Бакалавр
Дипломные и курсовые на заказ

Кинетика радиационного охрупчивания малолегированных никельсодержащих феррито-перлитных сталей, применяемых при изготовлении корпусов реакторов ВВЭР-1000

Диссертация: Кинетика радиационного охрупчивания малолегированных никельсодержащих феррито-перлитных сталей, применяемых при изготовлении корпусов реакторов ВВЭР-1000
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Автором проведены послереакторные испытанния образцов, облученных в стенде «Корпус» реактора РБТ-6, разработка модели радиационного охрупчивания, анализ собственных и литературных экспериментальных результатов и верификация модели на их основе, расчеты параметров радиационной повреждаемости. Работа выполнена под общим руководством д. ф-м.н. В. Н. Голованова. Основные теоретические положения… Читать ещё >

Содержание

  • ПЕРЕЧЕНЬ ОСНОВНЫХ СОКРАЩЕНИЙ И ОБОЗНАЧЕНИЙ
  • ГЛАВА 1. ФАКТОРЫ, ВЛИЯЮЩИЕ НА РАДИАЦИОННОЕ ОХРУПЧИВАНИЕ МАЛОЛЕГИРОВАННЫХ ФЕРРИТО-ПЕРЛИТНЫХ (КОРПУСНЫХ) СТАЛЕЙ
    • 1. 1. Материалы, применяемые для изготовления корпусов реакторов с водой под давлением
      • 1. 1. 1. Требования, предъявляемые к малолегированным феррито-перлитным (корпусным) сталям
      • 1. 1. 2. Стали российского производства, применяемые для изготовления корпусов реакторов типа ВВЭР
    • 1. 2. Микроструктурные механизмы радиационного упрочнения и охрупчивания
    • 1. 3. Влияние легирования и содержания примесных элементов на радиационное охрупчивание
      • 1. 3. 1. Влияние меди на радиационное охрупчивание корпусных сталей
      • 1. 3. 2. Влияние никеля и марганца на радиационное охрупчивание корпусных сталей
      • 1. 3. 3. Влияние фосфора, мышьяка, сурьмы и олова на радиационное. охрупчивание корпусных сталей
    • 1. 4. Зависимость радиационного охрупчивания от условий облучения
      • 1. 4. 1. Влияние температуры облучения
      • 1. 4. 2. Влияние спектра нейтронного потока на радиационное охрупчивание
    • 1. 5. Уравнения и зависимости, применяемые для описания радиационного охрупчивания
    • 1. 6. Экспериментальные и методические проблемы изучения радиационного охрупчивания корпусных сталей
    • 1. 7. Стенд «Корпус» на реакторе РБТ
  • ГЛАВА 2. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ОПРЕДЕЛЕНИЕ РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ ВВЭР-1000 ПОСЛЕ ОБЛУЧЕНИЯ В УСЛОВИЯХ ОСЛАБЛЕНИЯ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА
    • 2. 1. Материалы и образцы
    • 2. 2. Облучение
    • 2. 3. Методика определения сдвига критической температуры хрупкости
    • 2. 4. Результаты исследований поведения материала после облучения в условиях, моделирующих работу стенки корпуса
      • 2. 4. 1. Испытания на одноосное растяжение
      • 2. 4. 2. Испытания на ударную вязкость
      • 2. 4. 3. Микроструктурные исследования
  • ГЛАВА 3. РАЗРАБОТКА МОДЕЛИ, ОПИСЫВАЮЩЕЙ КИНЕТИКУ РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ МАЛОЛЕГИРОВАННЫХ ФЕРРИТО-ПЕРЛИТНЫХ НИКЕЛЬСОДЕРЖАЩИХ СТАЛЕЙ
    • 3. 1. Линейная зависимость радиационного охрупчивания от флюенса нейтронов с энергией свыше 0,5 МэВ
    • 3. 2. Влияние концентрации никеля на кинетику радиационного охрупчивания исследуемых материалов
    • 3. 3. Влияние температуры на кинетику радиационного охрупчивания исследуемых материалов
  • ГЛАВА 4. ВЛИЯНИЕ НЕЙТРОННОГО СПЕКТРА И СПЕКТРА ПЕРВИЧНО-ВЫБИТЫХ АТОМОВ НА КИНЕТИКУ РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ
    • 4. 1. Гипотезы о процессе радиационной повреждаемости никельсодержащих корпусных сталей
    • 4. 2. Расчет скорости образования каскадов атомных смещений в различных нейтронных спектрах
    • 4. 3. Применение количества каскадов атомных смещений в качестве параметра радиационной повреждаемости исследованных материалов

Кинетика радиационного охрупчивания малолегированных никельсодержащих феррито-перлитных сталей, применяемых при изготовлении корпусов реакторов ВВЭР-1000 (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Актуальность темы

.

