Эволюция микроструктуры стали типа Х18Н10Т при низкотемпературном облучении нейтронами как основной фактор упрочнения

Необходимость продления назначенного срока службы реакторов ВВЭР в России и Украине, реакторов PWR в Европе, Японии и Америке привела к появлению большого количества работ, посвященных исследованиям радиационных явлений в аустенитных сталях, облученных при условиях, близких к условиям эксплуатации в...

Повний опис

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Опубліковано в: :	Вопросы атомной науки и техники
Дата:	2007
Автори:	Неустроев, В.С., Островский, З.Е., Белозеров, С.В.
Формат:	Стаття
Мова:	Russian
Опубліковано:	Федеральне державне унітарне підприємство - Науково-дослідницький інститут атомних реакторів Росії 2007
Теми:	Материалы реакторов на тепловых нейтронах
Онлайн доступ:	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/110631
Теги:	Додати тег Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Цитувати:	Эволюция микроструктуры стали типа Х18Н10Т при низкотемпературном облучении нейтронами как основной фактор упрочнения / В.С. Неустроев, З.Е. Островский, С.В. Белозеров // Вопросы атомной науки и техники. — 2007. — № 6. — С. 78-81. — Бібліогр.: 6 назв. — рос.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-110631
record_format	dspace
spelling	Неустроев, В.С. Островский, З.Е. Белозеров, С.В. 2017-01-05T19:27:31Z 2017-01-05T19:27:31Z 2007 Эволюция микроструктуры стали типа Х18Н10Т при низкотемпературном облучении нейтронами как основной фактор упрочнения / В.С. Неустроев, З.Е. Островский, С.В. Белозеров // Вопросы атомной науки и техники. — 2007. — № 6. — С. 78-81. — Бібліогр.: 6 назв. — рос. 1562-6016 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/110631 621.039.526 Необходимость продления назначенного срока службы реакторов ВВЭР в России и Украине, реакторов PWR в Европе, Японии и Америке привела к появлению большого количества работ, посвященных исследованиям радиационных явлений в аустенитных сталях, облученных при условиях, близких к условиям эксплуатации внутрикорпусных устройств этих реакторов. Данная статья посвящена анализу экспериментальных результатов упрочнения и изменения характеристик микроструктуры стали Х18Н10Т, облученной в реакторе ВВЭР-1000 при относительно низких температурах (285…320 °С) Необхідність продовження призначеного терміну служби реакторів ВВЕР у Росії й Україні, реакторів PWR у Європі, Японії й Америці привели до появи великої кількості робіт, присвячених дослідженням радіаційних явищ в аустенітних сталях, опромінених при умовах, близьких до умов експлуатації внутрікорпусних пристроїв цих реакторів. Стаття присвячена аналізу експериментальних результатів зміцнення й зміни характеристик мікроструктури стали Х18Н10Т, опроміненої в реакторі ВВЕР-1000 при відносно низьких температурах (285...320 °С). The necessity of prolongation of operating lifetime of the WWER reactors in Russia and Ukraine, PWR reactors in Europe, Japan and America evoked a great number of examinations of radiation phenomena in austenitic steels under irradiation conditions close to those of operation of power reactor in-vessel devices. This paper is devoted to analysis of the examination results of hardening and changing of microstructure characteristic Fe-18Cr-10Ni-Ti steel irradiated in the WWER-1000 reactors at relatively low irradiation temperatures (285…320 °C). ru Федеральне державне унітарне підприємство - Науково-дослідницький інститут атомних реакторів Росії Вопросы атомной науки и техники Материалы реакторов на тепловых нейтронах Эволюция микроструктуры стали типа Х18Н10Т при низкотемпературном облучении нейтронами как основной фактор упрочнения Еволюція мікроструктури стали типу Х18Н10Т при низькотемпературному опроміненні нейтронами як основний фактор зміцнення Evolution of microstructure of the neutron irradiated at low temperature Fe-18Cr-10Ni-Ti stainless steel as a main factor of hardening Article published earlier
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
title	Эволюция микроструктуры стали типа Х18Н10Т при низкотемпературном облучении нейтронами как основной фактор упрочнения
spellingShingle	Эволюция микроструктуры стали типа Х18Н10Т при низкотемпературном облучении нейтронами как основной фактор упрочнения Неустроев, В.С. Островский, З.Е. Белозеров, С.В. Материалы реакторов на тепловых нейтронах
title_short	Эволюция микроструктуры стали типа Х18Н10Т при низкотемпературном облучении нейтронами как основной фактор упрочнения
title_full	Эволюция микроструктуры стали типа Х18Н10Т при низкотемпературном облучении нейтронами как основной фактор упрочнения
title_fullStr	Эволюция микроструктуры стали типа Х18Н10Т при низкотемпературном облучении нейтронами как основной фактор упрочнения
title_full_unstemmed	Эволюция микроструктуры стали типа Х18Н10Т при низкотемпературном облучении нейтронами как основной фактор упрочнения
title_sort	эволюция микроструктуры стали типа х18н10т при низкотемпературном облучении нейтронами как основной фактор упрочнения
author	Неустроев, В.С. Островский, З.Е. Белозеров, С.В.
