Радіаційне розпухання матеріалів внутрішньокорпусних пристроїв реакторів ВВЕР (за матеріалами наукового повідомлення на засіданні Президії НАН України 2 жовтня 2013 р.)

Методом експресного опромінення на прискорювачі отримано систематичні дані з розпухання сталі 08Х18Н10Т — матеріалу внутрішньокорпусних пристроїв реакторів ВВЕР за різних умов опромінення (дози, температури, швидкості створення зміщень, концентрації гелію й водню). Встановлено особливості впливу ге...

Ausführliche Beschreibung

Gespeichert in:

Bibliographische Detailangaben
Veröffentlicht in:	Вісник НАН України
Datum:	2014
1. Verfasser:	Кальченко, О.С.
Format:	Artikel
Sprache:	Ukrainisch
Veröffentlicht:	Видавничий дім "Академперіодика" НАН України 2014
Schlagworte:	Молоді вчені
Online Zugang:	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/68897
Tags:	Tag hinzufügen Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Zitieren:	Радіаційне розпухання матеріалів внутрішньокорпусних пристроїв реакторів ВВЕР (за матеріалами наукового повідомлення на засіданні Президії НАН України 2 жовтня 2013 р.) / О.С. Кальченко // Вісн. НАН України. — 2014. — № 2. — С. 84-90. — Бібліогр.: 17 назв. — укр.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

_version_	1859487456544423936
author	Кальченко, О.С.
author_facet	Кальченко, О.С.
citation_txt	Радіаційне розпухання матеріалів внутрішньокорпусних пристроїв реакторів ВВЕР (за матеріалами наукового повідомлення на засіданні Президії НАН України 2 жовтня 2013 р.) / О.С. Кальченко // Вісн. НАН України. — 2014. — № 2. — С. 84-90. — Бібліогр.: 17 назв. — укр.
collection	DSpace DC
container_title	Вісник НАН України
description	Методом експресного опромінення на прискорювачі отримано систематичні дані з розпухання сталі 08Х18Н10Т — матеріалу внутрішньокорпусних пристроїв реакторів ВВЕР за різних умов опромінення (дози, температури, швидкості створення зміщень, концентрації гелію й водню). Встановлено особливості впливу гелію і водню на процеси розпухання за зміни температури опромінення. Побудовано функцію, яка описує розпухання досліджуваної сталі в широкому інтервалі доз, температур і швидкостей створення зміщень, характерних як для реакторних умов, так і для опромінень на іонних прискорювачах. Виконано прогноз розпухання сталі 08Х18Н10Т по перетину вигородки реактора ВВЕР-1000 у процесі тривалої експлуатації (30—60 років). Досліджено розпухання перспективної сталі 08Х18Н10Т ДЗО (дисперсно-зміцненої оксидами), опроміненої на прискорювачі, й виявлено, що її стійкість до радіаційного розпухання вища, ніж сталі 08Х18Н10Т. Методом экспрессного облучения на ускорителе получены систематические данные по распуханию стали 08Х18Н10Т — материала внутрикорпусных устройств реакторов ВВЭР — при различных условиях облучения (дозах, температурах, скоростях создания смещений, концентрациях гелия и водорода). Установлены особенности влияния гелия и водорода на процессы распухания при изменении температуры облучения. Построена функция, описывающая распухание исследуемой стали в широком интервале доз, температур и скоростей создания смещений, характерных как для реакторных условий, так и для облучений на ионных ускорителях. Выполнен прогноз распухания стали 08Х18Н10Т по сечению выгородки реактора ВВЭР-1000 в процессе длительной эксплуатации (30—60 лет). Исследовано распухание перспективной стали 08Х18Н10Т, дисперсно-упрочненной оксидами, облученной на ускорителе. Установлено, что ее стойкость к радиационному распуханию выше по сравнению со сталью 08Х18Н10Т. The systematic data on swelling of 08Cr18Ni10Ti steel — material of pressure vessel internals of WWER reactors — under different irradiation parameters (dose, temperature, dose rate, concentration of hydrogen and helium) are obtained by the method of simulation by accelerator. The features in the effect of helium and hydrogen on the processes of swelling versus irradiation temperature variation are established. A function which describes the swelling of the investigated steel in a wide range of doses, temperatures and dose rates is plotted both for reactor conditions as for irradiations in ion accelerators. Prediction of 08Cr18Ni10Ti steel swelling behaviour over a cross-section of the baffle ring of a WWER- 1000 reactor during long-term operation 30—60 years is made. Swelling of oxide dispersion strengthened (ODS) 08Cr18Ni10Ti promising steel was investigated after the irradiation in accelerator. It was determined that swelling resistance of ODS 08Cr18Ni10Ti steel is higher than that of 08Cr18Ni10Ti steel.
