Водород в нержавеющих сталях элементов внутрикорпусных конструкций реактора ВВЭР-1000

Теоретически и экспериментально изучены механизмы накопления и удержания водорода в стали Х18Н10Т, как в материале ВКУ реакторов типа ВВЭР-1000. Проанализирована роль дозы облучения, изотопного, химического составов, деформационных и дефектных структур....

Повний опис

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2003
Автори:	Неклюдов, И.М., Ожигов, Л.С., Шиляев, Б.А., Лаптев, И.Н., Пархоменко, А.А., Морозов, А.Н., Брык, В.В., Бородин, О.В.
Формат:	Стаття
Мова:	Russian
Опубліковано:	Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України 2003
Назва видання:	Вопросы атомной науки и техники
Теми:	Физика радиационных повреждений и явлений в твердых телах
Онлайн доступ:	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/110888
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:	Водород в нержавеющих сталях элементов внутрикорпусных конструкций реактора ВВЭР-1000 / И.М. Неклюдов, Л.С. Ожигов, Б.А. Шиляев, И.Н. Лаптев, А.А. Пархоменко, А.Н. Морозов, В.В. Брык, О.В. Бородин // Вопросы атомной науки и техники. — 2003. — № 3. — С. 47-50. — Бібліогр.: 7 назв. — рос.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-110888
record_format	dspace
spelling	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-1108882025-02-23T18:34:11Z Водород в нержавеющих сталях элементов внутрикорпусных конструкций реактора ВВЭР-1000 Водень у нержавіючих сталях елементів внутрішньокорпусних конструкцій реактору ВВЕР-1000 The Hydrogen in the stainless steel of the pressure vessel internals of the VVER-1000 reactors Неклюдов, И.М. Ожигов, Л.С. Шиляев, Б.А. Лаптев, И.Н. Пархоменко, А.А. Морозов, А.Н. Брык, В.В. Бородин, О.В. Физика радиационных повреждений и явлений в твердых телах Теоретически и экспериментально изучены механизмы накопления и удержания водорода в стали Х18Н10Т, как в материале ВКУ реакторов типа ВВЭР-1000. Проанализирована роль дозы облучения, изотопного, химического составов, деформационных и дефектных структур. Теоретично та експериментально вивчені механізми накопичення та утримання водню у сталі Х8Н10Т, як у матеріалі внутрішньокорпусних пристроїв реакторів типу ВВЕР-1000. Проаналізована роль дози опромінення, ізотопного та хімічного складів, деформаційних та радіаційних дефектів. The hydrogen generation and retention mechanisms in the austenitic stainless steel type 18Cr10NiTi , as materials for VVER reactor internals, has been studied theoretically and experimentally. The role of the dose, isotopic and chemical compositions, deformation and radiation defects structures is analysis. Работа выполнена в рамках проекта STCU № 2149. 2003 Article Водород в нержавеющих сталях элементов внутрикорпусных конструкций реактора ВВЭР-1000 / И.М. Неклюдов, Л.С. Ожигов, Б.А. Шиляев, И.Н. Лаптев, А.А. Пархоменко, А.Н. Морозов, В.В. Брык, О.В. Бородин // Вопросы атомной науки и техники. — 2003. — № 3. — С. 47-50. — Бібліогр.: 7 назв. — рос. 1562-6016 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/110888 521.039.53 ru Вопросы атомной науки и техники application/pdf Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	Russian
topic	Физика радиационных повреждений и явлений в твердых телах Физика радиационных повреждений и явлений в твердых телах
spellingShingle	Физика радиационных повреждений и явлений в твердых телах Физика радиационных повреждений и явлений в твердых телах Неклюдов, И.М. Ожигов, Л.С. Шиляев, Б.А. Лаптев, И.Н. Пархоменко, А.А. Морозов, А.Н. Брык, В.В. Бородин, О.В. Водород в нержавеющих сталях элементов внутрикорпусных конструкций реактора ВВЭР-1000 Вопросы атомной науки и техники
description	Теоретически и экспериментально изучены механизмы накопления и удержания водорода в стали Х18Н10Т, как в материале ВКУ реакторов типа ВВЭР-1000. Проанализирована роль дозы облучения, изотопного, химического составов, деформационных и дефектных структур.