author_facet	Неустроев, В.С. Островский, З.Е. Белозеров, С.В.
topic	Материалы реакторов на тепловых нейтронах
topic_facet	Материалы реакторов на тепловых нейтронах
publishDate	2007
language	Russian
container_title	Вопросы атомной науки и техники
publisher	Федеральне державне унітарне підприємство - Науково-дослідницький інститут атомних реакторів Росії
format	Article
title_alt	Еволюція мікроструктури стали типу Х18Н10Т при низькотемпературному опроміненні нейтронами як основний фактор зміцнення Evolution of microstructure of the neutron irradiated at low temperature Fe-18Cr-10Ni-Ti stainless steel as a main factor of hardening
description	Необходимость продления назначенного срока службы реакторов ВВЭР в России и Украине, реакторов PWR в Европе, Японии и Америке привела к появлению большого количества работ, посвященных исследованиям радиационных явлений в аустенитных сталях, облученных при условиях, близких к условиям эксплуатации внутрикорпусных устройств этих реакторов. Данная статья посвящена анализу экспериментальных результатов упрочнения и изменения характеристик микроструктуры стали Х18Н10Т, облученной в реакторе ВВЭР-1000 при относительно низких температурах (285…320 °С) Необхідність продовження призначеного терміну служби реакторів ВВЕР у Росії й Україні, реакторів PWR у Європі, Японії й Америці привели до появи великої кількості робіт, присвячених дослідженням радіаційних явищ в аустенітних сталях, опромінених при умовах, близьких до умов експлуатації внутрікорпусних пристроїв цих реакторів. Стаття присвячена аналізу експериментальних результатів зміцнення й зміни характеристик мікроструктури стали Х18Н10Т, опроміненої в реакторі ВВЕР-1000 при відносно низьких температурах (285...320 °С). The necessity of prolongation of operating lifetime of the WWER reactors in Russia and Ukraine, PWR reactors in Europe, Japan and America evoked a great number of examinations of radiation phenomena in austenitic steels under irradiation conditions close to those of operation of power reactor in-vessel devices. This paper is devoted to analysis of the examination results of hardening and changing of microstructure characteristic Fe-18Cr-10Ni-Ti steel irradiated in the WWER-1000 reactors at relatively low irradiation temperatures (285…320 °C).
issn	1562-6016
url	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/110631
citation_txt	Эволюция микроструктуры стали типа Х18Н10Т при низкотемпературном облучении нейтронами как основной фактор упрочнения / В.С. Неустроев, З.Е. Островский, С.В. Белозеров // Вопросы атомной науки и техники. — 2007. — № 6. — С. 78-81. — Бібліогр.: 6 назв. — рос.
