ODS steel as structral material for high temperature nuclear reactors
Oxide dispersed strengthened (ODS) ferritic-martensitic steels are investigated as possible structural material for the future generation of High Temperature Gas Cooled Nuclear Reactors. The Ni based austenitic ODS superalloys are not considered, because of the Ni presence, which is unfavorable unde...
Gespeichert in:
| Veröffentlicht in: | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Datum: | 2005 |
| Hauptverfasser: | , , , , , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | English |
| Veröffentlicht: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2005
|
| Schlagworte: | |
| Online Zugang: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/80401 |
| 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: | ODS steel as structral material for high temperature nuclear reactors / M.A. Pouchon, M. Dobeli, R. Schelldorfer, J. Chen, W. Hoffelner, C. Degueldre // Вопросы атомной науки и техники. — 2005. — № 3. — С. 122-127. — Бібліогр.: 9 назв. — англ. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-80401 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
Pouchon, M.A. Dobeli, M. Schelldorfer, R. Chen, J. Hoffelner, W. Degueldre, C. 2015-04-17T16:40:04Z 2015-04-17T16:40:04Z 2005 ODS steel as structral material for high temperature nuclear reactors / M.A. Pouchon, M. Dobeli, R. Schelldorfer, J. Chen, W. Hoffelner, C. Degueldre // Вопросы атомной науки и техники. — 2005. — № 3. — С. 122-127. — Бібліогр.: 9 назв. — англ. 1562-6016 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/80401 669.15-194 Oxide dispersed strengthened (ODS) ferritic-martensitic steels are investigated as possible structural material for the future generation of High Temperature Gas Cooled Nuclear Reactors. The Ni based austenitic ODS superalloys are not considered, because of the Ni presence, which is unfavorable under neutron irradiation. ODS-steels are considered to replace other high temperature materials for tubing or structural parts. Interestingly, ODS is also considered as material being used in future fusion applications. The oxide particles serve for interfacial pinning of moving dislocations. Therefore the creep resistance is improved. In case of the usage of these materials in reactor, the behavior under irradiation must be further clarified. In this paper the effects induced by He implantation are investigated. The induced swelling is measured and the mechanical behavior of the irradiated surface is investigated. These first tests are performed at room temperature, where a clear swelling and hardening could be observed. Окисно дисперговані зміцнені (ОДЗ) феритно-мартенситні сталі досліджуються як можливі конструкційні матеріали для нового покоління високотемпературних ядерних реакторів з газовим охолодженням. Аустенітні ОДЗ-сплави на основі никелю не вивчаються завдяки никелю, присутність якого під дією опромінення небажана. ОДЗ-сталі разглядаються як можливі кандидати на заміну інших високотемпературних матеріалів для вигoтовлення трубопроводів або інших конструкційних вузлів. Цікаво, що ОДЗ-матеріали розглядаються також з точки зору їх можливого використання для майбутнього застосування в термоядерних пристроях. Окисні частки служать як міжфазні пастки для закріплення дислокацій, що рухаються. У разі використання ціх материалів в реакторі їх поведінка під опроміненням повинна вивчатись більш ретельно. В роботі досліджуються ефекти, зумовлені проникненням Не. Вимірюється зумовлене розпухання та механічні характеристики опроміненої поверхні. Ці перші дослідження були виконані при кімнатній температурі, коли можно чітко спостерігати розпухання та зміцнення. Окисно диспергированные упрочненные (ОДУ) ферритно-мартенситные стали изучались как возможные конструкционные материалы для нового поколения высокотемпературных ядерных реакторов с газовым охлаждением. Аустенитные ОДУ-суперсплавы на базе никеля не рассматривались из-за присутствия никеля, который нежелателен при нейтронном облучении. ОДУ-стали рассматривались как возможные заменители других высокотемпературных материалов для изготовления трубопроводов или других композиционных узлов. Интересно, что ОДУ рассматривается так же, как возможный кандидат для использования в термоядерных устройствах. Окисные частицы служат как межфазные ловушки для закрепления движущихся дислокаций. Поэтому сопротивление ползучести увеличивается. В случае использования этих материалов в реакторе их поведение под облучением должно изучаться более