ВОССТАНОВЛЕНИЕ МЕХАНИЧЕСКИХ СВОЙСТВ ОБЛУЧЕННОЙ СТАЛИ ПРИ ТЕРМИЧЕСКОМ ОТЖИГЕ

А. В. Николаева, Ю. А. Николаев, Ю. Р. Кеворкян

Аннотация


В процессе эксплуатации корпус подвергается воздействию потоков нейтронного облучения, что приводит к деградации механических свойств его материала. Прежде всего это относится к изменению критической температуры хрупкости и других характеристик вязкости разрушения стали. Нагрев стали выше температуры облучения, повышая диффузионную подвижность точечных дефектов, является предпосылкой к появлению термодинамической неустойчивости различных радиационных повреждений стали и, таким образом, создает условия для восстановления механических свойств. В настоящей работе рассматриваются факторы, влияющие на эффективность восстановления критической температуры хрупкости материалов корпусов водо-водяных энергетических реакторов при послерадиационном отжиге. Рис. 4, список лит. 12 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Pavinich W., Griesbach Т., Server W. An overview of radiation embrittlement modeling for reactor pressure vessel steels. — In: Radiation Embrittlement of Nuclear Reactor Pressure Vessel Steels. ASTM STP 1170, 1993, p. 99—117.

Гурович Б.А., Кулешова Е.А., Николаев Ю.А., Штромбах Я.И. Оценка относительного вклада различных механизмов в радиационное охрупчивание материалов корпусов: Препринт ИАЭ-6025/11,1997. 107 с.

Николаев Ю.А., Николаева А.В., Забусов О.О. и др. Радиационно- и термически индуцированная адсорбция фосфора на границах зерен в низколегированной стали. — Физика металлов и металловедения, 1996, т. 81, вып. 1, с. 120—128.

Hawthorne J., Koziol J., Groeschel R. Evaluation of commercial production A533-B steel plates and weld deposits tailored for improved radiation resistance. — In: Effects of Radiation on Structural Materials. ASTM STP 570, 1975, p. 83—102.

Williams T., Thomas A., Berrisford R. e.a. The influence of neutron exposure, chemical composition and metallurgical condition, on the irradiation shift of reactor pressure vessel steels. — Ibid., ASTM STP 782, 1982, p. 343—374.

Nikolaev Yu.A., Nikolaeva A.V., Kryukov A.M. The nickel effect on mechanical property recovery under post-irradiation annealing. — In: Fourth Intern. Conf. on Material Science Problems in NPP Equipment Production and Operation, St. Petersburg, Russia, 1996, v. 1, p. 231—235.

Amaev A.D., Kryukov A.M., Sokolov M.A. Recovery of transition temperature of irradiated WWER-440 vessel metal by annealing. — In: Radiation Embrittlement of Nuclear Reactor Pressure Vessel Steels. ASTM STP 1170, 1993, p. 369—379.

Amaev A.D., Kryukov A.M., Levit V.I. e.a. Mitigation of irradiation embrittlement by annealing. — Ibid., ASTM STP 1270, 1996, p. 232—247.

Nikolaeva A.V., Nikolaev Yu.A., Kryukov A.M. Grain boundary embrittlement due to reactor pressure vessel annealing. — J. Nucl. Mater., 1994, v. 211, p. 236—243.

Kohopaa J. Effects of post-irradiation thermal annealing on radiation embrittlement behavior of Cr—Mo—V alloyed weld metals. — Acta Polytechnica Scandinavica, Mechanical Engng, 1998, № 132, p. 1—112.

Kryukov A.M., Nikolaev Yu.A., Nikolaeva A.V. Behavior of mechanical properties of nickel-alloyed reactor pressure vessel steel under neutron irradiation and post-irradiation annealing. — Nuclear Engng Design, 1998, v. 186, p. 353—359.

Николаева A.B., Николаев Ю.А., Кеворкян Ю.Р. Зернограничная сегрегация фосфора в низколегированной стали. — Атомная энергия, 2001, т. 91, вып. 1.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.