RU2515716C1 - Low-activated fire-resistant radiation-resistant steel - Google Patents
Low-activated fire-resistant radiation-resistant steel Download PDFInfo
- Publication number
- RU2515716C1 RU2515716C1 RU2013119429/02A RU2013119429A RU2515716C1 RU 2515716 C1 RU2515716 C1 RU 2515716C1 RU 2013119429/02 A RU2013119429/02 A RU 2013119429/02A RU 2013119429 A RU2013119429 A RU 2013119429A RU 2515716 C1 RU2515716 C1 RU 2515716C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- steel
- resistant
- vanadium
- niobium
- tungsten
- Prior art date
Links
Landscapes
- Heat Treatment Of Steel (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к металлургии жаропрочных сталей, используемых в ядерной энергетике, в частности, для изготовления деталей активных зон атомных реакторов на быстрых нейтронах и оборудования термоядерных реакторов.The invention relates to metallurgy of heat-resistant steels used in nuclear energy, in particular, for the manufacture of parts of active zones of fast-neutron nuclear reactors and equipment of thermonuclear reactors.
Известна малоактивируемая радиационно стойкая сталь, содержащая углерод, кремний, марганец, хром, никель, ванадий, медь, молибден, кобальт, вольфрам, иттрий, ниобий, алюминий и железо при следующем соотношении компонентов, мас.%: углерод - 0,13-0,18; кремний - 0,20-0,35; марганец - 0,30-0,60; хром - 2,0-3,5; никель - 0,01-0,05; ванадий - 0,10-0,35; медь - 0,01-0,10; молибден - 0,01-0,05; кобальт - 0,01-0,05; вольфрам -1,0-2,0; иттрий - 0,05-0,15; ниобий - 0,01-0,05; алюминий - 0,01-0,10; железо - остальное.Known low-activated radiation-resistant steel containing carbon, silicon, manganese, chromium, nickel, vanadium, copper, molybdenum, cobalt, tungsten, yttrium, niobium, aluminum and iron in the following ratio, wt.%: Carbon - 0.13-0 ,eighteen; silicon - 0.20-0.35; Manganese - 0.30-0.60; chrome - 2.0-3.5; nickel - 0.01-0.05; vanadium - 0.10-0.35; copper - 0.01-0.10; molybdenum - 0.01-0.05; cobalt - 0.01-0.05; tungsten -1.0-2.0; yttrium - 0.05-0.15; niobium - 0.01-0.05; aluminum - 0.01-0.10; iron is the rest.
При этом суммарное содержание никеля, кобальта, молибдена, ниобия и меди в известной стали составляет не более 0,2 мас.%, а отношение (V+0,3W)/C изменяется в пределах от 3 до 6. Сталь отличается низким уровнем наведенной активности, но не является жаропрочной при температуре, превышающей 500°C.Moreover, the total content of nickel, cobalt, molybdenum, niobium and copper in the known steel is not more than 0.2 wt.%, And the ratio (V + 0.3W) / C varies from 3 to 6. Steel has a low level of induced activity, but is not heat resistant at temperatures exceeding 500 ° C.
(RU №2135623, МКИ 6 C22C 38/52, опубликовано 27.08.1999](RU No. 2135623, MKI 6 C22C 38/52, published 08/27/1999]
Известна малоактивируемая жаропрочная радиационно стойкая сталь, содержащая углерод, кремний, марганец, хром, вольфрам, ванадий, титан, бор, церий и/или иттрий, цирконий, тантал, азот и железо при следующем соотношении, мас.%: углерод - 0,10-0,21; кремний - 0,10-0,80; марганец - 0,50-2,00; хром - 10,00-13,50; вольфрам - 0,80-2,50; ванадий - 0,05-0,40; титан - 0,03-0,30; бор - 0,001-0,008; церий и/или иттрий в сумме - 0,001-0,10; цирконий - 0,05-0,20; тантал - 0,05-0,20; азот - 0,02-0,15; железо - остальное.Known low-activated heat-resistant radiation-resistant steel containing carbon, silicon, manganese, chromium, tungsten, vanadium, titanium, boron, cerium and / or yttrium, zirconium, tantalum, nitrogen and iron in the following ratio, wt.%: Carbon - 0.10 -0.21; silicon - 0.10-0.80; Manganese - 0.50-2.00; chrome - 10.00-13.50; tungsten - 0.80-2.50; vanadium - 0.05-0.40; titanium - 0.03-0.30; boron - 0.001-0.008; cerium and / or yttrium in the amount of 0.001-0.10; zirconium - 0.05-0.20; tantalum - 0.05-0.20; nitrogen - 0.02-0.15; iron is the rest.
При этом отношение суммарного содержания ванадия, титана, циркония и тантала к суммарному содержанию углерода и азота составляет от 2 до 9.The ratio of the total content of vanadium, titanium, zirconium and tantalum to the total content of carbon and nitrogen is from 2 to 9.
Однако жаропрочность этой стали 650°C недостаточна при температурах в активной зоне реакторов нового поколения 650-710°C.However, the heat resistance of this steel of 650 ° C is insufficient at temperatures in the core of the new generation of reactors of 650-710 ° C.