тщательно. В предлагаемой работе исследуются эффекты, обусловленные внедрением Не. Измеряется обусловленное распухание и механические характеристики облученной поверхности. Эти первые испытания были выполнены при комнатной температуре, когда можно явно наблюдать распухание и упрочнение. The authors wish to thank Tomislav Rebac at the Paul Scherrer Instiute for his preparation of the ODS plates. The nano-indents were performed at the CMS Company in Neuchâtel by Philippe Kempe. The financial support of this project by the department Nuclear Energy and Safety of PSI is greatly acknowledged. en Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Материалы перспективных ядерных реакторов ODS steel as structral material for high temperature nuclear reactors ОДЗ сталі як можливі конструкційні матеріали для високотемпературних ядерних реакторів OДУ стали как конструкционные материалы для высокотемпературных ядерных реакторов Article published earlier |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| title |
ODS steel as structral material for high temperature nuclear reactors |
| spellingShingle |
ODS steel as structral material for high temperature nuclear reactors Pouchon, M.A. Dobeli, M. Schelldorfer, R. Chen, J. Hoffelner, W. Degueldre, C. Материалы перспективных ядерных реакторов |
| title_short |
ODS steel as structral material for high temperature nuclear reactors |
| title_full |
ODS steel as structral material for high temperature nuclear reactors |
| title_fullStr |
ODS steel as structral material for high temperature nuclear reactors |
| title_full_unstemmed |
ODS steel as structral material for high temperature nuclear reactors |
| title_sort |
ods steel as structral material for high temperature nuclear reactors |
| author |
Pouchon, M.A. Dobeli, M. Schelldorfer, R. Chen, J. Hoffelner, W. Degueldre, C. |
| author_facet |
Pouchon, M.A. Dobeli, M. Schelldorfer, R. Chen, J. Hoffelner, W. Degueldre, C. |
| topic |
Материалы перспективных ядерных реакторов |
| topic_facet |
Материалы перспективных ядерных реакторов |
| publishDate |
2005 |
| language |
English |
| container_title |
Вопросы атомной науки и техники |
| publisher |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| format |
Article |
| title_alt |
ОДЗ сталі як можливі конструкційні матеріали для високотемпературних ядерних реакторів OДУ стали как конструкционные материалы для высокотемпературных ядерных реакторов |
| description |
Oxide dispersed strengthened (ODS) ferritic-martensitic steels are investigated as possible structural material for the future generation of High Temperature Gas Cooled Nuclear Reactors. The Ni based austenitic ODS superalloys are not considered, because of the Ni presence, which is unfavorable under neutron irradiation. ODS-steels are considered to replace other high temperature materials for tubing or structural parts. Interestingly, ODS is also considered as material being used in future fusion applications. The oxide particles serve for interfacial pinning of moving dislocations. Therefore the creep resistance is improved. In case of the usage of these materials in reactor, the behavior under irradiation must be further clarified. In this paper the effects induced by He implantation are investigated. The induced swelling is measured and the mechanical behavior of the irradiated surface is investigated. These first tests are performed at room temperature, where a clear swelling and hardening could be observed.
Окисно дисперговані зміцнені (ОДЗ) феритно-мартенситні сталі досліджуються як можливі конструкційні матеріали для нового покоління високотемпературних ядерних реакторів з газовим охолодженням. Аустенітні ОДЗ-сплави на основі никелю не вивчаються завдяки никелю, присутність якого під дією опромінення небажана. ОДЗ-сталі разглядаються як можливі кандидати на заміну інших високотемпературних матеріалів для вигoтовлення трубопроводів або інших конструкційних вузлів. Цікаво, що ОДЗ-матеріали розглядаються також з точки зору їх можливого використання для майбутнього застосування в термоядерних пристроях. Окисні частки служать як міжфазні пастки для закріплення дислокацій, що рухаються. У разі використання ціх материалів в реакторі їх поведінка під опроміненням повинна вивчатись більш ретельно. В роботі досліджуються ефекти, зумовлені проникненням Не. Вимірюється зумовлене розпухання та механічні характеристики опроміненої поверхні. Ці перші дослідження були виконані при кімнатній температурі, коли можно чітко спостерігати розпухання та зміцнення.