Увеличение темпов экономического роста в нашей стране приводит к возникновению дефицита электроэнергии и требует опережающего строительства генерирующих мощностей. Развитие атомной энергетики при условии обеспечения безопасности, одно из наиболее приемлемых решений энергетической проблемы с экономической и экологической точек зрения. В рамках федеральных целевых программ «Энергоэффективная экономика» и «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 -2010 годы и на перспективу до 2015 года» предусмотрено продление сроков эксплуатации действующих энергоблоков с реакторами типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, а также массовое строительство реакторов ВВЭР-1200 (проект АЭС-2006).

Корпус реактора является основным незаменяемым оборудованием, и его состояние определяет безопасность и сроки эксплуатации АЭС. По действующим требованиям свойства материала корпуса должны исключать возможность хрупкого разрушения, как в эксплуатационных режимах, так и в аварийных ситуациях. Поэтому одна из наиболее актуальных задач — точное, достоверное определение и прогнозирование свойств материалов корпуса в зависимости от срока эксплуатации и интенсивности радиационного воздействия, вызывающего повышение критической температуры хрупкости и снижение трещиностойкости. Несмотря на многочисленные исследования в данной области, в настоящее время остаются значительные неопределенности в оценке совместного влияния таких факторов как химический состав, исходная микроструктура материала, температура облучения, спектр и плотность потока ионизирующих излучений.

Сталь 15Х2НМФАА, применяемая при изготовлении корпусов ВВЭР-1000 (ее применение планируется при изготовлении разрабатываемых в настоящее время реакторов ВВЭР-1200 и ВВЭР-1500), содержит 1,0−1,5% (в сварных швах до 1,9%) никеля. Легирование стали никелем необходимо для достижения необходимых прочностных свойств, но оно негативно влияет на радиационную стойкость материала. В литературе имеются существенно отличающиеся оценки этого влияния. Механизмы и закономерности воздействия никеля на степень охрупчивания корпусных сталей нельзя считать окончательно установленными. Таким образом, изучение механизмов и закономерностей радиационного охрупчивания малолегированных никельсодержащих феррито-перлитных сталей типа 15Х2НМФАА — часть реализации федеральных целевых программ, что и определяет актуальность выбранной темы исследований.

Целью работы — определение зависимости радиационного охрупчивания малолегированных никельсодержащих феррито-перлитных сталей, применяемых при изготовлении корпусов реакторов ВВЭР-1000, от условий облучения и химического состава исследуемых материалов.

Для достижения поставленной цели решались следующие задачи:

1. Экспериментальное определение сдвигов критической температуры хрупкости на массиве образцов основного металла и металла сварного шва стали 15Х2НМФАА после облучения на стенде «Корпус» реактора РБТ-6 в условиях ослабления нейтронного потока в толще металла.

2. Систематизация и анализ существующих данных по радиационному охрупчиванию малолегированных феррито-перлитных сталей с различной концентрацией никеля в различных температурных и нейтронно-физических условиях.

3. Построение модели радиационного охрупчивания малолегированных никельсодержащих феррито-перлитных сталей в зависимости от концентрации никеля и температуры облучения.

4. Анализ влияния нейтронного спектра на процессы радиационного повреждения альфа-железа и малолегированных феррито-перлитных никельсодержащих сталей.

Научная новизна диссертационной работы:

1. Впервые получены результаты по охрупчиванию основного металла и металла сварного шва стали 15Х2НМФАА после облучения на стенде «Корпус» реактора РБТ-6 в условиях, моделирующих ослабление нейтронного потока в толщине стенки корпуса реактора.

2. Для малолегированных никельсодержащих феррито-перлитных сталей разработана эмпирическая модель, которая впервые описала экспериментальные результаты в виде линейной зависимости сдвига температуры хрупковязкого перехода от флюенса нейтронов, где коэффициент пропорциональности есть функция содержания никеля и температуры облучения.