format	Article
author	Неклюдов, И.М. Ожигов, Л.С. Шиляев, Б.А. Лаптев, И.Н. Пархоменко, А.А. Морозов, А.Н. Брык, В.В. Бородин, О.В.
author_facet	Неклюдов, И.М. Ожигов, Л.С. Шиляев, Б.А. Лаптев, И.Н. Пархоменко, А.А. Морозов, А.Н. Брык, В.В. Бородин, О.В.
author_sort	Неклюдов, И.М.
title	Водород в нержавеющих сталях элементов внутрикорпусных конструкций реактора ВВЭР-1000
title_short	Водород в нержавеющих сталях элементов внутрикорпусных конструкций реактора ВВЭР-1000
title_full	Водород в нержавеющих сталях элементов внутрикорпусных конструкций реактора ВВЭР-1000
title_fullStr	Водород в нержавеющих сталях элементов внутрикорпусных конструкций реактора ВВЭР-1000
title_full_unstemmed	Водород в нержавеющих сталях элементов внутрикорпусных конструкций реактора ВВЭР-1000
title_sort	водород в нержавеющих сталях элементов внутрикорпусных конструкций реактора ввэр-1000
publisher	Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
publishDate	2003
topic_facet	Физика радиационных повреждений и явлений в твердых телах
url	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/110888
citation_txt	Водород в нержавеющих сталях элементов внутрикорпусных конструкций реактора ВВЭР-1000 / И.М. Неклюдов, Л.С. Ожигов, Б.А. Шиляев, И.Н. Лаптев, А.А. Пархоменко, А.Н. Морозов, В.В. Брык, О.В. Бородин // Вопросы атомной науки и техники. — 2003. — № 3. — С. 47-50. — Бібліогр.: 7 назв. — рос.
series	Вопросы атомной науки и техники
work_keys_str_mv	AT neklûdovim vodorodvneržaveûŝihstalâhélementovvnutrikorpusnyhkonstrukcijreaktoravvér1000 AT ožigovls vodorodvneržaveûŝihstalâhélementovvnutrikorpusnyhkonstrukcijreaktoravvér1000 AT šilâevba vodorodvneržaveûŝihstalâhélementovvnutrikorpusnyhkonstrukcijreaktoravvér1000 AT laptevin vodorodvneržaveûŝihstalâhélementovvnutrikorpusnyhkonstrukcijreaktoravvér1000 AT parhomenkoaa vodorodvneržaveûŝihstalâhélementovvnutrikorpusnyhkonstrukcijreaktoravvér1000 AT morozovan vodorodvneržaveûŝihstalâhélementovvnutrikorpusnyhkonstrukcijreaktoravvér1000 AT brykvv vodorodvneržaveûŝihstalâhélementovvnutrikorpusnyhkonstrukcijreaktoravvér1000 AT borodinov vodorodvneržaveûŝihstalâhélementovvnutrikorpusnyhkonstrukcijreaktoravvér1000 AT neklûdovim vodenʹuneržavíûčihstalâhelementívvnutríšnʹokorpusnihkonstrukcíjreaktoruvver1000 AT ožigovls vodenʹuneržavíûčihstalâhelementívvnutríšnʹokorpusnihkonstrukcíjreaktoruvver1000 AT šilâevba vodenʹuneržavíûčihstalâhelementívvnutríšnʹokorpusnihkonstrukcíjreaktoruvver1000 AT laptevin vodenʹuneržavíûčihstalâhelementívvnutríšnʹokorpusnihkonstrukcíjreaktoruvver1000 AT parhomenkoaa vodenʹuneržavíûčihstalâhelementívvnutríšnʹokorpusnihkonstrukcíjreaktoruvver1000 AT morozovan vodenʹuneržavíûčihstalâhelementívvnutríšnʹokorpusnihkonstrukcíjreaktoruvver1000 AT brykvv vodenʹuneržavíûčihstalâhelementívvnutríšnʹokorpusnihkonstrukcíjreaktoruvver1000 AT borodinov vodenʹuneržavíûčihstalâhelementívvnutríšnʹokorpusnihkonstrukcíjreaktoruvver1000 AT neklûdovim thehydrogeninthestainlesssteelofthepressurevesselinternalsofthevver1000reactors AT ožigovls thehydrogeninthestainlesssteelofthepressurevesselinternalsofthevver1000reactors AT šilâevba thehydrogeninthestainlesssteelofthepressurevesselinternalsofthevver1000reactors AT laptevin thehydrogeninthestainlesssteelofthepressurevesselinternalsofthevver1000reactors AT parhomenkoaa thehydrogeninthestainlesssteelofthepressurevesselinternalsofthevver1000reactors AT morozovan thehydrogeninthestainlesssteelofthepressurevesselinternalsofthevver1000reactors AT brykvv thehydrogeninthestainlesssteelofthepressurevesselinternalsofthevver1000reactors AT borodinov thehydrogeninthestainlesssteelofthepressurevesselinternalsofthevver1000reactors