first_indexed	2025-11-24T16:13:15Z
format	Article
fulltext	84 ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 2 КАЛЬЧЕНКО Олександр Сергійович — кандидат фізико-математичних наук, науковий співробітник Інституту фізики твердого тіла, матеріалознавства та технологій ННЦ «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України, kalchenko@kipt.kharkov.ua РАДІАЦІЙНЕ РОЗПУХАННЯ МАТЕРІАЛІВ ВНУТРІШНЬОКОРПУСНИХ ПРИСТРОЇВ РЕАКТОРІВ ВВЕР За матеріалами наукового повідомлення на засіданні Президії НАН України 2 жовтня 2013 року Методом експресного опромінення на прискорювачі отримано система- тичні дані з розпухання сталі 08Х18Н10Т — матеріалу внутрішньокор- пусних пристроїв реакторів ВВЕР за різних умов опромінення (дози, тем- ператури, швидкості створення зміщень, концентрації гелію й водню). Встановлено особливості впливу гелію і водню на процеси розпухання за зміни температури опромінення. Побудовано функцію, яка описує розпу- хання досліджуваної сталі в широкому інтервалі доз, температур і швид- костей створення зміщень, характерних як для реакторних умов, так і для опромінень на іонних прискорювачах. Виконано прогноз розпухання сталі 08Х18Н10Т по перетину вигородки реактора ВВЕР-1000 у процесі трива- лої експлуатації (30—60 років). Досліджено розпухання перспективної сталі 08Х18Н10Т ДЗО (дисперсно-зміцненої оксидами), опроміненої на прискорювачі, й виявлено, що її стійкість до радіаційного розпухання вища, ніж сталі 08Х18Н10Т. Ключові слова: реактори ВВЕР, сталь 08Х18Н10Т, дисперсно-зміцнена оксидами сталь, опромінення, радіаційне розпухання, гелій та водень. Вступ В оновленій Енергетичній стратегії України на період до 2030 р. передбачено подовження експлуатації діючих атомних енерго- блоків загальною потужністю 11 ГВт на 30 років понад проек- тні терміни, а також збереження до 2030 р. частки генерованої на АЕС електроенергії на рівні 50 % від загального обсягу ві- тчизняного виробництва. Однак досягнення встановленої мети обмежується радіаційною стійкістю конструкційних матеріа- лів, оскільки в них під час роботи реакторів на теплових ней- тронах спостерігається досить значне накопичення флюенсу МОЛОДІ МОЛОДІ ВЧЕНІВЧЕНІ УДК 620.187:621.039.531 ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 2 85 МОЛОДІ ВЧЕНІ узагальнення закономірностей впливу різних експлуатаційних факторів на розпухання і мі- кроструктуру сталей аустенітного класу, про- гнозування роботоздатності елементів кон- струкцій реакторів за високих пошкоджуваль- них доз, а також розроблення нових конструк- ційних матеріалів для реакторів. Вплив різних експлуатаційних факторів на розпухання сталей У дослідженнях використовували зразки аус- тенітної хромонікелевої нержавіючої сталі 08Х18Н10Т, основного матеріалу ВКП реакто- рів ВВЕР, та перспективної сталі 08Х18Н10Т ДЗО, дисперсно-зміцненої оксидами ітрію. Докладніше про матеріали й методику експе- риментальних досліджень див. у роботі [4]. Вплив гелію і водню в сталі 08Х18Н10Т. Дослідження розпухання сталі 08Х18Н10Т проводили за умов, характерних для закінчен- ня ресурсу ВКП реакторів ВВЕР, тобто за дози 50 зна в інтервалі температур 450—650 °С, а та- кож за спільного опромінення іонами хрому, гелію й/або водню до концентрацій 2000 і 1000 appm відповідно (рис. 1). Отримані ре- зультати свідчать, що за подвійного (Cr+H, Cr+He) і потрійного (Cr+H+He) опромінен- ня утворення пор спостерігається вже за 450 °С, що нехарактерно для опромінення тільки важ- кими іонами хрому. Величина розпухання за нейтронів та нагрівання внаслідок поглинання гамма-квантів і нейтронів. Взаємодія нейтро- нів з атомами матеріалів внутрішньокорпус- них пристроїв (ВКП) крім утворення радіацій- них дефектів призводить до появи чужорідних атомів з ядерних реакцій трансмутації. Осо- бливе значення ядерних реакцій трансмутації полягає в генеруванні газових трансмутантів — гелію і водню, концентрації