Радиационное охрупчивание модельных сплавов материалов корпусов реакторов: влияние никеля, фосфора и меди

• Автор: Дебарберис Луиджи
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2000
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 152 с. : ил.

РАДИАЦИОННОЕ ОХРУПЧИВАНИЕ В ОЦЕНКЕ РЕСУРСА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ. Образование преципитатов. Вязкохрупкое поведение. Механизмы радиационного повреждения в сталях под действием нейтронного облучения. Обоснование и цели данного исследования. ПРИГОТОВЛЕНИЕ ОБРАЗЦОВ, ОБЛУЧЕНИЕ И ИСПЫТАНИЯ. Испытательная матрица модельных сплавов. Реактор , его эксплуатация и облучательные эксперименты. Загрузка образцов модельных сплавов для эксперимента . История облучателыюго эксперимента на модельных сплавах. Температурная история. Дозиметрические измерения. Ударные испытания. Испытания облученных образцов. Влияние никеля, меди и фосфора на сдвиги температуры вязкохрупкого перехода. Данные по сплавам с низким содержанием фосфора в зависимости от уровня содержания никеля. Разрушение металлов. Вязкое разрушение. Хрупкое разрушение является наиболее критическим для корпуса реактора. Оно происходит внезапно, практически без какоголибо предупреждающего признака и может начаться из очень незначительного несовершенства металла или малой трещины.


Вязкое разрушение является скорее проблемой высокотемпературных сплавов, в которых радиационное повреждение, генерирующее атомы газа, или коррозия могут
способствовать разделению материала вдоль границ зерен. Тем не менсс, этот тип разрушения должен быть рассмотрен и в случае облученных ферритных сталей, энергия разрушения которых в вязкой температурной области несколько уменьшается при облучении. Целостность корпуса реактора. Требование обеспечения целостности корпуса реактора при всех возможных эксплуатационных условиях является одной из наиболее важных проблем безопасности, к которой должно быть обращено внимание материаловедов. Однако, ясное понимание процесса охрупчивания материалов, особенно в части, касающейся высоких доз нейтронного и уоблучения, еще представляет серьезную проблему для экспериментаторов и теоретиков. Первые должны обеспечить получение адекватных измерений по изменению вязкости разрушения и микроструктуры материалов, связанных с радиационным повреждением. Заботой последних, главным образом, является развитие соответствующих моделей для предсказания остаточного ресурса корпусов, чтобы исключить непредвиденные ситуации, могущие повлечь преждевременную остановку работы реактора или снижение уровня безопасности его эксплуатации. Физически обоснованное моделирование изменения свойств материалов корпусов реакторов становится особенно важным, когда применяются методы ослабления радиационного охрупчивания для увеличения рабочего ресурса реактора. В этом случае существенны специфические аспекты реакторной установки для обоснования восстановительных процедур и последующей практики мониторинга.