first_indexed	2025-11-24T10:56:41Z
last_indexed	2025-11-24T10:56:41Z
_version_	1849668981551529984
fulltext	УДК 521.039.53 ВОДОРОД В НЕРЖАВЕЮЩИХ СТАЛЯХ ЭЛЕМЕНТОВ ВНУТРИКОРПУСНЫХ КОНСТРУКЦИЙ РЕАКТОРА ВВЭР-1000 И.М. Неклюдов, Л.С. Ожигов, Б.А. Шиляев, И.Н. Лаптев, А.А. Пархоменко, А.Н. Морозов, В.В. Брык, О.В. Бородин Национальный научный центр «Харьковский физико-технический институт», г. Харьков, Украина Теоретически и экспериментально изучены механизмы накопления и удержания водорода в стали Х18Н10Т, как в материале ВКУ реакторов типа ВВЭР-1000. Проанализирована роль дозы облучения, изо- топного, химического составов, деформационных и дефектных структур. ВВЕДЕНИЕ Присутствие водорода в стали является причи- ной изменения механических свойств, приводит к коррозионному растрескиванию под напряжением и другим эффектам. Обнаруженная недавно высокая концентрация водорода в элементах внутрикорпус- ных конструкций (ВКУ) ядерных реакторов деления с водой под давлением ≈ 3800 appm (33 dpa) [1] с од- ной стороны, свидетельствует о возможной опасно- сти существенной деградации эксплуатационных ха- рактеристик этих невыемных конструкций, а с дру- гой стороны, ставит следующие вопросы, связанные с выяснением возможности: − существования достаточно интенсивных источ- ников поступления водорода в сталь; − наличия достаточной концентрации “ловушек”, удерживающих такие высокие концентрации во- дорода в микроструктуре сталей. 1. ИСТОЧНИКИ ПОСТУПЛЕНИЯ ВОДОРОДА Проведенные расчеты процессов трансмутации изотопов элементов, входящих в состав сталей, по- казали, что нейтроны деления (Ен > 0,1 МэВ) непре- рывно образуют атомы водорода в ядерных n-, p- ре- акциях практически на всех изотопах стали Х18Н10Т без изменения изотопного (элементного) состава, так как дочерние ядра-продукты коротко- живущие и их β--распад приводят к материнскому изотопу (рис. 1). Скорость образования водорода равна ≈ 2,3×10-6appm/c. Вклад двухступенчатой ре- акции 58Ni(n,γ)59Ni(n,p)59Co на тепловых нейтронах (рис. 2) зависит от концентрации никеля в стали и степени участия в ней замедляющихся нейтронов (0,4 эВ < Ен < 1 МэВ). Эта степень учитывается ве- личиной резонансного интеграла и параметром жесткости γ- энергетического спектра нейтронов в активной зоне, а за ее пределами – соотношением плотности потоков эпитермальных и тепловых ней- тронов. Для концентраций никеля в стали Х18Н10Т (7,38…9,07 ат.%) вклад приведенной выше двухсту- пенчатой реакции (при отсутствии сильного погло- щения, вдали от активной зоны) и при высоком от- ношении интегральных потоков резонансных/тепло- вых нейтронов становится равным ~ 1/6 скорости ге- нерации водорода нейтронами деления через 20 лет непрерывного облучения. Затем этот вклад умень- шается из-за выгорания 58Ni, нелинейного характера генерации дочернего изотопа 59Ni , а также конку- ренции реакций образования гелия 58Ni(n,γ)59Ni(n,α) 56Fe и изотопа никеля-60 58Ni(n,γ)59Ni(n,γ)60Ni, сече- ния захвата нейтронов которых выше (см. рис. 2). Наибольший вклад двухступенчатой реакции гене- рации водорода в общее количество генерированно- го водорода за выгородкой достигает ≈ 13 % через 20 лет облучения. Рис. 1. Схема трансмутации элементов и изотопов нержавеющей стали Х18Н10Т в ядерных реакциях с нейтронами реактора ВВЭР-1000. (Стрелками ука- заны направления процессов различных ядерных реакций) Дополнительный вклад в генерацию водорода вносит примесь азота (0,07…0,12 ат%). В условиях активной зоны вклад этой реакции в начальный пе- риод облучения (до Φt ~ 3×1026нейтр./м2 или ~ 12 dpa) превосходит вклад от двухстадийной реакции на 58Ni из-за образования промежуточного изтопа 59Ni. За пределами активной зоны выход двухста- дийной реакции резко возрастает из-за увеличения _________________________________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2003. №. 