яких, за 30 років експлуатації вигородки реактора на теплових нейтронах, можуть досягати 1000 та 2000 appm відповідно [1—3]. У конструюванні реакторів на теплових ней- тронах як матеріал для ВКП зазвичай вико- ристовували аустенітну нержавіючу сталь 08Х18Н10Т. Такий вибір був зумовлений лише технологічними міркуваннями, адже радіацій- ні властивості цієї сталі на той час практично не враховувалися. З розвитком радіаційного матеріалознавства впродовж майже півстоліт- нього періоду було накопичено значний експе- риментальний матеріал, отримано радіаційні характеристики аустенітних нержавіючих ста- лей, зокрема сталі 08Х18Н10Т, відкрито нові радіаційні явища, серед яких одним із найваж- ливіших виявилося явище вакансійного роз- пухання. Радіаційне розпухання спричинює прогре- суючу формозміну елементів конструкцій ре- акторів, що може призвести до неможливості їх нормального функціонування. На сьогодні вже встановлено й аналітично описано основні закономірності залежності розпухання від дози (флюенсу нейтронів), температури опро- мінення, хімічного складу та вихідного струк- турного стану сталей. Проте для узагальнення наявних результатів нині не вистачає даних систематичних досліджень впливу на розпу- хання окремих факторів, таких як швидкість створення зміщень, накопичення гелію та вод- ню. Водночас нестача знань про поведінку ма- теріалів у процесі тривалої роботи реактора (вплив фактора часу) за відповідних темпера- тур і нейтронно-фізичних параметрів ускладнює обґрунтування надійності експлуатації ВКП. У зв’язку з цим актуальними напрямами до- сліджень є систематичне вивчення, аналіз та Рис. 1. Температурні залежності розпухання ста- лі 08Х18Н10Т після опромінення (D = 50 зна; Н+ — 2000 appm і Не+ — 1000 appm): ■ —Cr3+; ● — Cr3++ Н+; ▲ — Cr3++ Не+; — Cr3++Н++ Не+ 86 ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 2 МОЛОДІ ВЧЕНІ Tmax у разі опромінення Cr+H зростає в 1,5 раза порівняно з опроміненням лише іонами Cr, але знижується на 33 % в разі опромінення іонами Cr+Hе. Одночасне опромінення по- трійним пучком Cr+He+H не спричинює вза- ємного впливу на розпухання, як це спостері- гається для феритних сталей [5], — біля макси- муму розпухання мало відрізняється від ви- падку подвійного опромінення іонами хрому та водню, але за низьких температур (~450 °С) воно збільшується майже на порядок. Отже, за одночасного опромінення іонами хрому, гелію й/або водню виявлено зміщення температури пороутворення в бік низьких тем- ператур, збільшення концентрації пор і змен- шення їхнього розміру, що особливо помітно для випадку гелію. Можна дійти висновку, що газові домішки сприяють більш ранньому за- родженню пор за температур, нижчих від мак- симуму розпухання, тоді як у самому максиму- мі цей ефект незначний. Детальніші результа- ти досліджень наведено у [6]. Вплив швидкості створення зміщень та аналітичний опис розпухання сталі 08Х18Н10Т. Дослідження впливу швидкості створення зміщень (k = 10-3 та 10-2 зна/c) на параметри радіаційної пористості сталі 08Х18Н10Т, опроміненої в широкому інтерва- лі доз і температур, показало, що для обох швидкостей спостерігається однакова тенден- ція у поведінці концентрації та розміру пор. Встановлено, що зі збільшенням швидкості створення зміщень температурна зона пороут- ворення звужується, а максимум розпухання зміщується в бік вищих температур опромі- нення. В максимумі розпухання збільшення інтенсивності опромінення знижує швидкість розпухання на стаціонарній стадії і збільшує інкубаційний період; підвищення температури опромінення скорочує інкубаційний період. Як наслідок, досліджувана сталь, опромінена за нижчих швидкостей створення зміщень, розпухає сильніше. На основі даних, отриманих на прискорюва- чі, та літературних реакторних даних (k = 10-6 та 10-7 зна/c) було сформульовано емпіричну функцію, що описує розпухання з урахуван- ням