nuclear fuel cladding tubes for light water reactors // Nuclear Engineering and Design. - 2017. - Vol. 316. - P. 131-150.
2. Kim C., Tang C., Grosse M., Maeng Y., Jang C., Steinbrueck M. Oxidation mechanism and kinetics of nuclear-grade FeCrAl alloys in the temperature range of 500-1500 °C in steam // Journal of Nuclear Materials. - 2022. - Vol. 564, No. 153696. - P. 1-15.
3. Doyle P., Sun K., Snead L., Katoh Y., Bartels D., Zinkle S., Raiman S. The effects of neutron and ionizing irradiation on the aqueous corrosion of SiC // Journal of Nuclear Materials. - 2020. - Vol. 536, No. 152190. - P. 1-12.
4. Steinbrueck M., Grosse, M.; Stegmaier, U.; Braun, J.; Lorrette, C. Oxidation of silicon carbide composites for nuclear applications at very high temperatures in steam // Coatings. - 2022. - Vol. 12. - P. 875.
5. Yang, J., Wu, X., Wu, L., Zhong, Y., Xin, H., Chen, Q., Zhang, W., Yang, J., Zhu, C., Ning, Z., Liu, N., Yang., J. Microstructure, mechanical properties and corrosion behavior of AlxCrMoNbZr multiprincipal element alloy coatings for accident-tolerant fuel claddings: Effect of Al content // Surface and Coatings Technology. - 2022. - Vol. 444, No. 128656.
6. Shen, S., Wu, Z., Wang, Y., Xu, C., Xu, J., Wu, J., Yan, Y., Liu, P., Wang, H., Fu, E. Microstructure and radiation stability of nano-dispersoids in particle- reinforced FeCrAl alloys with different Zr concentrations // Journal of Alloys and Compounds. - 2022. - Vol. 925, No. 166625.
7. Sartowska, B., Starosta, W., Walis, L., Smolik, J., Panczyk, E. Multi- elemental coatings on zirconium alloy for corrosion resistance improvement // Coatings. - 2022. - Vol. 12, No. 1112.
8. Yook, H., Lee, Y. Post-LOCA ductility assessment of Zr-Nb Alloy from 1100 to 1300 °C to explore variable peak cladding temperature and equivalent cladding reacted safety criteria // Journal of Nuclear Materials. - 2022. - Vol. 567, No. 153829.
9. Le Saux, M., Brachet, J.C., Vandenberghe, V., Ambard, A., Chosson, R. Breakaway oxidation of zirconium alloys exposed to steam around 1000 °C. // Corrosion Science. - 2020. - Vol. 176, No. 108936.
10. Brachet, J.C., Le Saux, M., Bischoff, J., Palancher, H., Chosson, R., Pouillier, E., Guilbert, T., Urvoy, S., Nony, G., Vandenberghe, T., Lequien, A., Miton, C., Bossis, P. Evaluation of equivalent cladding reacted parameters of Cr- coated claddings oxidized in steam at 1200 °C in relation with oxygen diffusion/partitioning and post-quench ductility // Journal of Nuclear Materials. -
2020. - Vol. 533, No. 152106.
11. Brachet, J.C., Rouesne, E., Ribis, J., Guilbert, T., Urvoy, S., Nony, G., Toffolon-Masclet, C., Le Saux, M., Chaabane, N., Palancher, H., David, A., Bischoff, J., Augereau, J., Pouillier, E. High temperature steam oxidation of chromium-coated zirconium-based alloys: Kinetics and process // Corrosion Science. - 2020. - Vol. 167, No. 108537.
12. Sidelev, D., Kashkarov, E., Grudinin, V., Krinitcyn, M. High-temperature oxidation of Cr-coated laser beam welds made from E110 zirconium alloy // Corrosion Science. - 2022. - Vol. 195, No. 110018.
