Electron irradiation, temperature, and stress effect on corrosion of Zr-, Ni-Cr-, and Fe-Cr-based alloys in the vicinity of the water coolant supercritical transition
Quantitative regularities of the Zr-1%Nb alloy, Ni-Cr alloy 690 and Fr-Cr stainless steel (SS) 12X18H10T corrosion in the near-critical domain (23.5 MPa, 360…380 °C) of a circulating water coolant are searched using multiscale calculations of the NSC KIPT Super-Critical Water (SCW) Convection Loop e...
Збережено в:
| Опубліковано в: : | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Дата: | 2020 |
| Автори: | , , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | English |
| Опубліковано: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2020
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/194348 |
| 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: | Electron irradiation, temperature, and stress effect on corrosion of Zr-, Ni-Cr-, and Fe-Cr-based alloys in the vicinity of the water coolant supercritical transition / O.S. Bakai, V.M. Boriskin, M.I. Bratchenko, S.V. Dyuldya // Problems of atomic science and tecnology. — 2020. — № 1. — С. 68-77. — Бібліогр.: 18 назв. — англ. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-194348 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
Bakai, O.S. Boriskin, V.M. Bratchenko, M.I. Dyuldya, S.V. 2023-11-22T17:13:59Z 2023-11-22T17:13:59Z 2020 Electron irradiation, temperature, and stress effect on corrosion of Zr-, Ni-Cr-, and Fe-Cr-based alloys in the vicinity of the water coolant supercritical transition / O.S. Bakai, V.M. Boriskin, M.I. Bratchenko, S.V. Dyuldya // Problems of atomic science and tecnology. — 2020. — № 1. — С. 68-77. — Бібліогр.: 18 назв. — англ. 1562-6016 PACS: 81.40.Np;81.65.Mq;78.66.Bz;61.82.-d;61.80.Fe;82.50.Kx;82.33.De;44.25.+f;65.40.De;07.05.Tp https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/194348 Quantitative regularities of the Zr-1%Nb alloy, Ni-Cr alloy 690 and Fr-Cr stainless steel (SS) 12X18H10T corrosion in the near-critical domain (23.5 MPa, 360…380 °C) of a circulating water coolant are searched using multiscale calculations of the NSC KIPT Super-Critical Water (SCW) Convection Loop experiment e-irradiation environment qualifiers. The per-sample quantification of irradiation doses, temperatures, stress, and the radiolytically altered coolant chemistry was obtained. A bi-linear increase of the oxidized coupons weight gain with absorbed dose and corrodent temperature has been first revealed and described within the proposed mechanistic model approach. The origin of the experimentally found corrosion cracking of the SS sample has been attributed to the irradiation induced thermal-elastic hoop stress. The cracks activation threshold stress is predicted to lie between 40 and 80 MPa. An experimental technique to study the controlled stress governed corrosion in SCW under irradiation is presented. Кількісні закономірності корозії сплаву Zr-1%Nb, Ni-Cr-сплаву 690 й нержавіючої сталі 12X18H10T у білякритичному (23,5 МПа, 360…380 °C) водному теплоносії, що циркулює, розшукуються за допомогою багатомасштабних розрахунків показників радіаційного оточення експерименту на надкритичній водній конвекційній петлі ННЦ ХФТІ під опроміненням електронами. Кожний із зразків кількісно охарактеризований за дозою опромінення, температурою, напругою та радіолітично зміненим складом оточуючого теплоносія. Вперше виявлені й описані в межах запропонованого механістичного модельного підходу білінійні збільшення приросту маси окислених зразків з поглиненою дозою опромінення та температурою корозійного агента. Походження спостереженого в експерименті корозійного розтріскування стального зразка пояснене викликаною опроміненням термопружною окружною напругою та передбачено, що нижня гранична напруга активації розтріскування лежить поміж 40 і 80 МПа. Представлена експериментальна методика дослідження керованої контрольованою напругою корозії в надкритичній воді під опроміненням. Количественные закономерности коррозии сплава Zr-1%Nb, Ni-Cr-сплава 690 и нержавеющей стали 12X18H10T в околокритическом (23,5 МПа, 360…380 °C) циркулирующем водном теплоносителе разыскиваются с помощью многомасштабных расчетов показателей радиационного окружения эксперимента на cверхкритической водной конвекционной петле ННЦ ХФТИ под облучением электронами. Каждый из образцов количественно охарактеризован по дозе облучения, температуре, напряжению и измененным вследствие радиолиза химическим составом окружающего теплоносителя. Впервые выявлены и описаны в рамках предложенного механистичного модельного подхода билинейные увеличения прироста массы