3. 47 Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (83), с. 47-50. роли эпитермальных нейтронов и вклада в сечение ядерных реакций резонансного интеграла. Доза облучения в 33 dpa в районе выгородки ак- тивной зоны при достаточно интенсивном потоке нейтронов деления (~ 1,74×1018нейтр. /м2⋅с) может быть набрана за 14 лет облучения; за это время в процессы трансмутации генерируются ≈1140 appm водорода. Н А К О П Л ЕН И Е В О Д О РО Д А В С ТА Л И Х 18 Н 10 Т, a pp m Н А К О П Л ЕН И Е В О Д О РО Д А В С ТА Л И Х 18 Н 10 Т, a pp m ВРЕМЯ ОБЛУЧЕНИЯ, лет а ВРЕМЯ ОБЛУЧЕНИЯ, лет б Рис. 2. Накопление водорода из ядерных реакций трансмутации элементов и изотопов нержавеющей ста- ли Х18Н10Т в АЗ реактора ВВЭР-1000: а – область выгородки со стороны АЗ. Приведены схемы ядерных реакций трансмутации на 58Ni и 14N; б – область между выгородкой и тепловым экраном Рис. 3. Расчетное образование водорода из ядер- ных реакций трансмутации элементов и изотопов нейтронами нержавеющих сталей 304 и 316 и из реакции коррозии в условиях внутрикорпусного про- странства реактора ВВЭР-1000. Точки представ- ляют экспериментально измеренные величины кон- центрации водорода, заимствованные из научных публикаций. Верхняя кривая соответствует по- ступлению водорода в сталь вследствие реакции коррозий в теплоносителе (при условии полного удержания водорода). Нижняя кривая – расчет по- ступления в результате ядерных реакций трансму- тации В связи с этим сделан вывод о преобладающем поступлении водорода в сталь элементов вну- трикорпусных конструкций реактора из среды замедлителя/теплоносителя из реакции коррозии на границе раздела сталь/вода, что согласуется со скоростью поступления водорода ≈ 1×10-4appm/c для условий внутрикорпусного пространства PWR [2]. В этих условиях для достижения концентрации ≈3800 appm водорода достаточно ~ 440 сут. при наличии в микроструктуре сталей необходимой концентрации мест захвата и удержания водорода (рис. 3). 2. ЗАХВАТ И УДЕРЖАНИЕ ВОДОРОДА В МИКРОСТРУКТУРЕ СТАЛЕЙ Места захвата и удержания водорода в реактор- ных сталях создаются при термомеханической обра- ботке элементов конструкций внутрикорпусных устройств (дислокационные субструктуры) и при облучении нейтронами (вакансии, вакансионные кластеры, дислокационные петли). Для выяснения роли дислокаций, вводимых в материал до облучения как мест удержания водо- рода, было проведено сравнительное изучение про- цессов газовыделения водорода из стали 48 08Х18Н10Т в двух ее структурных состояниях: аустенизированном и холоднодеформированном (ε ≤ 5 %). Подтверждением существенной роли дис- локаций в удержании водорода может служить экс- периментально обнаруженный сдвиг температурной области газовыделения ионно-имплантированного водорода на ~ 150…170 К в область более высоких температур для холоднодеформированной стали (рис.4). Причем, эта область температур превышает рабочие температуры ВКУ реакторов ВВЭР-1000. Роль радиационных дефектов в захвате и удер- жании атомов водорода в наводороженной аусте- нитной нержавеющей стали Х18Н10Т, облученной при температуре 590К