дози, температури та швидкості створення зміщень (рис. 2). Функцію було екстрапольо- вано на нижчі швидкості створення зміщень (k = 10-8 та 10-9 зна/c), які характерні для реак- торів на теплових нейтронах. З метою підтвер- дження обґрунтованості такої екстраполяції одержані результати з розпухання було порів- Рис. 2. Температурно-дозні карти розпухання сталі 08Х18Н10Т для різних швидкостей створення зміщень, розраховані за допомогою емпіричної функції ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 2 87 МОЛОДІ ВЧЕНІ няно з наявними в літературі емпіричними функціями і встановлено, що запропонована модель загалом узгоджується з ними і най- більш повно й оптимально описує поводження розпухання [7, 8]. Прогнозування радіаційного розпухання вигородки реактора ВВЕР-1000. За допомо- гою розробленої емпіричної функції було роз- раховано розпухання по перерізу вигородки реактора ВВЕР-1000 у процесі тривалої екс- плуатації (30—60 років) з використанням нейт- ронно-фізичних розрахунків температурного та дозного поля в центральному перерізі виго- родки реактора, виконаних у ОКБ «Гідропрес» спільно з НДІ атомних реакторів [9]. Аналіз отриманих результатів показав, що зі збільшенням часу експлуатації внутрішній бік вигородки, наближений до активної зони, роз- пухає нерівномірно від поверхні вглиб матері- алу (рис. 3). Приповерхневий шар внутріш- нього боку вигородки мало розпухає навіть упродовж 60 років експлуатації. В об’ємі матеріалу під час тривалої експлуа- тації утворюються ділянки з підвищеним роз- пуханням. При цьому слід зазначити, що за рівня розпухання понад 10 % сталь Х18Н10Т починає окрихчуватися [10]. Так, після 30 ро- ків експлуатації спостерігатиметься одна зона з максимальним розпуханням ∼11 % (рис. 3а). Через 10 років вона розшириться, а максимум розпухання досягне ∼17 % (рис. 3б). Подо- вження роботи реактора до 50 років може спричинити появу ще однієї небезпечної ді- лянки розпухання, а максимальне розпухання вигородки в зоні 1 становитиме ∼23 % (рис. 3в), що може призвести до падіння пластичності матеріалу [10, 11]. Після 60 років експлуатації кількість небезпечних ділянок зросте до трьох, при цьому в зоні 1 розпухання сягне ∼30 % (рис. 3г). Наявність похибки експерименталь- них даних зумовлює похибку параметрів емпі- ричної функції, а це означає, наприклад, що через 60 років експлуатації вигородки розра- хований максимум розпухання перебуватиме в межах від 20 до 40 %. Цей прогноз розпухання вигородки реакто- ра ВВЕР-1000 не враховує впливу напруг, га- Рис. 3. Розраховані поля розпухання в поперечному перерізі вигородки реактора ВВЕР-1000 після: а — 30, б — 40, в — 50, г — 60 років експлуатації; 1, 2, 3 — зони, де розпухання перевищує 10 % Рис. 4. Дозні залежності розпухання сталей: ● — 08Х18Н10Т ДЗО, T = 650 °C (квадратична апроксима- ція); ■ — 08Х18Н10Т, T = 615 °C 88 ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 2 МОЛОДІ ВЧЕНІ СПИСОК ЛІТЕРАТУРИ 1. Garner F.A., Simonen E.P., Oliver B.M. et.al. Retention of hydrogen fcc metals irradiated at temperatures leading to high densities of bubbles or void // J. Nucl. Mater. — 2006. — V. 356. — P. 122—135. 2. Edwards D.J., Garner F.A., Bruemmer S.M., Efsing P. Nano-cavities observed in a 316SS PWR flux thimble tube irradi- ated to 33 and 70 dpa // J. Nucl. Mater. — 2009. — V. 384. — P. 249—255. зових домішок, радіаційної повзучості. Деякі з цих факторів підсилюватимуть розпухання, а деякі — навпаки, пригнічуватимуть. Проте на- віть радіаційна повзучість, яка приводить до зменшення градієнтів напруг, зі збільшенням часу експлуатації (понад 17 років) знижує свій релаксаційний вплив [9]. Отже, виявлені в тенденції в поведінці розпухання вигородки реактора ВВЕР-1000 збережуться (докладніше див. [12, 13]). Розпухання дисперсно-зміцненої оксидами ітрію сталі 08Х18Н10Т. З наведеного прогно- зу розпухання вигородки реактора