окисленных образцов с поглощенной дозой облучения и температурой коррозионного агента. Происхождение наблюденного в эксперименте коррозионного растрескивания стального образца объяснено вызванным облучением термоупругим окружным напряжением. Предсказано, что пороговое напряжение активации растрескивания лежит в пределах 40…80 МПа. Представлена экспериментальная методика исследования управляемой контролируемым напряжением коррозии в сверхкритической воде под облучением. This work was partially supported by the Science & Technology Center in Ukraine Partner Project N 4841. It was also partially carried out at the expense of the budget program “Support for the Development of Priority Areas of Scientific Research” (КПКВК 6541230). en Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Physics and the technology of construction materials Electron irradiation, temperature, and stress effect on corrosion of Zr-, Ni-Cr-, and Fe-Cr-based alloys in the vicinity of the water coolant supercritical transition Вплив електронного опромінення, температури та напруги на корозію сплавів на основі Zr, Ni-Cr і Fe-Сr поблизу надкритичного переходу водного теплоносія Влияние электронного облучения, температуры и напряжения на коррозию сплавов на основе Zr, Ni-Cr и Fe-Сr вблизи сверхкритического перехода водного теплоносителя Article published earlier |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| title |
Electron irradiation, temperature, and stress effect on corrosion of Zr-, Ni-Cr-, and Fe-Cr-based alloys in the vicinity of the water coolant supercritical transition |
| spellingShingle |
Electron irradiation, temperature, and stress effect on corrosion of Zr-, Ni-Cr-, and Fe-Cr-based alloys in the vicinity of the water coolant supercritical transition Bakai, O.S. Boriskin, V.M. Bratchenko, M.I. Dyuldya, S.V. Physics and the technology of construction materials |
| title_short |
Electron irradiation, temperature, and stress effect on corrosion of Zr-, Ni-Cr-, and Fe-Cr-based alloys in the vicinity of the water coolant supercritical transition |
| title_full |
Electron irradiation, temperature, and stress effect on corrosion of Zr-, Ni-Cr-, and Fe-Cr-based alloys in the vicinity of the water coolant supercritical transition |
| title_fullStr |
Electron irradiation, temperature, and stress effect on corrosion of Zr-, Ni-Cr-, and Fe-Cr-based alloys in the vicinity of the water coolant supercritical transition |
| title_full_unstemmed |
Electron irradiation, temperature, and stress effect on corrosion of Zr-, Ni-Cr-, and Fe-Cr-based alloys in the vicinity of the water coolant supercritical transition |
| title_sort |
electron irradiation, temperature, and stress effect on corrosion of zr-, ni-cr-, and fe-cr-based alloys in the vicinity of the water coolant supercritical transition |
| author |
Bakai, O.S. Boriskin, V.M. Bratchenko, M.I. Dyuldya, S.V. |
| author_facet |
Bakai, O.S. Boriskin, V.M. Bratchenko, M.I. Dyuldya, S.V. |
| topic |
Physics and the technology of construction materials |
| topic_facet |
Physics and the technology of construction materials |
| publishDate |
2020 |
| language |
English |
| container_title |
Вопросы атомной науки и техники |
| publisher |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| format |
Article |
| title_alt |
Вплив електронного опромінення, температури та напруги на корозію сплавів на основі Zr, Ni-Cr і Fe-Сr поблизу надкритичного переходу водного теплоносія Влияние электронного облучения, температуры и напряжения на коррозию сплавов на основе Zr, Ni-Cr и Fe-Сr вблизи сверхкритического перехода водного теплоносителя |
| description |
Quantitative regularities of the Zr-1%Nb alloy, Ni-Cr alloy 690 and Fr-Cr stainless steel (SS) 12X18H10T corrosion in the near-critical domain (23.5 MPa, 360…380 °C) of a circulating water coolant are searched using multiscale calculations of the NSC KIPT Super-Critical Water (SCW) Convection Loop experiment e-irradiation environment qualifiers. The per-sample quantification of irradiation doses, temperatures, stress, and the radiolytically altered coolant chemistry was obtained. A bi-linear increase of the oxidized coupons weight gain with absorbed dose and corrodent temperature has been first revealed and described within the proposed mechanistic model approach. The origin of the experimentally found corrosion cracking of the SS sample has been attributed to the irradiation induced thermal-elastic hoop stress. The cracks activation threshold stress is predicted to lie between 40 and 80 MPa. An experimental technique to study the controlled stress governed corrosion in SCW under irradiation is presented.