13. Sidelev, D., Ruchkin, S., Kashkarov, E. High-temperature oxidation of Cr- coated resistance upset welds made from E110 alloy // Coatings. - 2021. - Vol. 11. - P. 577.
14. Yang, J., Steinbruck, M., Tang, C., GroBe, M., Liu, J., Zhang, J., Yun, D., Wang, S. Review on chromium coated zirconium alloy accident tolerant fuel cladding // Journal of Alloys and Compounds. - 2022. - Vol. 895, No. 162450.
15. Kashkarov, E., Afornu, B., Sidelev, D., Krinitcyn, M., Gouws, V., Lider, A. Recent advances in protective coatings for accident tolerant Zr-based fuel claddings // Coatings. - 2021. - Vol. 11. - P. 557.
16. Steinbruck, M., Stegmaier, U., GroBe, M., Czerniak, L., Lahoda, E., Daum, R., Yueh, K. High-temperature oxidation and quenching of chromium-coated zirconium alloy ATF cladding tubes with and w/o pre-damage // Journal of Nuclear Materials. - 2022. - Vol. 559, No. 153470.
17. J.C. Brachet, I. Idarraga-Trujillo, M. Flem, M. Saux, V. Vandenberghe, S. Urvoy, E. Rouesne, T. Guilbert, C. Toffolon-Masclet, M. Tupin, C. Phalippou, F. Lomello, F. Schuster, A. Billard, G. Velisa, C. Ducros, F. Sanchette, Early studies on Cr-coated zircaloy-4 as enhanced accident tolerant nuclear fuel claddings for light water reactors // Journal of Nuclear Materials. - 2019. - Vol. 517. - P. 268¬285.
18. Krejci, J., Kabatova, J., Manoch, F., Koci, J., Cvrcek, L., Malek, J., Krum, S., Sutta, P., Bublikova, P., Halodova, P., Namburi, H., Sevecek, M. Development and testing of multicomponent fuel cladding with enhanced accidental performance // Journal of Nuclear Engineering and Technology. - 2020. - Vol. 52. - P. 597-609.
19. Park, J.H., Kim, H.G., Park, J., Jung, Y.I., Park, D.J., Koo, Y.H. High temperature steam-oxidation behavior of arc ion plated Cr coatings for accident tolerant fuel claddings // Surface and Coatings Technology. - 2015. - Vol. 280. - P. 256-259.
20. Chen, Q., Xiang, Y., Li, Z., He, H., Zhong, Y., Zhu, C., Liu, N., Yang, Y., Liao, J., Chang, H. Microstructure evolution and adhesion properties of thick Cr coatings under different thermal shock temperatures // Surface and Coatings Technology. - 2021. - Vol. 417, No. 127224.
21. Sidelev, D.V., Kashkarov, E.B., Syrtanov, M.S., Krivobokov, V.P. Nickel-chromium (Ni-Cr) coatings deposited by magnetron sputtering for accident tolerant nuclear fuel claddings // Surface and Coatings Technology. - 2019. -Vol. 369. - P. 69-78.
22. Yeom, H., Maier, B., Johnson, G., Dabney, T., Lenling, M., Sridharan, K. High temperature oxidation and microstructural evolution of cold spray chromium coatings on zircaloy-4 in steam environments // Journal of Nuclear Materials. - 2019. - Vol. 526, No. 151737.
23. Maier, B., Yeom, H., Johnson, G., Dabney, T., Walters, J., Xu, P., Romero, J., Shah, H., Sridharan, K. Development of cold spray chromium coatings for improved accident tolerant zirconium-alloy cladding // Journal of Nuclear Materials. - 2019. - Vol. 519. - P. 247-254.
24. Zielinski, A., Sobieszczyk, S. Hydrogen-enhanced degradation and oxide effects in zirconium alloys for nuclear applications // International Journal of Hydrogen Energy. - 2011. - Vol. 36. - P. 8619-8629.