ВВЕР-1000 можна бачити, що сталь 08Х18Н10Т здебіль- шого не здатна гарантувати безпечну роботу матеріалу після 60 років експлуатації. Цілком природно виникає потреба в розробленні но- вих перспективних конструкційних матеріалів ядерних реакторів. Одним із нових способів підвищення радіа- ційної стійкості комерційних сталей є створен- ня матеріалів, легованих дрібнодисперсними частинками оксидів. Очікується, що такі мате- ріали забезпечать підвищену жаростійкість, опір повзучості та розпуханню [14—17]. Здійснене опромінення в інтервалі доз (50— 200 зна) й температур (500—700 °С) за швид- кості створення зміщень 10-2 зна/с показало, що, на відміну від сталі 08Х18Н10Т, сталь, дис- перс но-зміцнена оксидами ітрію (08Х18Н10Т ДЗО), мала вищу концентрацію, але менший роз- мір пор. Слід зазначити, що сталь 08Х18Н10Т ДЗО має ширший інтервал пороутворення по- рівняно з її основою. Однак, побудувавши до- зні залежності розпухання (рис. 4), можна ба- чити, що за температури максимального роз- пухання ДЗО-сталь має вищий опір розпухан- ню, ніж сталь 08Х18Н10Т. Так, при дозі 100 зна розпухання ДЗО-сталі в 2,5 раза нижче порів- няно зі сталлю 08Х18Н10Т, що свідчить про позитивну роль оксидних частинок у посилен- ні рекомбінації полярних точкових дефектів у процесі опромінення. Детальніше результати цих досліджень наведено в роботі [4]. Висновки Проведено аналіз і узагальнення закономір- ностей впливу різних експлуатаційних фак- торів на розпухання та мікроструктуру сталей аустенітного класу — основних матеріалів вну- трішньокорпусних пристроїв реакторів на те- плових нейтронах. Вивчено спільний вплив на розпухання вод- ню й гелію за концентрацій, що відповідають 30 рокам експлуатації вигородки реактора ВВЕР. На основі даних, отриманих на прискорюва- чі, та реакторних даних запропоновано емпі- ричну функцію для розрахунку розпухання сталі 08Х18Н10Т в широкому інтервалі доз, температур опромінення та швидкостей ство- рення зміщень, яку можна використовувати для прогнозу розпухання до великих доз. Уперше із застосуванням розробленої емпі- ричної моделі здійснено прогноз роботоздат- ності вигородки реактора ВВЕР-1000 під час тривалої експлуатації. Досліджено розпухання перспективної сталі 08Х18Н10Т, дисперсно-зміцненої оксидами ітрію. Показано, що в температурних максиму- мах стійкість до радіаційного розпухання сталі 08Х18Н10Т ДЗО вища порівняно зі сталлю 08Х18Н10Т. Доповідач висловлює велику подяку всім спів- авторам робіт, на основі яких зроблено це по- відомлення, особливо О.В. Бородіну, В.В. Брику, В.М. Воєводіну, Н.П. Лазареву, В.В. Мельничен- ку (ННЦ ХФТІ НАН України). Окрема вдяч- ність В.С. Агєєву і А.А. Нікітіній із Всеросій- ського НДІ неорганічних матеріалів ім. А.А. Боч- вара (Москва) за надання зразків сталі 08Х18Н10Т ДЗО. ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 2 89 МОЛОДІ ВЧЕНІ 3. Garner F.A., Greenwood L.R., Harvod D.L. Potential high fluence response of pressure vessel internals constructed from austenitic stainless steels // Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems — Water Reac- tors: Proc. 6th Int. Symp. — Sun Diego: TMS, 1993. — P. 783—790. 4. Брык В.В., Воеводин В.Н., Кальченко А.С. и др. Распухание дисперсно-упрочненной оксидами иттрия стали 0Х18Н10Т, облученной тяжелыми ионами // ВАНТ. Сер. ФРП и РМ. — 2013. — Вып. 2(84). — С. 23—30. 5. Tanaka T., Oka K., Ohnuki S. et al. Synergistic effect of helium and hydrogen for defect evolution under multi-ion ir- radiation of Fe-Cr ferritic alloys // J. Nucl. Mater. — 2004. — V. 329—333. — P. 294—298. 6. Borodin O.V., Bryk V.V., Kalchenko A.S. et al. Synergistic effects of helium and hydrogen on self-ion-induced swelling of austenitic 18Cr10NiTi stainless steel // J. Nucl. Mater. — 2013. — V. 442. — P. S817—S820. 