в реакторе ВВЭР, была обна- ружена уже при дозе (0,4…0,9)×1022м-2 (≈1…4×10- 4dpa) [3], когда ловушками атомов водорода могут быть только мелкие вакансионные кластеры. Облу- чение приводит к смещению пика десорбции водо- рода в высокотемпературную область. Энергия свя- зи атомов водорода радиационными ловушками оце- нивается авторами [3] равной 0,34 эВ. Рис.4. Спектры термодесорбции дейтерия, имплан- тированного в сталь Х18Н10Т при температуре ~ 140 К (энергия D+ ~ 12 кэВ, доза~ 1×1017см-2), полученные для стали в двух структурных состояниях: 1 - аустенизированном и 2 - холодно- деформированном (ε ≤ 5 %) Динамика изменения концентрации вакансион- ных кластеров, образующихся в каскадах смещений, зависит от плотности потока нейтронов деления, температуры облучения (среднего времени жизни кластеров до их возможной диссоциации) и описы- вается системой связанных дифференциальных уравнений [4]. На рис. 5 приведена рассчитанная в соответствии с этим подходом зависимость плотно- сти вакансионных кластеров от времени облучения для различных значений плотности потока нейтро- нов деления (скорости набора дозы облучения) и температуры (290оС соответствует среднему време- ни жизни кластеров τ = 3,3×105с). Концентрация захваченных в стали атомов водо- рода должна соответствовать плотности каскадных вакансионных кластеров и (см. рис. 5) свидетель- ствует о том, что величина 3800 appm (≈ 3,2×1026нейтр./м-3) в 70 раз превосходит равновес- ную концентрацию последних. Захваченный водо- род может увеличить время жизни кластера, стаби- лизируя его относительно возможной диссоциации. Увеличение времени жизни кластера в 10 раз приво- дит к возрастанию равновесной концентрации ва- кансионных кластеров до уровня концентрации во- дорода. Рис. 5.Зависимость концентрации каскадных ва- кансионных кластеров Ncvc от времени непрерыв- ного облучения для различных значений времени их жизни: τcvc(τcvc=3,3×105c) соответствует темпера- туре облучения 290оС; Ф – плотность потока ней- тронов деления (Ен>0,1МэВ) Роль дислокационной субструктуры, связанной с предварительной МТО, в районе выгородки АЗ в за- хвате и удержании водорода по сравнению с вакан- сионными кластерами значительно ниже. Это раз- личие, согласно расчетам рис. 6, может достигать двух порядков величины. Рис. 6.Зависимость мощности стоков кас- кадных вакансионных кластеров Scvc от времени облучения для различных значений плотности пото- ка нейтронов с Ен>0,1МэВ(τcvc=3,3×105c); Sd – мощ- ность стоков элементов микроструктуры термо- механической природы Анализ рис. 5 и 6 свидетельствует, что увеличе- ние скорости создания смещений (т.е. плотности по- 49 тока нейтронов деления) приводит к увеличению равновесной концентрации вакансионных кластеров (как и уменьшение температуры облучения). Это со- ответствует выводу работы [7] о том, что увеличе- ние скорости смещений приводит к эффективному температурному сдвигу в некоторых явлениях ра- диационной природы. ВЫВОДЫ Выполнена оценка возможных механизмов на- копления и удержания водорода в стали Х18Н10Т, используемой для изготовления ВКУ водо-водяных ядерных реакторов деления. Расчеты показали, что в районе выгородки ак- тивной зоны за 14 лет облучения в результате транс- мутации элементов, входящих в состав сталей, гене- рируется ~1140 appm водорода, что в три раза мень- ше концентрации, обнаруженной экспериментально. В связи с этим сделан вывод о преобладающем по- ступлении водорода в сталь элементов ВКУ реакто- ра из среды замедлителя/теплоносителя. Работа выполнена в рамках проекта STCU № 2149. ЛИТЕРАТУРА 1.F.A. Garner, B.M. Oliver, L.R. Greenwood, D.J. Ed- wards and S.M. Bruemer. Generation and Retention of Helium and Hydrogen in Austenitic Steels Irradiated in a Variety of and Test Reactor Spectral Environments //9th Meeting on Environmental Degradation of Materi- als, Tahoe, Utah, August 2001, p. 54–72. 