haku: @keyword viruminen / yhteensä: 11
viite: 4 / 11
| Tekijä: | Rissanen, Laura |
| Työn nimi: | Creep in Generation IV nuclear applications |
| Uuden Gen IV ydinvoimasukupolven korkean lämpötilan materiaalihaasteet | |
| Julkaisutyyppi: | Diplomityö |
| Julkaisuvuosi: | 2010 |
| Sivut: | 153 Kieli: eng |
| Koulu/Laitos/Osasto: | Koneenrakennustekniikan laitos |
| Oppiaine: | Koneenrakennuksen materiaalitekniikka (Kon-67) |
| Valvoja: | Hänninen, Hannu |
| Ohjaaja: | Holmström, Stefan |
| OEVS: | Sähköinen arkistokappale on luettavissa Aalto Thesis Databasen kautta.
Ohje Digitaalisten opinnäytteiden lukeminen Aalto-yliopiston Harald Herlin -oppimiskeskuksen suljetussa verkossaOppimiskeskuksen suljetussa verkossa voi lukea sellaisia digitaalisia ja digitoituja opinnäytteitä, joille ei ole saatu julkaisulupaa avoimessa verkossa. Oppimiskeskuksen yhteystiedot ja aukioloajat: https://learningcentre.aalto.fi/fi/harald-herlin-oppimiskeskus/ Opinnäytteitä voi lukea Oppimiskeskuksen asiakaskoneilla, joita löytyy kaikista kerroksista.
Kirjautuminen asiakaskoneille
Opinnäytteen avaaminen
Opinnäytteen lukeminen
Opinnäytteen tulostus
|
| Sijainti: | P1 Ark Aalto | Arkisto |
| Avainsanat: | Generarion IV reactor creep SCW autoclave 316NG 347H 1.4970 Gen IV reaktori viruminen superkriittinen vesi autoklaavi 316NG 347H 1.4970 |
| Tiivistelmä (fin): | Ydinenergia on yksi mahdollisista energian tuotantomuodoista, jonka avulla kasvava energian tarve ja hiilidioksidipäästöjen vähentämistavoitteet voidaan tulevaisuudessa saavuttaa. Kansainvälisessä yhteistyössä kehitetään kuutta uutta, neljännen sukupolven innovatiivista ydinreaktorityyppiä. Sukupolven IV ydinreaktorit ovat edistyksellisiä polttoainekierroltaan ja mahdollistavat yhdistetyn vedyn tuotannon. Tulevaisuuden ydinenergiasysteemien kehittämisen ja käyttöönoton onnistuminen riippuu paljolti rakennemateriaalien valinnasta. Neljännen sukupolven ydinvoimalaitoksissa materiaalien käyttölämpötilat ovat erittäin korkeita, ja lisäksi säteily ja hapettuminen aiheuttavat haasteita materiaalien mekaanisten ominaisuuksien kannalta. Tällä hetkellä on runsaasti kehitystarpeita ja tarvitaan lisää tutkimusta materiaaliominaisuuksien selvittämiseksi vaativissa olosuhteissa sekä erilaisten jäähdytteiden vaikutuksista rakennemateriaaleihin. Tässä työssä tarkastellaan tutkimustarpeita liittyen sukupolven IV ydinreaktorien rakennemateriaaleihin ja viimeaikaisia tutkimuksia tällä alueella. Taustatietona aiheeseen esitellään kuusi sukupolven IV reaktorikonseptia, niiden pääparametrit, suunnitellut lämpötila-alueet ja säteilyannokset, joissa rakennemateriaalien tulee toimia. Materiaaliteknologian haasteet ja virumisesta todennäköisimmin kärsivät komponentit kuvataan tarkemmin. Eurooppalainen superkriittinen vesijäähdytteinen reaktori esitellään yksityiskohtaisemmin. Sukupolven neljä reaktorikonseptien hyötysuhteita verrataan 0L3 (Gen III) reaktoriin. Kirjallisuusosassa esitellään virumisen, säteilyn ja hapettumisen teoriat. Kirjallisuuden perusteella on tutustuttu viimeaikaisiin tutkimuksiin koskien virumisen ja säteilyn kestävien terästen tutkimusta, keskittyen austeniittisiin ruostumattomiin teräksiin. Työn kokeellisen osan tavoitteena oli tehdä alustavia arvioita valittujen austeniittisten ruostumattomien terästen virumisnopeuksista superkriittisessä vedessä. Vakiokuormalla suoritetuissa virumiskokeissa testattiin AISI 316NG, 347H ja 1.4970 teräksiä superkriittisessä vedessä ja heliumissa 500 °C ja 650 °C lämpötiloissa. Yhden kokeen kesto oli enintään 400 h. Koemateriaalien hapettumista mallinnettiin perustuen HPLWR tietokantaan. Virumisen murtoaikamallinnusta suoritettiin materiaalistandardien dataan perustuen. Työn tärkeimmät tulokset olivat venymänopeuksien mallinnuksen perusteella saadut virumisnopeusarvot testatuille materiaaleille. Verrattaessa venymänopeuksia superkriittisessä vedessä ja heliumissa, 316NG ja 347H terästen venymänopeudet olivat 1.5 - 2.5 kertaa nopeampia superkriittisessä vedessä. 1.4970 teräkselle ero ei ollut havaittava. Kokeiden jälkeen näytteiden mikrorakenteet ja muodostuneet oksidikerrokset tutkittiin SEM:llä. 1.4970 teräs kärsi vähiten myös hapettumisesta. |