25. Motta, A.T., Capolungo, L., Chen, L.Q., Cinbiz, M.N., Daymond, M.R., Koss, D.A., Zikry, M.A. Hydrogen in zirconium alloys: a review // Journal of Nuclear Materials. - 2019. - Vol. 518. - P. 440-460.
26. Motta, A.T., Chen, L.Q., Hydride formation in zirconium alloys // Journal of The Minerals, Metals & Materials Society. - 2012. - Vol. 64. - P. 1403-1408.
27. Desquines, J., Drouan, D., Guilbert, S., Lacote, P., Embrittlement of pre- hydrided zircaloy-4 by steam oxidation under simulated LOCA transients // Journal of Nuclear Materials. - 2016. - Vol. 469. - P. 20-31.
28. Pshenichnikov, A., Stuckert, J., Walter, M., Microstructure and
mechanical properties of zircaloy-4 cladding hydrogenated at temperatures typical for loss-of- coolant accident (LOCA) conditions // Nuclear Engineering and Design. - 2015. - Vol. 283. - P. 33-39.
29. Hong, L.T., Turque, I., Brachet, J.C., Crepin, J., Andre, G., Barres, Q., Saux, M. L. Phase transformations during cooling from the pZr phase temperature domain in several hydrogen-enriched zirconium alloys studied by in situ and ex situ neutron diffraction // Acta Materialia. - 2020. - Vol. 199. - P. 453-468.
30. Slobodyan, M. Resistance, electron- and laser-beam welding of zirconium alloys for nuclear applications: A review // Nuclear Engineering and Technology. -
2021. - Vol. 53. - P. 1049-1078.
31. Tao, W., Cai, C., Li, L., Chen, Y., Ling W. Y. Pulsed laser spot welding of intersection points for Zircaloy-4 spacer grid assembly // Materials & Design. - 2013. - Vol. 52. - P. 487-494.
32. Cai, C., Li, L., Tao, W., Peng, G., Wang, X. Weld bead size, microstructure and corrosion behavior of zirconium alloys joints welded by pulsed laser spot welding // Journal of Materials Engineering and Performance. - 2016. - Vol. 25. - P. 3783-3792.
33. Elkin, M., Kiselev, A., Slobodyan, M. Pulsed laser welding of Zr1%Nb alloy // Nuclear Engineering and Technology. - 2019. - Vol. 51. - P. 776-783.
34. Lupakov, I., Rodchenkov, B., Vukolova, V., Tyurin, V. Structure and phase composition of weldments in the Zr-2.5Nb alloy // Metal Science and Heat Treatment. - 1973. - Vol. 15. - P. 379-381.
35. Blackburn, J. 3—Laser Welding of Metals for Aerospace and Other Applications // Welding and Joining of Aerospace Materials. - 2012. - P. 75-108.
36. Jeong, Y.H., Kim, H.G., Kim, T.H. Effect of 0 phase, precipitate and Nb- concentration in matrix on corrosion and oxide characteristics of Zr-xNb alloys // Journal of Nuclear Materials. - 2003. - Vol. 317. P. 1-12.
37. Wu, L., Kharchenko, V.O., Kong, X., Kharchenko, D.O. DFT calculations of solute-vacancy binding in Zirconium-based Zr-Nb-Sn alloy // Nuclear Materials and Energy. - 2022. - Vol. 32, No. 101221.
38. Northwood, D.O. The development and applications of zirconium alloys // Materials & Design. - 1985. - Vol. 6. - P. 58.
39. Lemaignan, C. Zirconium alloys: properties and characteristics // Comprehensive nuclear materials. - 2012. - Vol. 2. - P. 217-232.
40. Dey, G.K., Banerjee, S., Mukhopadhyay, P.J. Formation of GammaHydride in Alpha and Beta Zirconium Alloys // Le Journal de Physique Colloques. - 1982. - Vol. 43. - P. 327.
41. Lingamurty, K., Charit, I. Texture development and anisotropic deformation of zircaloys // Progress in Nuclear Energy. - 2006. - Vol. 48. - P. 325.