work_keys_str_mv	AT neustroevvs évolûciâmikrostrukturystalitipah18n10tprinizkotemperaturnomoblučeniineitronamikakosnovnoifaktorupročneniâ AT ostrovskiize évolûciâmikrostrukturystalitipah18n10tprinizkotemperaturnomoblučeniineitronamikakosnovnoifaktorupročneniâ AT belozerovsv évolûciâmikrostrukturystalitipah18n10tprinizkotemperaturnomoblučeniineitronamikakosnovnoifaktorupročneniâ AT neustroevvs evolûcíâmíkrostrukturistalitipuh18n10tprinizʹkotemperaturnomuopromínenníneitronamiâkosnovniifaktorzmícnennâ AT ostrovskiize evolûcíâmíkrostrukturistalitipuh18n10tprinizʹkotemperaturnomuopromínenníneitronamiâkosnovniifaktorzmícnennâ AT belozerovsv evolûcíâmíkrostrukturistalitipuh18n10tprinizʹkotemperaturnomuopromínenníneitronamiâkosnovniifaktorzmícnennâ AT neustroevvs evolutionofmicrostructureoftheneutronirradiatedatlowtemperaturefe18cr10nitistainlesssteelasamainfactorofhardening AT ostrovskiize evolutionofmicrostructureoftheneutronirradiatedatlowtemperaturefe18cr10nitistainlesssteelasamainfactorofhardening AT belozerovsv evolutionofmicrostructureoftheneutronirradiatedatlowtemperaturefe18cr10nitistainlesssteelasamainfactorofhardening
first_indexed	2025-11-25T09:59:34Z
last_indexed	2025-11-25T09:59:34Z
_version_	1850512050514558976
fulltext	УДК 621.039.526 ЭВОЛЮЦИЯ МИКРОСТРУКТУРЫ СТАЛИ ТИПА Х18Н10Т ПРИ НИЗКОТЕМПЕРАТУРНОМ ОБЛУЧЕНИИ НЕЙТРОНАМИ КАК ОСНОВНОЙ ФАКТОР УПРОЧНЕНИЯ В.С. Неустроев, З.Е. Островский, С.В. Белозеров ФГУП ГНЦ РФ НИИАР, г. Димитровград Ульяновской области, 433510 Необходимость продления назначенного срока службы реакторов ВВЭР в России и Украине, реакторов PWR в Европе, Японии и Америке привела к появлению большого количества работ, посвященных исследованиям радиационных явлений в аустенитных сталях, облученных при условиях, близких к условиям эксплуатации внутрикорпусных устройств этих реакторов. Данная статья посвящена анализу экспериментальных результатов упрочнения и изменения характеристик микроструктуры стали Х18Н10Т, облученной в реакторе ВВЭР-1000 при относительно низких температурах (285…320 оС) ВВЕДЕНИЕ В настоящее время 13% электроэнергии, вырабатываемой в Российской Федерации, приходится на долю атомной энергетики. Большая часть реакторов эксплуатируемых в РФ, – реакторы ВВЭР. Возраст значительной части этих реакторов, построенных в 70-80-е годы прошлого столетия, подходит к назначенному сроку службы – 30 лет, установленному в те годы на основе ограниченной базы данных по свойствам материалов после облучения. В решении этой глобальной задачи важной частью считается обоснование работоспособности таких ответственных элементов конструкций, как внутрикорпусные устройства (выгородка, корзина, шахта реактора и др.), в течение всего срока службы реактора и возможного продления ресурса элементов ВКУ реакторов ВВЭР исходя из требований безопасной эксплуатации реакторов. Нейтронно-физические расчеты, проведенные в ОКБ «Гидропресс», показывают, что максимальная нейтронная повреждающая доза, выражаемая в смещениях на атом (сна), на отдельных участках выгородки через 30 лет эксплуатации достигнет примерно 75 сна, а при планируемом увеличении срока службы реактора до 60 лет – 100 сна и более. Образование таких радиационных дефектов, как дислокационные петли, поры, радиационно- индуцированные выделения вторых фаз приводит к значительным изменениям физико-механических свойств материала. Учитывая уже известные данные о поведении сталей аустенитного класса после облучения [1-5], целью работы является изучение дозовых изменений микроструктуры и механических свойств стали 06Х18Н10Т после облучения непосредственно в реакторе ВВЭР-1000 и их взаимосвязи. ОБЪЕКТ ИССЛЕДОВАНИЯ И ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ МЕТОДЫ Так как сталь Х18Н10Т является не только материалом выгородки реактора ВВЭР-1000, но также и