| Tiivistelmä (eng): | Nuclear power has potentially important role in the future in fulfilling the world's growing energy needs and reducing the carbon dioxide emission. Six new, innovative nuclear energy systems have been identified and selected for further development in international co-operation. These generation IV nuclear energy systems employ a variety of reactor, energy conversion and fuel cycle technologies. The successful development and deployment of Gen IV nuclear energy systems depend on the performance and reliability issues involving the structural materials. The structural materials need to suntan mechanical properties in high temperatures, high neutron doses and corrosive environment caused by new or enhanced type of coolants. Knowledge of material properties, material-coolant interaction and especially material degradation processes for these new environments is limited. This master's thesis summarises the research needs for structural materials indented to use in Gen IV nuclear energy systems and recent studies on this field. As a background to the subject, this master's thesis includes a description of the six Gen IV nuclear reactor systems, their operating parameters, expected temperature and irradiation conditions. The challenges faced by the structural materials and the components most likely sufferings from creep are highlighted. The European supercritical water cooled reactor, the high performance light water reactor (HPLWR), is introduced in more detail. The potential efficiency increase of the different Gen IV nuclear reactor systems has been compared to 0L3 (Gen III). The thesis includes basic theory of creep, irradiation and oxidation mechanisms. A literature survey of creep and irradiation resistant steels has been conducted. In addition a state-of-the-art review into the recent studies on the fields of creep resistant steels and materials for irradiation conditions is done. Focus is put on austenitic stainless steels as one of the material class under active consideration for use in different Gen IV reactor components. The objective of the experimental work in this thesis was to provide the necessary background information on the effects of creep on potential HPLWR reactor materials. To reach this constant load tests for three austenitic stainless steels, AISI 316NG, 347H and 1.4970, were conducted in supercritical water and helium at temperatures 500°C and 650°C. The duration of one test was limited to about 400 h. Oxidation modelling for HPLWR dataset for tested materials was performed. Time to rupture modelling of creep for data retrieved from materials standards was performed for tested materials. Modelling exercises were also performed to evaluate the primary strain rates. Comparison of the primary strain rates in supercritical water and in helium showed clear difference in the behaviour of 316NG and 347H steels. The strain rates were 1.5 - 2.5 times higher in supercritical water than in helium. For 1.4970 steel such difference was not observed. After the tests the specimens' microstructure and formed oxide layers were determined with SEM. 1.4970 steel seemed to be superior also in oxidation resistance. The thesis also includes test equipment description and ideas for further development of the supercritical water autoclave system. |
| ED: | 2010-03-19 |
INSSI tietueen numero: 39322
+ lisää koriin
INSSI