42. Cheadle, B.A. The development of Zr-2.5Nb pressure tubes for CANDU reactors // 16th International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry. - 2010. - P. 67-87.
43. Suzuki, H., Hashimoto, T., Matsuda, H. Electron-beam welding for pure zirconium and Zircaloy-2 alloy // Journal of the Japan Welding Society. - 1962. - Vol. 31. - P. 44-52.
44. Cheadle, B.A., Coleman, C.E., Licht, H. CANDU-PHW Pressure Tubes: Their Manufacture, Inspection, and Properties // Nuclear Technology. - 1982. - Vol. 57. - P. 413.
45. Murty, K.L., Charit, I. Texture development and anisotropic deformation of zircaloys // Progress in Nuclear Energy. - 2006. - Vol. 48. - P. 325.
46. Raj, B., Mudali, U.K. Materials development and corrosion problems in nuclear fuel reprocessing plants // Progress in Nuclear Energy. - 2006. - Vol. 48. - P. 283-313.
47. Selmi, N., Sari, A. Study of oxidation kinetics in air of zircaloy-4 by in situ X-ray diffraction // Advances in Materials Physics and Chemistry. - 2013. - Vol. 3. - P. 168.
48. Azevedo, C. Selection of fuel cladding material for nuclear fission reactors // Engineering Failure Analysis. - 2011. - Vol. 18, No. 8. - P. 1943-1962.
49. Slobodyan, M. High-energy surface processing of zirconium alloys for fuel claddings of water-cooled nuclear reactors // Nuclear Engineering and Design. - 2021. - Vol. 382. - P. 111364.
50. Sabol, G.P., Schoenberger, G., Balfour, M.G. Improved PWR Fuel Cladding (IAEA-TECDOC-665) // International Atomic Energy Agency. - 1992. - P. 122.
51. Castaldelli, L., Fizzotti, C., Lunde, L. Long-term test results of promising new zirconium alloys // Zirconium in the Nuclear Industry: Proceedings of the 5th International Conference. - 1982. - P. 105-126.
52. Reshetnikov, F.G. Design, production and operation of fuel rods of power reactors // Two Volumes. - 1995. - Vol. 2.
53. Dobromyslov, A.V., Taluts, N.I. The Structure of Zirconium and its Alloys // Fizika Metallov i Metallovedenie. - 1995. - Vol. 79, No. 6. - P. 3-27.
54. Thermophysical Properties Database of Materials for Light Water Reactors and Heavy Water Reactors // International Atomic Energy Agency. - 2006.
55. Banerjee, S., Mukhopadhyay, P. Phase Transformations. Examples from Titanium and Zirconium Alloys // Elsevier Science. - 2007. - Vol. 12.
56. Nikulin, S.A. Zirconium Alloys for Nuclear Power Reactors // MISiS. - 2007.
57. Nikulina, A.V., Malgin, A.G. Impurities and their effect on the structure and properties of zirconium parts in nuclear reactors // Atomic Energy. - 2008. - Vol. 105. - P. 328-339.
58. Kelly, P.M., Smith, P.D. Strain-ageing in zirconium-oxygen alloys // Journal of Nuclear Materials. - 1973. - Vol. 46, No. 1. - P. 23-34.
59. Charquet, D., Hahn, R., Ortlieb, E., Gros, J. P., Wadier, J. F. In Zirconium in the Nuclear Industry // 8th Symposium, ASTM International: Conshohocken. - 1989. - P. 405-422.
60. Mardon, J. P., Charquet, D., Senevat, J. In Zirconium in the Nuclear Industry // 12th International Symposium, ASTM International: Conshohocken. - 2000. - P. 505-524.
61. Terrani, K.A., Accident tolerant fuel cladding development: Promise, status, and challenges // Journal of Nuclear Materials. - 2018. - Vol. 501. - P. 13¬30.