3. Предложен новый параметр «количество каскадов на атом», характеризующий радиационное повреждение, связанное с образованием наноразмерных кластеров из легирующих элементов при прохождении каскадов атомных смещений и показано, что степень радиационного охрупчивания, вызванного образованием таких кластеров, зависит от числа каскадов, содержащих более 103 атомов.

4. Предложен физический механизм, качественно объясняющий влияние спектра нейтронного потока на РО исследуемых материалов.

Практическая значимость работы:

1. Результаты по радиационном охрупчиванию материалов корпуса ВВЭР-1000, полученные при условии ослабления нейтронного потока в толще металла, уточняют существующие расчетные и экспериментальные данные об изменении критической температуры хрупкости по толщине стенки корпуса реактора.

2. Разработанная модель кинетики радиационного охрупчивания позволяет сравнивать изменения свойств материалов корпуса реактора ВВЭР-1000 после облучения в различных температурных и нейтронно-физических условиях, что необходимо для корректного применения экспериментальных результатов в целях обоснования срока службы корпусов из стали 15Х2НМФАА. 3. Полученные экспериментальные данные и выявленные закономерности радиационного охрупчивания могут быть использованы для развития представлений о физике радиационного повреждения металлов и сплавов, а также для исследования и верификации механизмов воздействия эксплуатационных условий на свойства малолегированных никельсодержащих ферритоперлитных сталей, применяемых для изготовления корпусов реакторов с водой под давлением.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. В условиях ослабления нейтронного потока в толще металла экспериментальные данные по радиационному охрупчиванию основного металла и металла сварного шва после облучения на стенде «Корпус» реактора РБТ-6 характеризуются линейной зависимостью сдвига температуры хрупковязкого перехода от флюенса быстрых нейтронов в диапазоне флюенсов (1,0−8,3)х 10 м'.

2. При плотности потока нейтронов порядка 1016−1018 c*'m*2 (Е>0.5 МэВ) и температуре облучения 280−300 °С скорость радиационного охрупчивания малолегированных ферритоперлитных сталей линейно увеличивается с ростом концентрации никеля от 1,0 до 2,5%.

1/J 1 О 1 л.

3. При плотности потока нейтронов порядка 10 -10 с" м" (Е>0.5 МэВ) и о температурах облучения от 100 до 360 С скорость радиационного охрупчивания стали 15Х2НМФАА и ее сварных соединений экспоненциально убывает с ростом температуры.

4. Использование параметра «количество каскадов на атом», в качестве характеристики радиационного повреждения, связанного с образованием в каскадах атомных смещений кластеров легирующих элементов, уменьшает дисперсию экспериментальных данных по радиационному охрупчиванию, полученных в различных нейтронных спектрах.

Апробация работы.

Основные результаты работы докладывались и обсуждались на всероссийских и международных конференциях: на 8-ой Российской конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 21−25 мая 2007 года- 5-ой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, 29 мая — 1 июня 2007 г.- Всероссийской научной конференции молодых ученых и специалистов «Материалы ядерной техники: от фундаментальных исследований к инновационным решениям». Агой (Краснодарский край), 3−7 октября 2006 г.- XVII Международной конференции по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению. Алушта (Крым), Украина, 4−9 сентября 2006 г.- Восьмой Международной конференции «Проблемы материаловедения при конструировании, изготовлении и эксплуатации АЭС». Санкт-ПетербургСосновый бор, 14−17 июня 2004 г.- International conference «Contribution of Material Investigation to the Resolution of Problems Encountered in Pressure Water Reactors», Фонтевро, Франция 23−27 сентября 2002 г.- International Symposium on Nuclear Power Plant Life Management. Budapest, Hungary 4−8 November 2002. Третьей международной научно-технической конференции (МНТК-2002) «Безопасность, экономика и эффективность атомной энергетики» Москва, 16−18 апреля 2002 г.- Шестой российской конференции по реакторному материаловедению, Димитровград, 11−15 сентября 2000 г.- Irradiation effects and Mitigation, IAEA Specialists Meeting held in Vladimir, Russian Federation, 1519 September 1997. Результаты работ неоднократно докладывались на отраслевых конференциях и семинарах.