7. Voyevodin V., Borodin O., Bryk V. et al. Degradation Mechanisms of Pressure Vessel Internal Steel (18Cr-10Ni-Ti) Irradiated with Heavy Ions // Mater. Sci. Forum. — 2007. — V. 561—565. — P. 1725—1728. 8. Kalchenko A.S., Bryk V.V., Lazarev N.P. et al. Prediction of swelling of 18Cr10NiTi austenitic steel over a wide range of displacement rates // J. Nucl. Mater. — 2010. — V. 399. — P. 114—121. 9. Троянов В.М., Лихачев Ю.И., Хмелевский М.Я. и др. Оценка и анализ термомеханического поведения элементов ВКУ реакторов ВВЭР с учетом эффектов облучения // Сб. докл. 5-й межотрасл. конф. по реакторному материаловедению (8—12 сентября 1997, Димитровград). — Т. 2, Ч. 1.— С. 3—18. 10. Неустроев В.С., Голованов В.Н., Шамардин В.К. Радиационное охрупчивание материалов ТВС в температурном интервале максимума распухания // Атомная энергия. — 1990. — Т. 69, № 4. — С. 223—226. 11. Garner F.A., Edwards D.J., Bruemmer S.M. et al. Recent developments concerning potential void swelling of PWR internals constructed from austenitic stainless steels // Contribution of Materials Investigation to the Resolution of Problems Encountered in PWR: 5th Int. Symp. (23—27 Sept. 2002, Fontevraud). 12. Кальченко А.С., Брык В.В., Воеводин В.Н., Лазарев Н.П. Прогнозирование радиационного распухания выгородки реактора ВВЭР-1000 на период эксплуатации 30—60 лет // Атомна енергетика. Ядерна фізика та енергетика. — 2011. — T. 12, № 1. — C. 69—78. 13. Kalchenko A.S., Bryk V.V., Lazarev N.P. et al. Prediction of void swelling in the baffle ring of WWER-1000 reactors for service life of 30—60 years // J. Nucl. Mater. — 2013. — V. 437. — P. 415—423. 14. Воеводин В.Н., Неклюдов И.М. Эволюция структурно-фазового состояния и радиационная стойкость конструкционных материалов. — К.: Наук. думка, 2006. — 376 с. 15. Liu C., Yu C., Hashimoto N. et al. Micro-structure and micro-hardness of ODS steels after ion irradiation // J. Nucl. Mater. — 2011. — V. 417. — P. 270—273. 16. Ramar A., Baluc N., Schaublin R. On the lattice coherency of oxide particles dispersed in EUROFER97 // J. Nucl. Mater. — 2009. — V. 386—388. — P. 515—519. 17. Yamashita S., Akasaka N., Ukai S., Ohnuki S. Microstructural development of a heavily neutron-irradiated ODS fer- ritic steel (MA957) at elevated temperature // J. Nucl. Mater. — 2007. — V. 367—370. — P. 202—207. А.С. Кальченко Национальный научный центр «Харьковский физико-технический институт» Национальной академии наук Украины ул. Академическая, 1, Харьков, 61108, Украина РАДИАЦИОННОЕ РАСПУХАНИЕ МАТЕРИАЛОВ ВНУТРИКОРПУСНЫХ УСТРОЙСТВ РЕАКТОРОВ ВВЭР Методом экспрессного облучения на ускорителе получены систематические данные по распуханию стали 08Х18Н10Т — материала внутрикорпусных устройств реакторов ВВЭР — при различных условиях облучения (дозах, температурах, скоростях создания смещений, концентрациях гелия и водорода). Установлены особеннос- ти влияния гелия и водорода на процессы распухания при изменении температуры облучения. Построена функ- ция, описывающая распухание исследуемой стали в широком интервале доз, температур и скоростей создания смещений, характерных как для реакторных условий, так и для облучений на ионных ускорителях. Выполнен прогноз распухания стали 08Х18Н10Т по сечению выгородки реактора ВВЭР-1000 в процессе длительной эксплуатации (30—60 лет). Исследовано распухание перспективной стали 08Х18Н10Т, дисперсно-упрочненной 90 ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 2 МОЛОДІ ВЧЕНІ оксидами, облученной на ускорителе. Установлено, что ее стойкость к радиационному распуханию выше по срав- нению со сталью 08Х18Н10Т. Ключевые слова: реакторы ВВЭР, сталь 08Х18Н10Т, дисперсно-упрочненная оксидами сталь, облучение, радиа- ционное распухание, гелий и водород. A.S. Kalchenko National Science Center «Kharkov Institute of Physics and Technology» of the National Academy of Sciences of Ukraine 1 Akademicheskaya St., Kharkov, 61108, Ukraine RADIATION SWELLING OF MATERIALS PRESSURE