62. AWS A5.24. Specification for zirconium and zirconium-alloy welding electrodes and rods. - 2014.
63. Russian Technical Specification OST 95 503-2006. Welded and brazed joints of parts of nuclear reactor cores. General technical requirements. Acceptance rules and quality control method. - 2006.
64. Komuro, K. Welding of zirconium alloys // Welding International. - 1994.
- Vol. 8. - P. 141-148.
65. Blashchuk, V.E. Zirconium: alloys, welding, application (review) Automatic Welding. - 2005. - Vol. 7. - P. 36-43.
66. Rudling, P., Strasser, A., Garzarolli, F. Welding of zirconium alloys: zirats special topic report // ANT International. - 2007.
67. Slobodyan, M.S. Methods of creation of permanent zirconium alloy joints in reactor art: a review Tsvetnye Metally. - 2016. - Vol. 10. - P. 91-98.
68. Kim, S.S., Lee, C.Y., Yang, M.S. Investigation on Nd:YAG laser weldability of Zircaloy-4 end cap closure for nuclear fuel elements // Journal of the Korean Nuclear Society. - 2001. - Vol. 33, No. 2. - P. 175-183.
69. Kim, S.S., Lee, J.W., Koh, J.H., Lee, Y.H. Technology of the end cap laser welding for irradiation fuel rods // Journal of the Korean Nuclear Society. - 2003. - Vol. 21, No. 6. - P. 626-631.
70. Goncharov, G.B., Grabin, V.F., Korol, A.M., Adeeva, L.I. Structure and properties of welded joints in laser and arc welding Zr-2.5%Nb alloy // Welding International. - 1993. - Vol. 7, No. 10. - P. 798-801.
71. Song, K.N., Hong, S.D., Lee, S.H., Park, H.Y. Effect of mechanical properties in the weld zone on the structural analysis results of a plate-type heat exchanger prototype and pressurized water reactor spacer grid // Journal of Nuclear Science and Technology. - 2012. - Vol. 49, No. 9. - P. 947-960.
72. Song, K.N., Lee, S.H. Effect of weld properties on the crush strength of the PWR spacer grid // Science and Technology of Nuclear Installations. - 2012, No. 540285.
73. Jeong, D.H., Kim, J.H., Park, J.K., Jeon, K.L., Lee, S.K., Suh, J.M. Fatigue characteristics of laser welded Zircaloy thin sheet // International Journal of Modern Physics. - 2012. - Vol. 6. - P. 367-372.
74. Hu, L., Zhou, D., Jia, X., Lu, Y., Tan, Z., Jiang, D. Numerical simulation and laser butt welding of Zr-Sn-Nb-Fe zirconium alloy sheets // Zhongguo Jiguang/Chinese Journal of Lasers. - 2016. - Vol. 43, No. 7.
75. Cai, C., Li, L., Peng, G. Comparative study of oxides formed on fusion zone and base metal of laser welded Zr-1.0Sn-1.0Nb-0.1Fe alloy // Journal of Materials Engineering and Performance. - 2019. - Vol. 28, No. 2. - P. 1161-1172.
76. Slobodyan, M.S., Pavlov, S.K., Remnev, G.E. Corrosion and high- temperature steam oxidation of E110 alloy and its laser welds after ion irradiation Corrosion Science. - 2019. - Vol. 152. - P. 60-74.
77. Slobodyan, M.S., Kudiiarov, V.N., Lider, A.M. Effect of energy parameters of pulsed laser welding of Zr-1%Nb alloy on metal contamination with gases and properties of welds // Journal of Manufacturing Processes. - 2019. - Vol. 45. - P. 472-490.
78. Lancaster, J.F. The Physics of Welding // Physics in technology. - 1984. - Vol. 15, No. 2. - P. 73.
79. Zinkle, S.J., Was, G., Materials challenges in nuclear energy. Acta Materialia. - 2013. - Vol. 61. - P. 735-758.
80. Terrani, K.A., Zinkle, S.J., Snead, L.L. Advanced oxidation-resistant iron¬based alloys for LWR fuel cladding // Journal of Nuclear Materials. - 2014. - Vol. 448. - P. 420-435.