направляющих каналов СУЗ, провели экспериментальное исследование изменения структуры и механических свойств в стали 06Х18Н10Т – материале направляющего канала (НК), облученного в составе ТВС реактора ВВЭР- 1000 Балаковской АЭС в течение пяти лет в интервале повреждающих доз от 0.2 до 15 сна при температурах около 300 оС. Направляющий канал был разделён на 9 уровней, из которых вырезались образцы для экспериментальных исследований плотности стали, радиационно-индуцированной микроструктуры стали 06Х18Н10Т при температурах облучения 285…310 оС во всем интервале повреждающих доз, характеристик механических свойств и их связи с микроструктурой стали. Измерение плотности проводилось методом гидростатического взвешивания. Погрешность измерения для 5 измерений с доверительной вероятностью 95% составляет ±0.2%. Одним из методов изучения радиационного упрочнения и низкотемпературного радиационного охрупчивания являются испытания на разрыв образцов на дистанционной машине ММ-150Д в соответствии со стандартом предприятия [6]. Испытания проводились на кольцевых образцах при скорости перемещения активного захвата 1 мм/мин в интервале температур 20…800 оС. Погрешность определения нагрузки составляет 3%, а относительного удлинения —5%. Для исследования микроструктуры использовали метод просвечивающей электронной микроскопии. Вырезали образцы в виде дисков диаметром 3 мм, после механической шлифовки до толщины 0,1 мм их электролитически утоняли. Образцы исследовали на электронном микроскопе JEM-2000FXII с применением энергодисперсионного рентгеновского ________________________________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 6. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (91), с. 78-81. 78 спектрометра LINK для определения элементного состава матрицы и выделений вторых фаз. Погрешность в определении концентрации дислокационных петель, пор, вторых фаз оценивается в 30…35%, размеров этих структурных составляющих — в 10%, объемной доли частиц вторых фаз и пор — в 30…40% Химический состав необлученных образцов стали определяли методом эмиссионного спектрального анализа на основе индуктивно- связанной плазмы. Доверительные границы относительной погрешности измерения массовой доли основных химических элементов, входящих в состав стали в диапазоне 0.006…20%, при доверительной вероятности 0.95 и числе параллельных определений n=3 составляют не более ± (2.5…3.5)%. РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЙ В таблице приведены результаты измерения химического состава стали типа 06Х18Н10Т методом эмиссионного спектрального анализа на основе индуктивно-связанной плазмы. Дополнительно было определено содержание элементов, не являющихся основными легирующими элементами, а определяемых ГОСТ 5632-72 как неустранимые примеси. Химический состав стали 06Х18Н10Т Массовая доля элементов, % Cr Ni Ti Mn Cu Si V W Al Mo 18.6 10.4 0.48 1.35 0.14 0.76 0.04 0.051 0.09 0.22 В работе [1] были проведены измерения активности радионуклидов 54Mn и 60Co и построено распределение повреждающей дозы по высоте изделия. ИЗМЕРЕНИЯ ПЛОТНОСТИ ОБЛУЧЁННЫХ И НЕОБЛУЧЁННЫХ ОБРАЗЦОВ Согласно работе [2] при температуре облучения 308 и 310 ºС были обнаружены вакансионные поры в стали 08Х18Н10Т, облучённой в реакторе ВВЭР- 1000 Ровенской АЭС. Учитывая этот факт, можно предположить, что при температурах ≈300 ºС и повреждающих дозах 5…10 сна имеется инкубационная стадия распухания (распухание, определённое на основе ТЭМ-исследований из расчёта концентрации и размера пор, составило 0,013 %). Для определения возможного распухания были проведены измерения плотности облучённых (исследуемый направляющий канал) и необлученных образцов (из трубы, изготовленной из аустенизированной стали Х18Н10Т). После проведения статистической обработки результатов измерений облучённых