Личный вклад.

Автором проведены послереакторные испытанния образцов, облученных в стенде «Корпус» реактора РБТ-6, разработка модели радиационного охрупчивания, анализ собственных и литературных экспериментальных результатов и верификация модели на их основе, расчеты параметров радиационной повреждаемости. Работа выполнена под общим руководством д. ф-м.н. В. Н. Голованова. Основные теоретические положения модели радиационного охрупчивания разработаны совместно с д. ф-м.н. В. В. Светухиным.

Достоверность результатов.

Достоверность полученных научных результатов и выводов подтверждается:

— воспроизводимостью полученных экспериментальных данных на большом количестве исследованных образцов;

— использованием сертифицированных методик испытаний и аттестованного оборудования, наличием системы обеспечения качества в Испытательном центре «ОМВ-ИЦ» (Аттестат аккредитации №ИК 0008 от 19.02.2001 г.), в котором выполнены основные исследования;

— проведением сличительных экспериментов по проверке методик облучения и механических испытаний с российскими и зарубежными организациями;

— сопоставлением полученных результатов с теоретическими и экспериментальными работами по радиационной стойкости корпусных сталей, опубликованными в отечественной и зарубежной литературе.

Объем и структура диссертации.

Диссертация состоит из введения, трех глав, заключения, списка литературы. Диссертация изложена на 98 листах, содержит 42 рисунков, 10 таблиц и списка использованной литературы из 111 наименований.

Основные результаты работы содержатся в следующих выводах:

1. В условиях, моделирующих облучение реальной стенки корпуса ВВЭР-1000 путем ослабления нейтронного потока в толще облучаемого материала, для основного металла, содержащего 1,30% никеля, зависимость охрупчивания от флюенса нейтронов (Е.>0,5 МэВ) описывается уравнением ATK=0. 7(F/Fq), а для сварного шва cl, 62% никеля — АТк=0.9 (F/Fo).

2. Для основного металла и металла сварного шва стали типа 15Х2НМФАА скорость радиационного охрупчивания пропорциональна от концентрации никеля в интервале его содержаний 1,0−2,5% при температурах облучения.

280−300 °С, т. е.

3. Для стали 15Х2НМФАА и ее сварных соединений наблюдается экспоненциальная зависимость скорости охрупчивания от температуры облучения. В интервале температур 100−360 °С вплоть до флюенса 2,5×1024м2 уменьшение скорости охрупчивания является термоактивируемым процессом с энергией активации 0,22−0,23 эВ и описывается уравнением: d (F/F0) Е, ^ а0 • ехр, а кТобд См.

4. Установлено, что параметр «количество каскадов атомных смещений на атом» характеризует радиационное повреждение исследованных материалов, связанное с образованием в каскадах смещений кластеров легирующих элементов.

5. Рассмотрение скорости радиационного охрупчивания как функции числа.

— у каскадов атомных смещений, содержащих более 2×10 атомов (вместо традиционно применяемого флюенса быстрых нейтронов), значимо улучшает описание экспериментальных данных по скорости радиационного охрупчивания, полученных при облучении в различных нейтронных спектрах.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

.

В ходе проведенных при выполнении диссертационной работы экспериментальных и теоретических исследований выявлен ряд особенностей поведения стали 15Х2НМФАА и ее сварных соединений, а также близких по составу лабораторных сплавов с вариациями в содержании никеля 1,0−2,5%, применяемых для изготовления корпусов реакторов ВВЭР-1000. Изучены материалы, содержащие менее 10″ и 10″ 2% меди и фосфора соответственно,.

J/ to 1 ч облученные при плотности потока нейтронов 10−10″ с" м" (Е>0,5 МэВ) в интервале температур облучения 100−360 °С.