2.D.R. Harries and G.H. Broomfiled. Hydrogen embrit- tlement steel pressure vessel in pressurized water reac- tor systems //J. Nucl. Mater. 1963, v. 9, p. 327–338. 3.A.G. Zaluzhnyi, A.L. Suvorov, D.M. Uspenski. Ther- mal desorption of hydrogen from austenitic steel sam- ples, irradiated by neutrons //10th International Confer- ence on Fusion Reactor Materials, 14-19 October 2001, Baden-Baden, Germany, Abstracts, p. 335. 4.И.М. Неклюдов, А.Г. Руденко, Б.А. Шиляев. Ра- диационно-стимулированные процессы в стали кор- пуса реактора ВВЭР-1000 //Труды 2-й Международ- ной конференции “Ядерная и радиационная физика”, ICNR-99, Алматы, Казахстан, 1999 г., с.61- 62. 5.F.A. Garner, B.M. Oliver, L.R. Greenwood, D.J. Ed- wards and M.L. Crosbeck. Surprising results concerning the generation and retention of hydrogen in neutron-ir- radiated metals and alloys //10th International Confer- ence on Fusion Reactor Materials, ICFRM-10, Baden- Baden, Germany, Abstracts, 2001, p. 334. 6.W.G. Wolfer, F.A. Garner and E.D. Simonen. A mod- el to explain the unexpectedly large retention of hydro- gen in metals irradiated at high temperatures that pro- duce high densities of bubbles or voids //10th Interna- tional Conference on Fusion Reactor Materials, ICFRM-10, Baden-Baden, Germany, Abstracts, 2001, p.442. 7.F.A. Garner, L.R. Greenwood, D.L. Havvod. Potential High Fluence Response of Pressure Vessel internals constructed from Austenitic Stainless Steels // Sixth In- ternational Symposium on Environmental degradation of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reac- tors. – Edited by R.E. Gold and E.P. Simonen. The Min- erals //Metals and Materials Society. 1993, p. 783–790. ВОДЕНЬ У НЕРЖАВІЮЧИХ СТАЛЯХ ЕЛЕМЕНТІВ ВНУТРІШНЬОКОРПУСНИХ КОНСТРУКЦІЙ РЕАКТОРУ ВВЕР-1000 І.М. Неклюдов, Л.С. Ожигов, Б.А. Шиляєв, І.М. Лаптєв, О.О. Пархоменко, О.М. Морозов, В.В. Брик, О.В. Бородін Теоретично та експериментально вивчені механізми накопичення та утримання водню у сталі Х8Н10Т, як у матеріалі внутрішньокорпусних пристроїв реакторів типу ВВЕР-1000. Проаналізована роль дози опромінення, ізотопного та хімічного складів, деформаційних та радіаційних дефектів. THE HYDROGEN IN THE STAINLESS STEEL OF THE PRESSURE VESSEL INTERNALS OF THE VVER-1000 REACTORS I.M. Neklyudov, L.S. Ozhigov, B.A. Shilyaev, I.N. Laptev, AA. Parkhomenko, F.N. Morozov, V.V. Bryk, O.V. Borodin The hydrogen generation and retention mechanisms in the austenitic stainless steel type 18Cr10NiTi , as materi- als for VVER reactor internals, has been studied theoretically and experimentally. The role of the dose, isotopic and chemical compositions, deformation and radiation defects structures is analysis. 50 Расчеты показали, что в районе выгородки активной зоны за 14 лет облучения в результате трансмутации элементов, входящих в состав сталей, генерируется ~1140 appm водорода, что в три раза меньше концентрации, обнаруженной экспериментально. В связи с этим сделан вывод о преобладающем поступлении водорода в сталь элементов ВКУ реактора из среды замедлителя/теплоносителя.

Водород в нержавеющих сталях элементов внутрикорпусных конструкций реактора ВВЭР-1000

Репозитарії

Схожі ресурси