и необлучённых образцов получили следующие результаты: среднее (по 20 измерениям) значение плотности необлучённых образцов составило 7,874 г/см3 , а облучённых (по 9 измерениям) 7,873 г/см3. Сравнивая плотности облучённых и необлучённых образцов одной марки стали, можно сделать вывод, что распухания материала после нейтронного облучения при указанных условиях облучения не произошло. ЗАВИСИМОСТИ МЕХАНИЧЕСКИХ СВОЙСТВ ОТ ПОВРЕЖДАЮЩЕЙ ДОЗЫ На рис. 1 показаны экспериментальные и теоретические дозные зависимости прироста предела текучести аустенитной нержавеющей стали 06Х18Н10Т, облучённой в течение пяти лет в реакторе ВВЭР-1000 до максимальной повреждающей дозы 15 сна при различных температурах испытания, и данные из работы, посвящённой исследованию направляющего канала, облучённого в реакторе ВВЭР-1000 Ровенской АЭС в течение трёх лет [3]. ________________________________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 6. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (91), с. 78-81. 79 Рис. 1. Зависимость прироста предела текучести стали Х18Н10Т от повреждающей дозы при различных температурах испытания: ◊ − 20 оС ; • − 300 оС; � − 600 оС Экспериментальные данные аппроксимировались с использованием формулы (1) для упрочнения (∆σ0.2) в зависимости от повреждающей дозы (Kt) в соответствии с работой [3]: ∆σ0.2 = А ( )0/1 DKte −− . (1) Коэффициент А, характеризующий уровень насыщения, равен 500 МПа, а коэффициент Dо = 4.7 сна имеет форму кривой (значение констант А и Dо приведены для Тисп = Тобл = 300 оC). При достижении повреждающей дозы порядка 5 сна и выше значения предела текучести и упрочнения выходят на насыщение. Для исследуемой стали 06Х18Н10Т, облученной в реакторах ВВЭР-1000, увеличение предела текучести достигает 500 МПа при повреждающей дозе 15 сна. Приведённое в работе [3] математическое обоснование формулы (1) показало, что коэффициент А зависит от температуры и характеризует отжиг радиационных дефектов при облучении. Исследования показали, что функция А = А(Т) имеет вид, близкий к линейному в диапазоне температур испытания от 0 до 500 ºС. Очевидно, что при высоких температурах испытания радиационное упрочнение начинает уменьшаться, что связано с отжигом образовавшихся при облучении дефектов (кластеров и дислокационных петель Франка). При Тисп=800 0С прочностные характеристики облучённого материала становятся равными характеристикам необлучённого. Резкое снижение пластичности наблюдается уже при небольших повреждающих дозах (≈5 сна), и далее характеристики пластичности с ростом повреждающей дозы также выходят на насыщение до уровня ≈ 1…2% для равномерного относительного удлинения. Такое снижение пластичности можно классифицировать как низкотемпературное радиационное охрупчивание. Резкое уменьшение величины равномерного относительного удлинения с увеличением дозы облучения, т.е. переход от равномерного удлинения всего образца к удлинению его в образовавшейся шейке, что видно из диаграмм растяжения, можно объяснить недостаточной способностью металла к деформационному упрочнению [5]. РЕЗУЛЬТАТЫ ТЭМ-ИССЛЕДОВАНИЯ СТРУКТУРЫ СТАЛИ 06Х18Н10Т ДО И ПОСЛЕ ОБЛУЧЕНИЯ В РЕАКТОРЕ ВВЭР-1000 Провели электронно-микроскопическое исследование структуры образцов стали 08Х18Н10Т как в необлученном состоянии, так и после облучения на восьми образцах, вырезанных из различных уровней по высоте направляющего канала. Структура стали Х18Н10Т в необлученном состоянии характеризуется наличием внутризеренных выделений вторых фаз (карбидов титана TiC и Me23C6) диаметром не более 1 мкм. В структуре стали в необлученном состоянии наблюдаются скопления линейных дислокаций, плотность которых оценивается величиной (1,0±0,3) ⋅1010 см-2. Увеличение плотности скоплений линейных дислокаций отмечается вокруг выделений второй фазы. Общий вид структуры стали 06Х18Н10Т в облученном состоянии для всех исследованных образцов практически одинаков. Размер выделений второй фазы (TiC) не имеет существенных отличий в сравнении с необлученным состоянием. ________________________________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 6. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (91), с. 78-81. 80 Дислокационная структура всех исследованных образцов представляет собой скопления радиационных дефектов в виде мелкодисперсных черных и черно-белых точек и дислокационных петель, размер и концентрация которых зависят от повреждающей дозы. Вакансионные поры не были обнаружены ни в одном из исследованных образцов. Средний диаметр петель меняется с дозой облучения (рис. 2,а), а максимальный диаметр отдельных петель достигает 25 нм. Концентрация петель растет с увеличением повреждающей дозы и находится в диапазоне (2…9)⋅1016 см-3 (см. рис. 2,б). Так как концентрация петель с большим диаметром (>15 нм) мала, то основной вклад в упрочнение дают петли малого размера [5], образовавшиеся при низких дозах облучения (до 4 сна), это и определяет выход на насыщение прочностных характеристик. 0,0E+00 2,0E+16 4,0E+16 6,0E+16 8,0E+16 1,0E+17 1,2E+17 0 2 4 6 8 10 12 14 16 Повреждающая доза, сна К он це нт ра ци я пе те ль , с м-3 0 2 4 6 8 10 12 14 16 0 2 4 6 8 10 12 14 16 Повреждающая доза, сна Д иа ме тр п ет ел ь, н м а б Рис. 2. Дозные зависимости параметров микроструктуры: а – средний диаметр; б – концентрация петель Франка ОЦЕНКА УПРОЧНЕНИЯ ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ТЭМ-ИССЛЕДОВАНИЙ Используя данные, полученные из электронно- микроскопических исследований облучённых образцов, было рассчитано радиационное упрочнение по формуле (2): ∆σ = αMGb Nd , (2) где α – коэффициент упрочнения, зависящий от типа радиационных дефектов (αпетель = 0.25); М= 3,1 – фактор Тейлора; G=84 ГПа – модуль сдвига; b – вектор Бюргера; N и d концентрация и диаметр барьеров. Согласно результатам ТЭМ-исследований было обнаружено, что основные радиационные дефекты, образующиеся при данных условиях облучения – дислокационные петли. На рис. 3 приведено сравнение экспериментальных и расчётных данных для радиационного упрочнения стали 06Х18Н10Т (температура облучения и испытания образцов Тисп = Тобл ≈ 300 ºС). Из сравнения видно, что расчётные данные хорошо согласуются с экспериментом. И, следовательно, подтверждается положение о том, что радиационное упрочнение обусловлено в основном обнаруженными дислокационными петлями и мелкими скоплениями радиационных дефектов. R2 = 0,83 0 100 200 300 400 500 600 700 0 100 200 300 400 500 600 Упрочнение (эксперимент), МПа Уп ро чн ен ие (р ас че т) , М П а Рис. 3. Сравнение упрочнения стали 06Х18Н10Т, полученного экспериментально и на основе расчета ЗАКЛЮЧЕНИЕ 1. Исследован направляющий канал (сталь 06Х18Н10Т) ТВС АЗ реактора ВВЭР-1000 Балаковской АЭС, облученный в интервале температур 285…310 оС до максимальной повреждающей дозы 15 сна. 2. Не обнаружено изменения плотности стали 06Х18Н10Т после облучения. 3. В результате ТЭМ-исследований были обнаружены дислокационные петли Франка, образовавшиеся в результате облучения, не было замечено каких-либо радиационно- индуцированных выделений и вакансионных пор. 4. Выявлено увеличение предела текучести свойств с выходом на насыщение на уровень ________________________________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 6. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (91), с. 78-81. 81 500 МПа при Тисп=Тобл=300 0C, начиная с повреждающих доз ≈5 сна; 5. Проведен расчет радиационного упрочнения за счет дислокационных петель по формуле ∆σ0,2 = αMGb Nd и получено хорошее соответствие между экспериментальными и расчетными данными радиационного упрочнения стали 06Х18Н10Т в аустенизированном состоянии. ЛИТЕРАТУРА 1. В.