Показать весь текст

Список литературы

  1. С.Т. Действие облучения на материалы. М., Атомиздат. 1967. 401 с.
  2. Н.Н., Амаев А. Д., Горынин И. В., Николаев Ю. А. Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1981. 191 с.
  3. В.В., Монахов А. С. Материалы ядерной техники: Учебник для вузов. 2-е изд., перераб. и доп. — М.: Энергоиздат, 1982,288 с.
  4. Steele L., Serpan С., Analysis of Reactor Vessel Radiation Effects Surveillance Program: ASTM STP 481, 1970. P. 57.
  5. И.В., Баландин Ю. Ф., Звездин Ю. И. и др. Энергомашиностроение, 1977, № 9, с. 18−21.
  6. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7−002−86) / Госатомэнергонадзор СССР. -М.: Энергоатомиздат, 1989. 525 с. (Правила и нормы в атомной энергетике).
  7. English C.A., Phythian W.J., Foreman A.J.E. Consideration of recoil effects in microstructural evolution. J. Nucl. Mater., 1990, v. 174, p.135−140.
  8. Stoller R.E. Primary damage formation in irradiated materials. JOM, 1996, v.48. № 12, p. 23−27.
  9. Stoller R.E., Odette G.R., Wirth B.D. Primary damage formation in bcc iron. -J. Nucl. Mater., 1997, v. 251, p.49−60.
  10. Stoller R.E. Point defect survival and clustering fraction obtained from molecular dynamics simulations of high energy cascades. J. Nucl. Mater., 1996, v. 233, p.999−1003.
  11. Nikolaev Yu.A., Nikolaeva A.V. Embrittlement of low-alloyed steels due to impurity segregation at intergranular boundaries. Material Science Forum, 1996, v. 2. P. 653−656.
  12. .А., Кулешова E.A., Николаев Ю. А., Штромбах Я. И. Оценка относительного вклада различных механизмов в радиационное охрупчивание материалов корпусов реакторов. Препринт ИАЭ-6025/11. М.: РНЦ КИ, 1997. 107 с.
  13. Ю.А., Николаева А. В., Забусов О. О. и др. Радиационно- и термически индуцированная адсорбция фосфора на границах зерен в низколегированной стали. ФММ, 1996, т.81, вып. 1, с.120−128.
  14. Miller М.К., Burke M.G. An atom probe field ion microscopy study of neutron-irradiated pressure vessel steels. J. Nucl. Mater., 1992, v. 195, № 1−2, p.68−82.
  15. Pavinich W.A., Griesbach Т.J., Server W.L. An overview of radiation embrittlement modeling for reactor pressure vessel steels. Radiation Embrittlement of Nuclear Reactor Pressure Vessel Steels. L.E. Steele, Eds., ASTM STP 1170, 1993, p.99−117.
  16. Howthorne J.R., Koziol J.J., Groeschel R.C. Evaluation of commercial production A533-B steel plates and weld deposits tailored for improved radiation resistance. Effects of Radiation on Structural Materials. ASTM STP 570, 1975, p.83−102.
  17. JI.M., Гликман Е. Э., Карк Г. С. Обратимая отпускная хрупкость стали и сплавов железа. М.: Металлургия, 1987. 222 с.
  18. A review of formulas for predicting irradiation embrittlement of reactors vessel materials// AMES report № 6, Paris, November, 1996. C.14−18.
  19. A.A., Шварцман Jl.A. Физическая химия. M: Металлургия, 1976. 543 с.
  20. Russell К.С., Brown L.M. A dispersion strengthening model based on differing elastic module applied to the iron-copper system// Acta Met., 1972. V. 20. P. 969 -974.
  21. Ю.Р. Механизмы радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов АЭС. 1. Модель упрочнения матрицы выделениями меди: Препринт ИАЭ-4879/11. М.: ЦНИИатоминформ, 1989. 25 с.
  22. Stoller, R.E. Pressure Vessel Embrittlement Predictions Based on a Composite Model of Copper Precipitation and Point Defect Clustering// In: Effects of Radiation on Materials, ASTM STP 1270,1996. P.25−58.
  23. Odette G.R. On the dominant mechanism of irradiation embrittlement of reactor pressure vessel steels// ScriptaMet., 1983. V. 17. P. 1183 1188.