Кількісні закономірності корозії сплаву Zr-1%Nb, Ni-Cr-сплаву 690 й нержавіючої сталі 12X18H10T у білякритичному (23,5 МПа, 360…380 °C) водному теплоносії, що циркулює, розшукуються за допомогою багатомасштабних розрахунків показників радіаційного оточення експерименту на надкритичній водній конвекційній петлі ННЦ ХФТІ під опроміненням електронами. Кожний із зразків кількісно охарактеризований за дозою опромінення, температурою, напругою та радіолітично зміненим складом оточуючого теплоносія. Вперше виявлені й описані в межах запропонованого механістичного модельного підходу білінійні збільшення приросту маси окислених зразків з поглиненою дозою опромінення та температурою корозійного агента. Походження спостереженого в експерименті корозійного розтріскування стального зразка пояснене викликаною опроміненням термопружною окружною напругою та передбачено, що нижня гранична напруга активації розтріскування лежить поміж 40 і 80 МПа. Представлена експериментальна методика дослідження керованої контрольованою напругою корозії в надкритичній воді під опроміненням.
Количественные закономерности коррозии сплава Zr-1%Nb, Ni-Cr-сплава 690 и нержавеющей стали 12X18H10T в околокритическом (23,5 МПа, 360…380 °C) циркулирующем водном теплоносителе разыскиваются с помощью многомасштабных расчетов показателей радиационного окружения эксперимента на cверхкритической водной конвекционной петле ННЦ ХФТИ под облучением электронами. Каждый из образцов количественно охарактеризован по дозе облучения, температуре, напряжению и измененным вследствие радиолиза химическим составом окружающего теплоносителя. Впервые выявлены и описаны в рамках предложенного механистичного модельного подхода билинейные увеличения прироста массы окисленных образцов с поглощенной дозой облучения и температурой коррозионного агента. Происхождение наблюденного в эксперименте коррозионного растрескивания стального образца объяснено вызванным облучением термоупругим окружным напряжением. Предсказано, что пороговое напряжение активации растрескивания лежит в пределах 40…80 МПа. Представлена экспериментальная методика исследования управляемой контролируемым напряжением коррозии в сверхкритической воде под облучением.
|
| issn |
1562-6016 |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/194348 |
| citation_txt |
Electron irradiation, temperature, and stress effect on corrosion of Zr-, Ni-Cr-, and Fe-Cr-based alloys in the vicinity of the water coolant supercritical transition / O.S. Bakai, V.M. Boriskin, M.I. Bratchenko, S.V. Dyuldya // Problems of atomic science and tecnology. — 2020. — № 1. — С. 68-77. — Бібліогр.: 18 назв. — англ. |
| work_keys_str_mv |
AT bakaios electronirradiationtemperatureandstresseffectoncorrosionofzrnicrandfecrbasedalloysinthevicinityofthewatercoolantsupercriticaltransition AT boriskinvm electronirradiationtemperatureandstresseffectoncorrosionofzrnicrandfecrbasedalloysinthevicinityofthewatercoolantsupercriticaltransition AT bratchenkomi electronirradiationtemperatureandstresseffectoncorrosionofzrnicrandfecrbasedalloysinthevicinityofthewatercoolantsupercriticaltransition AT dyuldyasv electronirradiationtemperatureandstresseffectoncorrosionofzrnicrandfecrbasedalloysinthevicinityofthewatercoolantsupercriticaltransition AT bakaios vplivelektronnogoopromínennâtemperaturitanapruginakorozíûsplavívnaosnovízrnicrífesrpoblizunadkritičnogoperehoduvodnogoteplonosíâ AT boriskinvm vplivelektronnogoopromínennâtemperaturitanapruginakorozíûsplavívnaosnovízrnicrífesrpoblizunadkritičnogoperehoduvodnogoteplonosíâ AT bratchenkomi vplivelektronnogoopromínennâtemperaturitanapruginakorozíûsplavívnaosnovízrnicrífesrpoblizunadkritičnogoperehoduvodnogoteplonosíâ AT dyuldyasv vplivelektronnogoopromínennâtemperaturitanapruginakorozíûsplavívnaosnovízrnicrífesrpoblizunadkritičnogoperehoduvodnogoteplonosíâ AT bakaios vliânieélektronnogooblučeniâtemperaturyinaprâženiânakorroziûsplavovnaosnovezrnicrifesrvblizisverhkritičeskogoperehodavodnogoteplonositelâ AT boriskinvm vliânieélektronnogooblučeniâtemperaturyinaprâženiânakorroziûsplavovnaosnovezrnicrifesrvblizisverhkritičeskogoperehodavodnogoteplonositelâ AT bratchenkomi vliânieélektronnogooblučeniâtemperaturyinaprâženiânakorroziûsplavovnaosnovezrnicrifesrvblizisverhkritičeskogoperehodavodnogoteplonositelâ AT dyuldyasv vliânieélektronnogooblučeniâtemperaturyinaprâženiânakorroziûsplavovnaosnovezrnicrifesrvblizisverhkritičeskogoperehodavodnogoteplonositelâ |
| first_indexed |
2025-11-30T22:17:37Z |
| last_indexed |
2025-11-30T22:17:37Z |
| _version_ |
1850858605797965824 |