Окисно диспергированные упрочненные (ОДУ) ферритно-мартенситные стали изучались как возможные конструкционные материалы для нового поколения высокотемпературных ядерных реакторов с газовым охлаждением. Аустенитные ОДУ-суперсплавы на базе никеля не рассматривались из-за присутствия никеля, который нежелателен при нейтронном облучении. ОДУ-стали рассматривались как возможные заменители других высокотемпературных материалов для изготовления трубопроводов или других композиционных узлов. Интересно, что ОДУ рассматривается так же, как возможный кандидат для использования в термоядерных устройствах. Окисные частицы служат как межфазные ловушки для закрепления движущихся дислокаций. Поэтому сопротивление ползучести увеличивается. В случае использования этих материалов в реакторе их поведение под облучением должно изучаться более тщательно. В предлагаемой работе исследуются эффекты, обусловленные внедрением Не. Измеряется обусловленное распухание и механические характеристики облученной поверхности. Эти первые испытания были выполнены при комнатной температуре, когда можно явно наблюдать распухание и упрочнение.
|
| issn |
1562-6016 |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/80401 |
| citation_txt |
ODS steel as structral material for high temperature nuclear reactors / M.A. Pouchon, M. Dobeli, R. Schelldorfer, J. Chen, W. Hoffelner, C. Degueldre // Вопросы атомной науки и техники. — 2005. — № 3. — С. 122-127. — Бібліогр.: 9 назв. — англ. |
| work_keys_str_mv |
AT pouchonma odssteelasstructralmaterialforhightemperaturenuclearreactors AT dobelim odssteelasstructralmaterialforhightemperaturenuclearreactors AT schelldorferr odssteelasstructralmaterialforhightemperaturenuclearreactors AT chenj odssteelasstructralmaterialforhightemperaturenuclearreactors AT hoffelnerw odssteelasstructralmaterialforhightemperaturenuclearreactors AT degueldrec odssteelasstructralmaterialforhightemperaturenuclearreactors AT pouchonma odzstalíâkmožlivíkonstrukcíinímateríalidlâvisokotemperaturnihâdernihreaktorív AT dobelim odzstalíâkmožlivíkonstrukcíinímateríalidlâvisokotemperaturnihâdernihreaktorív AT schelldorferr odzstalíâkmožlivíkonstrukcíinímateríalidlâvisokotemperaturnihâdernihreaktorív AT chenj odzstalíâkmožlivíkonstrukcíinímateríalidlâvisokotemperaturnihâdernihreaktorív AT hoffelnerw odzstalíâkmožlivíkonstrukcíinímateríalidlâvisokotemperaturnihâdernihreaktorív AT degueldrec odzstalíâkmožlivíkonstrukcíinímateríalidlâvisokotemperaturnihâdernihreaktorív AT pouchonma odustalikakkonstrukcionnyematerialydlâvysokotemperaturnyhâdernyhreaktorov AT dobelim odustalikakkonstrukcionnyematerialydlâvysokotemperaturnyhâdernyhreaktorov AT schelldorferr odustalikakkonstrukcionnyematerialydlâvysokotemperaturnyhâdernyhreaktorov AT chenj odustalikakkonstrukcionnyematerialydlâvysokotemperaturnyhâdernyhreaktorov AT hoffelnerw odustalikakkonstrukcionnyematerialydlâvysokotemperaturnyhâdernyhreaktorov AT degueldrec odustalikakkonstrukcionnyematerialydlâvysokotemperaturnyhâdernyhreaktorov |
| first_indexed |
2025-12-07T18:53:57Z |
| last_indexed |
2025-12-07T18:53:57Z |
| _version_ |
1850876769591099392 |