  24. Ю.А., Королев Ю. Н., Крюков A.M. и др. Радиационная стойкость материалов корпусов ядерных реакторов, легированных никелем// Атомная энергия, 1996. Т. 80. Выс.1. С. 33−36.
  25. Ю.А. Радиационное охрупчивание материалов корпусов ядерных энергетических установок ВВЭР: Дисс. докт. физ.-мат. наук, 05.14.03/ РНЦ «Курчатовский институт». Москва. 2003. 250 стр.
  26. Влияние никеля на структуру и радиационную стойкость сварных соединений корпусов реакторов ВВЭР-1000: Препринт/ О. М. Вишкарев, А. С. Зубченко, Т. М. Кричевец и др. НИИАР-23(588). — Димитровград. 1983. 13 с.
  27. А.В., Николаев Ю. А., Крюков A.M., Королев Ю. Н. Охрупчивание низколегированной конструкционной стали под действием нейтронного облучения// Атомная энергия, 2000. Т. 88. № 4. С. 271−276.
  28. Nikolaeva A.V., Nikolaev Yu.A. Mechanism of the drop in the dependence of yield stress on neutron irradiation dose for low-alloy steel// Materials Science and Engineering, 1997. V. A234−236. P.915−917.
  29. Kryukov A.M., Nikolaev Yu.A. The properties of WWER-1000 type materials obtained on the basis of a surveillance program// Nuclear Engineering and Design, 2000. V.195. P.143−148.
  30. Bohmert J., Uibricht A., Kryukov A. and etc. Composition effects of the radiation embrittlement of iron alloys. in: Effects of Radiation on Materials, ASTM
  31. STP 1405, S.T.Rosinski, M.L.Grossbeek, T.R.Allen and A.S.Kumar, Eds., American Society for Testing and Materials, West Conshohochen, PA, 2001. P.383−398.
  32. Nikolaev Yu.A., Nikolaeva A.V. Radiation response of nickel-alloyed reactorpressure vessel steels// Transaction of 14th International Conference on Structural
  33. Mechanism in reactor Technology, Lyon, France, 1997. V.9. P.101−108.
  34. Nikolaev Yu.A., Nikolaeva A.V., Kryukov A.M. The contribution of grain boundary effects to low-alloy steel irradiation embrittlement// J. of Nucl. Mater., 1994. V. 218. P. 85−93.
  35. Nikolaev Yu.A., Nikolaeva A.V., Kryukov A.M. The mechanisms of nickel and silicon effect on the radiation sensitivity of reactor pressure vessel materials. -Preprint NSI-26−936 Nuclear Safety Institute, Moscow, Russia, 1993,11 p.
  36. A.B., Николаев Ю. А., Крюков A.M. Влияние примесей и легирующих элементов на радиационную стойкость низколегированных сталей//ФММ, 1994.1.11, вып.5. С.171−180.
  37. A.M., Николаев Ю. А., Николаева А. В. Влияние химического состава на радиационное охрупчивание низколегированных сталей// Атомная энергия, 1998. Т.84, № 4. С.366−368.
  38. О.Г. Влияние взаимодействия радиационных дефектов с примесными элементами малолегированных феррито-перлитных сталей на их радиационное охрупчивание: Дисс. канд. физ.-мат. наук, 01.04.07/ УлГУ. Ульяновск, 2005. 107 с.
  39. Vishkarev.O, M., Zvezdin, Yu.I., Shamardin, V.K., and Tulyakov, G.A., Radiation Embrittlement of Soviet 1000-MV Pressurized Water Reactor Vessel Steel 15KH2NMFA, Radiation Embrittlement of Nuclear Reactor Pressure Vessel Steels:
  40. An International Review (Fourth Volume), ASTM STP 1170, Lendell E. Steel, Ed., American Society for Testing and Materials, Philadelphia 1993, pp. 218−226.
  41. Е.И., Брувер Р. Э., Сарычев К. Ю. О влиянии углерода на межкристаллитную внутреннюю адсорбцию и межзеренное сцепление в сплавах железо-фосфор //ДАН СССР, 1971. Т.200,№ 5. С.1055−1058.
  42. Effects of nickel on irradiation embrittlement of light water reactor pressure vessel steels. TECDOC-1441, IAEA, Vienna, IAEA 2005 pp. 45−49.
  43. A.M., Неклюдов И. М., Камышанченко H.B. Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. Изд-во БГТУ. 1998. 378 с.
  44. L. Debarberis, N. Taylor, A. Ericsson, et al An integrated view on plant life management// IAEA -CN-92−9. P.513−519.
