Изменение механических свойств, состава и структуры нержавеющих сталей после больших доз облучения в исследовательских реакторах

• Автор: Голованов, Виктор Николаевич
• Шифр специальности: 01.04.07
• Научная степень: Докторская
• Год защиты: 2004
• Место защиты: Димитровград
• Количество страниц: 266 с. : ил.

Список сокращений и условных наименований.
а.з. - активная зона реактора,
Ъ - уровень активной зоны реактора,(+) - выше, (-)-ниже горизонтальной плоскости активной зоны,
ТВС - тепловыделяющая сборка, твэл - тепловыделяющий элемент, а в — предел прочности, а од - условный предел текучести,
8 р - относительное равномерное удлинение,
8 о - относительное общее удлинение,
Ф- флюенс нейтронов,
Д У/У - распухание,
Т* - критическая температура хрупкости,
Т[— критическая температура хрупкости облучённого материала,
Д Тю,- сдвиг температуры хрупко-вязкого перехода,
Д Тг - сдвиг температуры хрупко-вязкого перехода после облучения,
Т50 -критическая температура хрупкости, измеренная по доле хрупкой составляющей в изломе
Тр5о -критическая температура хрупкости облучённого материала, измеренная по доле хрупкой составляющей в изломе,
К,с - коэффициент интенсивности напряжений,
Кр - коррозия материалов, г - время
мто - механико-термическая обработка х.д. - холодная дефорация,
Тобл,- температура облучения,
Тисп. - температура испытания образцов в защитных камерах,
ОЖЕ-анализатор - спектрограф ОЖЕ - электронов,
ВИМС - вторично-ионный масспектрометр,
МАР - микроанализатор рентгеновский,
О.М., - основной металл, С.Ш. - сварной шов, З.Т.В. - зона термического влияния

Список сокращений и условных наименований
1. Методы исследования и аппаратура
1.Задачи совершенствования внутрикамерных методов
исследования
1.2Методики локального элементного анализа облучённых
материалов
1. ЗРазработанные методы и приборы для определения содержания
газообразных элементов в облучённых материалах
1.4Методики электронной микроскопии для исследования материалов с
высоким уровнем радиоактивности
1.5 Совершенствование методов механических испытаний
1.6 Разработка оборудования и методик подготовки образцов в защитных
камерах
2. Методики высокодозного облучения в исследовательских реакторах СМ, РБТ-б и
БОР-60
2.1 Высокодозное облучение в реакторе БОР-60
2.2 Высокодозное облучение в реакторе СМ
2.3 Методики облучения сталей в натрии в реакторах БОР-60 и СМ
2.4 Облучение образцов корпусных сталей для ВВЭР в стенде Корпус в
реакторе РБТ-6
3.Материалы и образцы
3.1 Материалы для оболочек твэлов и чехлов ТВС БН-реакгоров
3.2 Материалы корпусов ВВЭР
4. Изменения состава и структуры сталей в натрии при облучении
4.1. Стали внутрикорпусных элементов реактора БОР-60
4.2 Натурные коррозионные испытания образцов материалов в натрии в
активной зоне реактора БОР-60
4.3 Эффекты массопереноса на оболочках твэлов и чехлах ТВС из сталей
Х16Н15МЗБР и Х13М2БФР в теплоносителе реактора БОР-60
5. Взаимодействие сталей с продуктами деления оксидного уранового и уран
плугониевого топлива
5.1 Термодинамический анализ параметров на границе топливо-оболочка
твэла
5.2 Модели физико-химического взаимодействия топлива с оболочкой
твэлов
5.3 Влияние состава и предварительной обработки хромоникелевых
нержавеющих сталей на коррозию в результате взаимодействия с
топливом
5.4. Особенности физико-химического взаимодействия топлива оболочками из
ферритно-мартенситной стали Х13М2БФР

5.5. Влияние процессов взаимодействия на механические свойства оболочек
твэлов
6. Дозные и температурные зависимости физико-механических свойств сталей
оболочек твэлов и чехлов ТВС
6.1 Изменение механических свойств и структуры сталей оболочек твэлов
после облучения в реакторе БОР-60
6.2 Механические свойства и распухание материалов чехлов ТВС после
облучения в реакторе ЮР-60
6.3 Дозные и температурные зависимости механических свойств чехлов из
стали Х13М2БФР в состоянии после закалки и отпуска
6.4 Влияние отжига при температуре 400-600°С на механические свойства
стали XIЗМ2БФР
7 Моделирование условий облучения материалов ВКУ реакторов с водой под
давлением в исследовательских реакторах БОР-60 и СМ
7.1. Структура и механические свойства сталей после длительного облучения
7.2. Эксперимент по облучению образцов стали ВКУ в реакторах ЮР-60 и СМ
8. Моделирование радиационного охрупчивания стали корпусов ВВЭР-1000
8.1 Анализ параметров, влияющих на радиационное охрупчивание материалов
корпусов
8.2 Охрупчивание стали по толщине корпуса ВВЭР
8.3 Сравнение российских и французских нормативных методик определения
радиационного охрупчивания корпусов реакторов с водой под давлением
Заключение
Основные результаты и выводы
Список литературы

Зр$% IЖ = ~3$»,г ' Рь8
Др5д /<Л = у ■ Р5& ~ */59 ,0, ’ РЬ9
^РНе I & — —359 а ■ Р59
с начальными условиями:
Рь& (о) = ^58,0 , Р59 (о) = 0 , РНе (о) = 0 ,
где р 58, Р 59, Р Не - концентрации ядер 58№, 59№ и 4Не соответственно;
Л., = К;,(е)*ф(еУе <2‘3)

1д,х-скорость реакции (п, х) на ядрах никеля с атомным весом А, ( с-1), а д,х(Е) микросечение реакции (п, х), см'2; Ф(Е)-плотность потока нейтронов, см'2 с'1.
Решение системы для независящей от времени плотности потока нейтронов (в неэкранированных образцах) даёт следующую формулу расчёта наработки гелия за время т.
Накопление гелия в экранированных гафнием образцах рассчитывается численным методом. Для расчёта скорости реакции 5й№(п,;н) 59№ использованы сечения из дозиметрического файла ПНЖЮ. Значения скоростей реакций 59М(п,/) 60№, 59№(п,р) 59Со, 59№(п,«) 56Ре пересчитаны из скорости реакции на 58№.
Для обоих спектров (экранированный и неэкранированный) наблюдается линейная зависимость накопления гелия в нержавеющей стали 316 от повреждающей дозы (рис.2.2.4).
Полученные значения скорости накопления гелия в нержавеющей стали при облучении в тепловом и экранированном спектрах нейтронов, согласуются с данными,
Рне ~ Рь 8,0
59,а
^591о' 359у
(2.2)