81. Tang, C., Stueber, M., Seifert, H.J., Steinbrueck, M. Protective coatings on zirconium-based alloys as accident-tolerant fuel (ATF) claddings // Corrosion Reviews. - 2017. - Vol. 35. - P. 141-165.
82. Tang, C., Steinbrueck, M., Stueber, M., Grosse, M., Yu, X., Ulrich, S., Seifert, H.J. Deposition, characterization and high-temperature steam oxidation behavior of single-phase Ti2AlC-coated Zircaloy-4 // Corrosion Science. - 2018. - Vol. 135. - P. 87-98.
83. Tunes, M.A., Harrison, R.W., Donnelly, S.E., Edmondson, P.D. A Transmission Electron Microscopy study of the neutron-irradiation response of Ti- based MAX phases at high temperatures // Acta Materialia. - 2019. - Vol. 169. - P. 237-247.
84. Tang, C., GroBe, M., Ulrich, S., Klimenkov, M., Jantsch, U., Seifert, H.J., Stuber, M., Steinbruck, M., High-temperature oxidation and hydrothermal corrosion of textured Cr2AlC-based coatings on zirconium alloy fuel cladding // Surface and Coatings Technology. - 2021. - Vol. 419 - P. 127263.
85. Michau, A., Maury, F., Schuster, F., Nuta, I., Gazal, Y., Boichot, R., Pons, M. Chromium Carbide Growth by Direct Liquid Injection Chemical Vapor Deposition in Long and Narrow Tubes, Experiments, Modeling and Simulation // Coatings. - 2018. - Vol. 8. - P. 220.
86. Gigax, J.G., Kennas, M., Kim, H., Wang, T., Maier, B.R., Yeom, H., Johnson, G.O., Sridharan, K., Shao, L., Radiation response of Ti2AlC MAX phase coated Zircaloy-4 for accident tolerant fuel cladding // Journal of Nuclear Materials.
- 2019. - Vol. 523. - P. 26-32.
87. Xiao, W., Deng, H., Zou, S., Ren, Y., Tang, D., Lei, M., Xiao, C., Zhou, X., Chen, Y., Effect of roughness of substrate and sputtering power on the properties of TiN coatings deposited by magnetron sputtering for ATF // Journal of Nuclear Materials. - 2018. - Vol. 509. - P. 542-549.
88. Maksakova, O.V., Webster, R.F., Tilley, R.D., Ivashchenko, V.I.,
Postolnyi, B.O., Bondar, O.V., Takeda, Y., Rogoz, V.M., Sakenova, R.E.,
Zukowski, P.V., Opielak, M., Beresnev, V.M., Pogrebnjak, A.D. Nanoscale
architecture of (CrN/ZrN)/(Cr/Zr) nanocomposite coatings: Microstructure, composition, mechanical properties and first-principles calculations // Journal of Alloys and Compounds. - 2020. - Vol. 831. - P. 154808.
89. Han, X., Xue, J., Peng, S., Zhang, H. An interesting oxidation
phenomenon of Cr coatings on Zry-4 substrates in high temperature steam environment // Corrosion Science. - 2019. - Vol. 156. - P. 117-124.
90. Kim, H.G., Kim, I.H., Jung, Y.I., Park, D.J., Park, J.Y., Koo, Y.H. High- temperature oxidation behavior of Crcoated zirconium alloy, in: Proceeding of LWR Fuel Performance Meeting/TopFuel. - 2013. - P. 842-846.
91. Wang, Y., Zhou, W., Wen, Q., Ruan, X., Luo, F., Bai, G., Qing, Y., Zhu, D., Huang, Z., Zhang, Y., Liu, T., Li, R. Behavior of plasma sprayed Cr coatings and FeCrAl coatings on Zr fuel cladding under loss-of-coolant accident conditions // Surface and Coatings Technology. - 2018. - Vol. 344. - P. 141-148.