  45. O.O. Красиков E.A., Бачучин И. В., Королев Ю. Н. Радиационно-стимулированое перераспределение примесей в материалах корпусов реакторов современное состояние// Материаловедение, № 9.2001. С. 14−18.
  46. Ф. Структуры двойных сплавов. М.: Металлургия. 1973.144 с.
  47. Flynn С.Р. Atomic Migration in Monatomic Crystals// Phys. Rev., 1968. V.171, № 3. P.682−698.
  48. Nikolaev Yu.A., Nikolaeva A.V., Kryukov A.M. et al. Irradiation embrittlement and thermal annealing behavior of Cr-Ni-Mo reactor pressure vessel material// J. Nucl. Mater. 266 (1995) pp. 40−51.
  49. T. J. Williams The effect of nickel, manganese and copper on the irradiation sensitivity of low alloy steel welds, International Journal of Pressure Vessels and Piping, Volume 81, Issue 8, August 2004, pp. 657−665.
  50. B.A., Рыбин B.B., Баданин В. И. О роли примесей в радиационном охрупчивании низколегированной стали// Атомная энергия, 1979. Т. 47, Вып. 1. С. 21−25.
  51. Steele L. Structure and Composition Effects on Irradiation Sensitivity of Pressure Vessel Steels Irradiation Effects on Structural Alloys for Nuclear Reactor Applications: ASTM STP 484, 1971. P. 164−175.
  52. B.A. Радиационное охрупчивание металлов и сплавов. В кн.: Радиационные дефекты в металлических кристаллах. Алма-Ата: Наука, 1978. С. 158−176.
  53. В.А., Баданин В.И. В кн.: Радиационные эффекты изменения механических свойств конструкционных материалов и методы их исследования. Киев. Наукова думка, 1977. С. 75.
  54. В.А., Баданин В. И. Влияние примесей на охрупчивание ферритно-перлитной стаж при нейтронном облучении и тепловых выдержках// Известия АН СССР. Металлы, 1975. Вып.2. С. 126−132.
  55. Ю.А., Николаева А. В., Забусов О. О. и др. Радиационно- и термически индуцированная адсорбция фосфора на границах зерен в низколегированной стали.//ФММ, 1996. Т.81, вып. 1. С. 120−128.
  56. Gurovich В.A., Kuleshova Е.А., Nikolaev Yu.A., Shtrombakh Yu.I. Assessment of relative contributions from different mechanisms to radiation embrittlement of reactor pressure vessel steels// J. of Nucl. Mater., 1997. V. 246. P. 91−120.
  57. A.B., Николаев Ю. А., Кеворкян Ю. Р. Зернограничная сегрегация фосфора в низколегированной стали// Атомная энергия, 2001. Т. 91, № 1. С. 20−27.
  58. П.Л., Мураль В. В. Механизм влияния молибдена на процессы отпускной хрупкости стали// Металловедение и термообработка металлов, 1969, № 3. С.70−72.
  59. П.Л., Мураль В. В. Влияние легирования на диффузию фосфора в феррите// Физика металлов и металловедение, 1964. Т.17. Вып.З. С. 384−389.
  60. П.Л., Жаров Ю. Д., Поликарпов Ю. А. Изучение диффузии в твердых телах методом послойного анализа и интегральной радиоактивности, ГОСИНТИ. Вып. 4, 1962.
  61. С.П., Хмелевская B.C. Механические, коррозионные и радиационные свойства материалов для ядерных энергетических установок. Уч. Пособие по курсу «Материалы ядерных энергетических установок», Обнинск, ИАЭТ, 1991.45 с.
  62. G.R., Lucas G. Е., Klingensmit D. Irradiation Hardening of Pressure Vessel Steels at 60 °C: The Role of Thermal Neutrons and Born // In: Effects of Radiation on Materials, ASTM STP 1325, 1999. P.87−97.
  63. В.Ф. О вкладе нанокластеров/петель в радиационное упрочнение металлов.: Препринт Объединенного института ядерных исследований. Дубна.1. Р15−2002−231.
  64. С., Brillaud C., Deydier D., е.а. Neutron Spectrum Effect and Damage Analysis on Pressure Vessel Steel Irradiation// In: Effects of Radiation on Materials, ASTM STP 1366,2000. P.87−97.
  65. Heinisch H.L. Correlation of mechanical property changes in neutron-irradiated pressure vessel steels on the basis of spectral effects// J. of Nucl. Mater., 1991. V. 178. P. 19−26.
  66. Hawthorne J.R., Fortner E., Grant S.P. Radiation Resistant Experimental Weld Metals for Advanced Reactor Vessel Steels, Weld. J. Research Supplement, 49, 10, 1970, pp.483.