VESSEL INTERNALS OF WWER REACTORS The systematic data on swelling of 08Cr18Ni10Ti steel — material of pressure vessel internals of WWER reactors — under different irradiation parameters (dose, temperature, dose rate, concentration of hydrogen and helium) are obtained by the method of simulation by accelerator. The features in the effect of helium and hydrogen on the processes of swelling versus irradiation temperature variation are established. A function which describes the swelling of the investigated steel in a wide range of doses, temperatures and dose rates is plotted both for reactor conditions as for irradiations in ion accelerators. Prediction of 08Cr18Ni10Ti steel swelling behaviour over a cross-section of the baffle ring of a WWER- 1000 reactor during long-term operation 30—60 years is made. Swelling of oxide dispersion strengthened (ODS) 08Cr18Ni10Ti promising steel was investigated after the irradiation in accelerator. It was determined that swelling resistance of ODS 08Cr18Ni10Ti steel is higher than that of 08Cr18Ni10Ti steel. Keywords: WWER reactors, 08Cr18Ni10Ti steel, oxide dispersion strengthened steel, irradiation, radiation swelling, helium and hydrogen.
id	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-68897
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
issn	0372-6436
language	Ukrainian
last_indexed	2025-11-24T16:13:15Z
publishDate	2014
publisher	Видавничий дім "Академперіодика" НАН України
record_format	dspace
spelling	Кальченко, О.С. 2014-10-01T20:09:50Z 2014-10-01T20:09:50Z 2014 Радіаційне розпухання матеріалів внутрішньокорпусних пристроїв реакторів ВВЕР (за матеріалами наукового повідомлення на засіданні Президії НАН України 2 жовтня 2013 р.) / О.С. Кальченко // Вісн. НАН України. — 2014. — № 2. — С. 84-90. — Бібліогр.: 17 назв. — укр. 0372-6436 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/68897 620.187:621.039.531 Методом експресного опромінення на прискорювачі отримано систематичні дані з розпухання сталі 08Х18Н10Т — матеріалу внутрішньокорпусних пристроїв реакторів ВВЕР за різних умов опромінення (дози, температури, швидкості створення зміщень, концентрації гелію й водню). Встановлено особливості впливу гелію і водню на процеси розпухання за зміни температури опромінення. Побудовано функцію, яка описує розпухання досліджуваної сталі в широкому інтервалі доз, температур і швидкостей створення зміщень, характерних як для реакторних умов, так і для опромінень на іонних прискорювачах. Виконано прогноз розпухання сталі 08Х18Н10Т по перетину вигородки реактора ВВЕР-1000 у процесі тривалої експлуатації (30—60 років). Досліджено розпухання перспективної сталі 08Х18Н10Т ДЗО (дисперсно-зміцненої оксидами), опроміненої на прискорювачі, й виявлено, що її стійкість до радіаційного розпухання вища, ніж сталі 08Х18Н10Т. Методом экспрессного облучения на ускорителе получены систематические данные по распуханию стали 08Х18Н10Т — материала внутрикорпусных устройств реакторов ВВЭР — при различных условиях облучения (дозах, температурах, скоростях создания смещений, концентрациях гелия и водорода). Установлены особенности влияния гелия и водорода на процессы распухания при изменении температуры облучения. Построена функция, описывающая распухание исследуемой стали в широком интервале доз, температур и скоростей создания смещений, характерных как для реакторных условий, так и для облучений на ионных ускорителях. Выполнен прогноз распухания стали 08Х18Н10Т по сечению выгородки реактора ВВЭР-1000 в процессе длительной эксплуатации (30—60 лет). Исследовано распухание перспективной стали 08Х18Н10Т, дисперсно-упрочненной оксидами, облученной на ускорителе. Установлено, что ее стойкость к радиационному распуханию выше по сравнению со сталью 08Х18Н10Т. The systematic data on swelling of 08Cr18Ni10Ti steel — material of pressure vessel internals of WWER reactors — under different irradiation parameters (dose, temperature, dose rate, concentration of hydrogen and helium) are obtained by the method of simulation by accelerator. The features in the effect of helium and hydrogen on the processes of swelling versus irradiation temperature variation are established. A function which describes the swelling of the investigated steel in a wide range of doses, temperatures and dose rates is plotted both for reactor conditions as for irradiations in ion accelerators. Prediction of 08Cr18Ni10Ti steel swelling behaviour over a cross-section of the baffle ring of a WWER- 1000 reactor during long-term operation 30—60 years is made. Swelling of oxide dispersion strengthened (ODS) 08Cr18Ni10Ti promising steel was investigated after the irradiation in accelerator. It was determined that swelling resistance of ODS 08Cr18Ni10Ti steel is higher than that of 08Cr18Ni10Ti steel. Доповідач висловлює велику подяку всім співавторам робіт, на основі яких зроблено це повідомлення, особливо О.В. Бородіну, В.В. Брику, В.М. Воєводіну, Н.П. Лазареву, В.В. Мельниченку (ННЦ ХФТІ НАН України). Окрема вдячність В.С. Агєєву і А.А. Нікітіній із Всеросійського НДІ неорганічних матеріалів ім. А.А. Бочвара (Москва) за надання зразків сталі 08Х18Н10Т ДЗО. uk Видавничий дім "Академперіодика" НАН України Вісник НАН України Молоді вчені Радіаційне розпухання матеріалів внутрішньокорпусних пристроїв реакторів ВВЕР (за матеріалами наукового повідомлення на засіданні Президії НАН України 2 жовтня 2013 р.) Радиационное распухание материалов внутрикорпусных устройств реакторов ВВЭР Radiation Swelling of Materials Pressure Vessel Internals of WWER Reactors (Scientific Report at NAS of Ukraine Presidium Meeting 2 October 2013) Article published earlier
spellingShingle	Радіаційне розпухання матеріалів внутрішньокорпусних пристроїв реакторів ВВЕР (за матеріалами наукового повідомлення на засіданні Президії НАН України 2 жовтня 2013 р.) Кальченко, О.С. Молоді вчені
title	Радіаційне розпухання матеріалів внутрішньокорпусних пристроїв реакторів ВВЕР (за матеріалами наукового повідомлення на засіданні Президії НАН України 2 жовтня 2013 р.)
title_alt	Радиационное распухание материалов внутрикорпусных устройств реакторов ВВЭР Radiation Swelling of Materials Pressure Vessel Internals of WWER Reactors (Scientific Report at NAS of Ukraine Presidium Meeting 2 October 2013)
title_full	Радіаційне розпухання матеріалів внутрішньокорпусних пристроїв реакторів ВВЕР (за матеріалами наукового повідомлення на засіданні Президії НАН України 2 жовтня 2013 р.)
title_fullStr	Радіаційне розпухання матеріалів внутрішньокорпусних пристроїв реакторів ВВЕР (за матеріалами наукового повідомлення на засіданні Президії НАН України 2 жовтня 2013 р.)
title_full_unstemmed	Радіаційне розпухання матеріалів внутрішньокорпусних пристроїв реакторів ВВЕР (за матеріалами наукового повідомлення на засіданні Президії НАН України 2 жовтня 2013 р.)
title_short	Радіаційне розпухання матеріалів внутрішньокорпусних пристроїв реакторів ВВЕР (за матеріалами наукового повідомлення на засіданні Президії НАН України 2 жовтня 2013 р.)
title_sort	радіаційне розпухання матеріалів внутрішньокорпусних пристроїв реакторів ввер (за матеріалами наукового повідомлення на засіданні президії нан україни 2 жовтня 2013 р.)
topic	Молоді вчені
topic_facet	Молоді вчені
url	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/68897
work_keys_str_mv	AT kalʹčenkoos radíacíinerozpuhannâmateríalívvnutríšnʹokorpusnihpristroívreaktorívvverzamateríalaminaukovogopovídomlennânazasídanníprezidíínanukraíni2žovtnâ2013r AT kalʹčenkoos radiacionnoeraspuhaniematerialovvnutrikorpusnyhustroistvreaktorovvvér AT kalʹčenkoos radiationswellingofmaterialspressurevesselinternalsofwwerreactorsscientificreportatnasofukrainepresidiummeeting2october2013

Institution

Ähnliche Einträge