92. Kim, J.M., Ha, T.H., Kim, I.H., Kim, H.G. Microstructure and oxidation behavior of CrAl laser-coated Zircaloy-4 alloy // Metals. - 2019. - Vol. 7. - P. 59.
93. Kim, J.M., Ha, T.H., Park, J.S., Kim, H.G., Effect of laser surface treatment on the corrosion behavior of FeCrAl coated TZM alloy // Metals. - 2016. - Vol. 6. - P. 29.
94. Massey, C.P., Terrani, K.A., Dryepondt, S.N., Pint, B.A. Cladding burst behavior of Fe-based alloys under LOCA // Journal of Nuclear Materials. - 2016. - Vol. 470. - P. 128-138.
95. Richardson, P., Cuskelly, D., Brandt, M., Kisi, E. Microstructural analysis of in-situ reacted Ti2AlC MAX phase composite coating by laser cladding // Surface and Coatings Technology. - 2020. - Vol. 385. - P. 125360.

🛒 Оформить заказ

⚡ Работу высылаем в течении 5 минут после оплаты.
Предоставляемые услуги, в том числе данные, файлы и прочие материалы, подготовленные в результате оказания услуги, помогают разобраться в теме и собрать нужную информацию, но не заменяют готовое решение.
Укажите ник или номер. После оформления заказа откройте бота @workspayservice_bot для подтверждения. Это нужно для отправки вам уведомлений.

🔍 ПОХОЖИЕ РАБОТЫ ПО ТЕМЕ

Исследование влияния параметров режимов сварки нагретым инструментом на свойства сварных соединений полимерных труб ▣Магистерская диссертация ▤Машиностроение 2022 г. 5500 руб. Влияние остаточных напряжений на сварные соединения из разнородных материалов, выполненные диффузионной сваркой в вакууме ▣Магистерская диссертация ∑Материаловедение 2019 г. 4815 руб. Исследование трещиностойкости зоны термического влияния сварных соединений сталей, применяемых для арктических конструкций ▣Магистерская диссертация •Металлургия 2016 г. 4840 руб. Формирование структуры сварного соединения теплостойкой стали 12Х1МФ в зависимости от режима термической обработки ▣Дипломные работы, ВКР ∑Технология производства продукции 2016 г. 6400 руб. РАЗРАБОТКА УЧЕБНО-МЕТОДИЧЕСКОГО КОМПЛЕКСА ДИСЦИПЛИНЫ «ТЕРМИЧЕСКАЯ ОБРАБОТКА СВАРНЫХ СОЕДИНЕНИЙ» ▣Дипломные работы, ВКР ▤Машиностроение 2016 г. 4800 руб. Напыление коррозионностойких покрытий сварных швов магистральных газопроводов ▣Магистерская диссертация ▤Машиностроение 2023 г. 5500 руб. Исследование коррозионной стойкости ремонтных сварных соединений кузова автомобиля ◩Бакалаврская работа ▤Машиностроение 2020 г. 4380 руб. КОНСТРУКТИВНО-ТЕХНОЛОГИЧЕСКОЕ ПРОЕКТИРОВАНИЕ И МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССА СВАРКИ КОРПУСА ПАРУСНОЙ ЯХТЫ ▣Магистерская диссертация •Сварочное производство 2019 г. 4920 руб. Разработка технологии сварки и исследование качества сварных соединений при монтаже трубопроводов и оборудования АЭС ▣Магистерская диссертация •Сварочное производство 2022 г. 5720 руб. Влияние механической неоднородности сварных соединений на эксплуатационные характеристики магистральных трубопроводов ▣Магистерская диссертация •Сварочное производство 2022 г. 5350 руб.