  67. Effects of Residual Elements on Predicted Radiation Damage to Reactors Vessel Materials, Regulatory Guide 1.99, Rev. 1, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington D.C., April 1977.
  68. Radiation Embrittlement of Reactors Vessel Materials, Regulatory Guide 1.99, Rev. 2, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington D.C., May 1998.
  69. Lida, K. Nuclear Codes and Standards, The First JSME-ASME International Conference on Nuclear Engineering: International Lecture Courses (III), 1991.
  70. Д.В. Влияние спектра нейтронного потока на радиационное охрупчивание основного металла и металла сварного шва стали 15Х2НМФАА//
  71. Новые технологии для энергетики, промышленности и строительства" Сборник рефератов и статей, вып. 7 4.1. Димитровград: ФГУП ГНЦ РФ НИИАР, 2005. С. 134−142.
  72. D.Yu., Kryukov A.M., Amaev A.D. «Radiation Embrittlement of WWER-1000 Pressure Vessel Materials.» Irradiation Embrittlement and Mitigation. Proceedings of the IAEA Specialists Meeting held in Madrid, Spain, 1999, p.p. 374 — 385.
  73. V.K., Golovanov V.N. «On the prognosis of radiation service life of steel 12Kh2NMFAA» Irradiation Embrittlement and Mitigation, Proceedings of the IAEA Specialists Meeting held in Gloucester, United Kingdom, 2001, p. p. 547 -563.
  74. Kryukov A., Erak D., Debarberis L., et. al. Extended analysis of WER-1000 surveillance data// Specialist Meeting irradiation embrittlement and mitigation. Gloucester, England, UK, 14−17 May, 2001, IAEA Working Documents IWG-LMNPP-2001, Vienna, Austria.
  75. Диаграммы состояния двойных металлических систем/ Под ред. Н. П. Лякишева, М.: Машиностроение, 1997. Т.2.
  76. М. И., Фарбер В. М. Дисперсионное упрочнение стали. М., «Металлургия», 1979.208 с. Стр. 128−129.
  77. Ф., Келер. Теория атомных смещений, возникающих в решетке под действием облучения. В сб.: Материалы международной конференции по мирному использованию атомной энергии. М., 1958, т.7, с. 747.
  78. Ю.В. К теории радиационных каскадов в твердом теле. Физика металлов и металловедение, 1975, т.40, с. 15.
  79. Norgett N.J., Robinson М.Т., Torrens I.M., The proposed method of displacement doze rate calculation, -Nucl. Eng. And Design, 1975, 33, p.50−56.
  80. Lindhard J., Scharff M. Energy Dissipation by Ions in the kev Region. // Phys. Rev., 1961, v. 124, pp.128.
  81. Lindhard J., Scharff M., and Schiott H. Range Concepts and Heavy Ion Ranges // Mat. Phys., Medd. Dan Vid Selsk., 1971, v. 33, p. 14.
  82. Doran D. G. Neutron Displacement Cross Sections for Stainless Steel and Tantalum Based on a Lindhard Model // Nucl. Sci. Eng., 1972, v. 49, pp. 130−144.
  83. Robinson M. T. The Dependence of Radiation Effects on The Primary Recoil Energy // AEC Symp., 1971, ser. 26, pp. 397−425.
  84. Doran D.G. and Graves N.J. Neutron displacement damage cross-section for structural metals, HFDL-SA 1058, Washington, 1976.
  85. Averback R. S., Benedek R., Merkle K. L. Ion-irradiation studies of the damage function of copper and silver. // Phys. Rev. B, 1978, v. 18, p. 56−71.
  86. Wiedersich H. Effects of the primary recoil spectrum on microstructural evolution. J. Nucl. Mater. (1991) 70, p. 179−181.N
  87. L.R.Greenwood, F.A.Garner, H.L.Heinisch. The impact of spectral effects in fast reactors on data analysis and devolopment of fission-fusion correlations. J. Nucl. Mater. 191−194 (1992) p. 1096−1100.
  88. H.Wiedersich. Implications of defect clusters formed in cascades on free defect generation and microstructural development//!. Nucl. Mater. 205 (1993) p. 4051.
Заполнить форму текущей работой

Сдать сессию!