С. Неустроев, В.К. Шамардин, Г.А. Шиманский, Е.В. Боев, А.В. Захаров. Упрочнение аустенитной стали Х18Н10Т, облучённой при температуре около 300 0С в реакторах ВВЭР-1000 //Труды XIV Международного совещания «Радиационная физика твёрдого тела» (Севастополь, 5-10 июля 2004 г.) /Под ред.заслуж. деят. науки РФ, д.ф.-м.н., проф. Г.Г. Бондаренко. М.: НИИ ПМТ МГИЭМ (ТУ), 2004, с. 329–334. 2. В.С. Неустроев, В.Г. Дворецкий, З.Е. Островский, В.К. Шамардин, Г.А. Шиманский //Вопросы атомной науки и техники. Серия «Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение» (83). 2003, №3, с. 73–78. 3. G.M. Kalinin, B.S. Rodchenkov, V.A. Pechenkin. Specification of Stress Limits for Irradiated 316L(N)-IG Steel in ITER Structural Design Crite- ria //Journal of Nuclear Materials. 2004, v. 329- 333, р. 567–574. 4. А.М. Паршин. Структура, прочность и радиационная повреждаемость коррозионностойких сталей и сплавов. Челябинск: «Металлургия», Челябинское отделение, 1988, 656 с. 5. С.Н. Вотинов, В.И. Прохоров, З.Е. Островский. Облучённые нержавеющие стали. М.: «Наука», 1987. 6. СТП 086-288-99. Оболочки облученных и необлученных твэлов. Методика выполнения измерений характеристик механических свойств при растяжении кольцевых образцов из тонкостенных труб из сталей и сплавов. Димитровград, ГНЦ РФ НИИАР. 1999. ЕВОЛЮЦІЯ МІКРОСТРУКТУРИ СТАЛИ ТИПУ Х18Н10Т ПРИ НИЗЬКОТЕМПЕРАТУРНОМУ ОПРОМІНЕННІ НЕЙТРОНАМИ ЯК ОСНОВНИЙ ФАКТОР ЗМІЦНЕННЯ В.С. Нєустроєв, З.Е. Островський, С.В. Белозеров Необхідність продовження призначеного терміну служби реакторів ВВЕР у Росії й Україні, реакторів PWR у Європі, Японії й Америці привели до появи великої кількості робіт, присвячених дослідженням радіаційних явищ в аустенітних сталях, опромінених при умовах, близьких до умов експлуатації внутрікорпусних пристроїв цих реакторів. Стаття присвячена аналізу експериментальних результатів зміцнення й зміни характеристик мікроструктури стали Х18Н10Т, опроміненої в реакторі ВВЕР-1000 при відносно низьких температурах (285...320 °С). EVOLUTION OF MICROSTRUCTURE OF THE NEUTRON IRRADIATED AT LOW TEMPERATURE Fe-18Cr-10Ni-Ti STAINLESS STEEL AS A MAIN FACTOR OF HARDENING V.S. Neustroev, Z.Ye. Ostrovsky, S.V. Belozerov The necessity of prolongation of operating lifetime of the WWER reactors in Russia and Ukraine, PWR reactors in Europe, Japan and America evoked a great number of examinations of radiation phenomena in austenitic steels under irradiation conditions close to those of operation of power reactor in-vessel devices. This paper is devoted to analysis of the examination results of hardening and changing of microstructure characteristic Fe-18Cr-10Ni-Ti steel irradiated in the WWER-1000 reactors at relatively low irradiation temperatures (285…320 °C). ________________________________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 6. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (91), с. 78-81. 82 ЭВОЛЮЦИЯ МИКРОСТРУКТУРЫ СТАЛИ ТИПА Х18Н10Т ПРИ НИЗКОТЕМПЕРАТУРНОМ ОБЛУЧЕНИИ НЕЙТРОНАМИ КАК ОСНОВНОЙ ФАКТОР УПРОЧНЕНИЯ ВВЕДЕНИЕ ОБЪЕКТ ИССЛЕДОВАНИЯ И ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ МЕТОДЫ РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЙ В работе [1] были проведены измерения активности радионуклидов 54Mn и 60Co и построено распределение повреждающей дозы по высоте изделия. ИЗМЕРЕНИЯ ПЛОТНОСТИ ОБЛУЧЁННЫХ И НЕОБЛУЧЁННЫХ ОБРАЗЦОВ ЗАВИСИМОСТИ МЕХАНИЧЕСКИХ СВОЙСТВ ОТ ПОВРЕЖДАЮЩЕЙ ДОЗЫ РЕЗУЛЬТАТЫ ТЭМ-ИССЛЕДОВАНИЯ СТРУКТУРЫ СТАЛИ 06Х18Н10Т ДО И ПОСЛЕ ОБЛУЧЕНИЯ В РЕАКТОРЕ ВВЭР-1000 а б ОЦЕНКА УПРОЧНЕНИЯ ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ТЭМ-ИССЛЕДОВАНИЙ ЗАКЛЮЧЕНИЕ ЛИТЕРАТУРА

Эволюция микроструктуры стали типа Х18Н10Т при низкотемпературном облучении нейтронами как основной фактор упрочнения

Репозитарії

Схожі ресурси