📎 БАКАЛАВРСКАЯ РАБОТА ПО ПРЕДМЕТУ «ФИЗИКА»

Найдено работ: 957

Разработка алгоритмов для обработки данных ультразвуковых измерений в пакете программ MATLAB ◩Бакалаврская работа ∑Физика 2022 г. 4285 руб. Исследование спектров молекул типа сферического волчка ◩Бакалаврская работа ∑Физика 2023 г. 4380 руб. Исследование нейтронно-физических характеристик реактора типа ВВЭР-СКД с МОХ-топливом ◩Бакалаврская работа ∑Физика 2023 г. 4340 руб. Изучение фазовых процессов паров диамагнитных металлов, протекающих в магнитном поле ◩Бакалаврская работа ∑Физика 2023 г. 4210 руб. Численное моделирование физико-механических свойств сплава системы Ti-Nb медицинского назначения ◩Бакалаврская работа ∑Физика 2022 г. 4830 руб. Теоретическое и экспериментальное исследование магнитной подсистемы планарного магнетрона ◩Бакалаврская работа ∑Физика 2023 г. 4390 руб. Исследование зависимости температуры атмосферы реактивного магнетронного разряда от состава газовой смеси, контролируемого оптической эмиссионной спектроскопией ◩Бакалаврская работа ∑Физика 2023 г. 4245 руб. Исследование процесса плазмохимического синтеза оксидных композиций для дисперсионного REMIX-топлива ◩Бакалаврская работа ∑Физика 2022 г. 4385 руб. Структурные и электронные свойства многослойного углерода P4/mmm в нормальном состоянии ◩Бакалаврская работа ∑Физика 2023 г. 4235 руб. МОДУЛЬНОЕ ТЕСТИРОВАНИЕ ПРОГРАММ НА ЯЗЫКЕ PYTHON ◩Бакалаврская работа ∑Физика 2024 г. 4800 руб. Исследование поведения нелинейной системы на примере осциллятора Ван-дер-Поля ◩Бакалаврская работа ∑Физика 2019 г. 4600 руб. АНАЛИЗ ДИФРАКЦИОННЫХ КАРТИН ПРИ ГОМОЭПИТ АКСИАЛЬНОМ РОСТЕ КРЕМНИЙ-КРЕМНИЙ МЕТОДОМ МОЛЕКУЛЯРНО-ЛУЧЕВОЙ ЭПИТАКСИИ ◩Бакалаврская работа ∑Физика 2022 г. 4490 руб. ИССЛЕДОВАНИЕ ЭЛЕКТРОМАГНИТНОГО ОТКЛИКА СЛОИСТЫХ ПОЧВЕННЫХ СТРУКТУР ◩Бакалаврская работа ∑Физика 2024 г. 4290 руб. ИССЛЕДОВАНИЕ НЕЛИНЕЙНОГО ПРОПУСКАНИЯ ДИСПЕРСИЙ НАНОЧАСТИЦ ПОЛУЧЕННЫХ МЕТОДОМ ЛАЗЕРНОЙ АБЛЯЦИИ В ЖИДКОСТИ ◩Бакалаврская работа ∑Физика 2016 г. 4390 руб. ТЕХНИЧЕСКАЯ РЕАЛИЗАЦИЯ КВАНТОВОЙ КРИПТОГРАФИИ ◩Бакалаврская работа ∑Физика 2019 г. 4350 руб.
📋 Содержание 📖 Введение ✅ Заключение 📕 Литература 🔍 Похожие 🛒 Купить ⬆️

Оценка стоимости

Пожалуйста, выберите предмет работы.
Пожалуйста, выберите тип работы.
Пожалуйста, укажите объем работы.
Пожалуйста, укажите срок выполнения.

Это краткая форма заказа. После ее заполнения вы перейдете на полную форму заказа работы

Каталог работ (211304)

Поиск работ


©2026 Cервис помощи студентам в выполнении работ
.