(RU №2211878, C22C 38/32, опубликовано 10.09.2003)(RU No. 2211878, C22C 38/32, published September 10, 2003)
Задачей изобретения и техническим результатом является создание стали, обладающей жаропрочностью до температуры 710°C при сохранении низкого уровня наведенной радиоактивности и быстрого ее спада.The objective of the invention and the technical result is the creation of steel with heat resistance to a temperature of 710 ° C while maintaining a low level of induced radioactivity and its rapid decline.
Технический результат достигается тем, что малоактивируемая жаропрочная радиационно стойкая сталь содержит углерод, кремний, марганец, хром, вольфрам и/или молибден, ванадий, никель, ниобий и/или тантал, бор, церий и/или нитрид циркония, алюминий, железо и неизбежные примеси при следующем соотношении компонентов, мас.%:The technical result is achieved by the fact that low-activated heat-resistant radiation-resistant steel contains carbon, silicon, manganese, chromium, tungsten and / or molybdenum, vanadium, nickel, niobium and / or tantalum, boron, cerium and / or zirconium nitride, aluminum, iron and inevitable impurities in the following ratio of components, wt.%:
Технический результат также достигается, если сталь также содержит, по меньшей мере, один элемент, выбранный из группы, мас.%: титан 0,03-0,30, азот 0,08-0,17, кальций 0,005-0,02, цирконий 0,05-0,20; суммарное содержание примесей легкоплавких металлов - свинца, висмута, олова, сурьмы и мышьяка, не превышает 0,05 мас.%, а содержание неизбежных примесей серы, фосфора и кислорода не превышает, мас.%: сера≤0,008; фосфор≤0,008 и кислород≤0,005.The technical result is also achieved if the steel also contains at least one element selected from the group, wt.%: Titanium 0.03-0.30, nitrogen 0.08-0.17, calcium 0.005-0.02, zirconium 0.05-0.20; the total content of impurities of fusible metals - lead, bismuth, tin, antimony and arsenic does not exceed 0.05 wt.%, and the content of inevitable impurities of sulfur, phosphorus and oxygen does not exceed, wt.%: sulfur≤0.008; phosphorus≤0.008 and oxygen≤0.005.
Легирование титаном, цирконием, азотом и кальцием в составе стали обеспечивает уменьшение активируемости под действием нейтронного облучения и увеличивает скорость спада наведенной активности стали.Alloying with titanium, zirconium, nitrogen and calcium in the composition of the steel provides a decrease in activability under the influence of neutron irradiation and increases the rate of decline of the induced activity of the steel.
Ограничение содержания свинца, висмута, олова, сурьмы и мышьяка увеличивает сопротивление стали низкотемпературному радиационному охрупчиванию (НТРО) в условиях нейтронного облучения.Limiting the content of lead, bismuth, tin, antimony and arsenic increases the resistance of steel to low-temperature radiation embrittlement (NTRO) under neutron irradiation.
Высокий уровень жаропрочности обеспечивается за счет образования стабильной мартенситно-ферритной структуры с наличием упрочняющих твердый раствор элементов внедрения (С, N, В) и элементов замещения (W и (или) Mo, V, Nb и/или Ta, Cr, Ni), упрочняющих карбидных (MeC, Ме2С, Me23C6 и др.), нитридных (MeN, Me2N) и карбонитридных (MeCN) фаз, а также частиц фазы Лавеса типа Fe2(W,Mo).A high level of heat resistance is ensured by the formation of a stable martensitic-ferrite structure with the presence of solid solution strengthening elements (C, N, B) and substitution elements (W and (or) Mo, V, Nb and / or Ta, Cr, Ni), hardening carbide (MeC, Me 2 C, Me 23 C 6 , etc.), nitride (MeN, Me 2 N) and carbonitride (MeCN) phases, as well as particles of the Laves type Fe 2 (W, Mo).
Высокое сопротивление низкотемпературному радиационному охрупчиванию (НТРО) обеспечивается за счет ограниченного содержания в структуре стали δ-феррита, предпочтительного выделения в структуре стали карбидов, нитридов и карбонитридов V, Ti, Nb и/или Ta и Zr по сравнению с аналогичными соединениями хрома, дополнительное ограничение содержания в стали легкоплавких элементов (меди, свинца, висмута, олова, сурьмы и мышьяка), а также серы, фосфора и кислорода в еще большей степени способствует увеличению сопротивления стали НТРО.High resistance to low-temperature radiation embrittlement (NTRO) is ensured by the limited δ-ferrite content in the steel structure, the preferred precipitation of V, Ti, Nb and / or Ta and Zr carbides, nitrides and carbonitrides in the steel structure compared to similar chromium compounds, an additional limitation the content in the steel of low-melting elements (copper, lead, bismuth, tin, antimony and arsenic), as well as sulfur, phosphorus and oxygen, to an even greater degree contributes to an increase in the resistance of NTRO steel.
Создание малоактивируемой жаропрочной радиационно стойкой стали осуществляют путем введения в структуру стали мелкодисперсных частиц нитрида циркония, равномерно распределенных в объеме стали. При этом сохраняется комплексное легирование стали элементами с быстрым спадом наведенной радиационной активности и создается определенное соотношение между γ°-стабилизирующими элементами (С, N, Mn, Ni) и α-стабилизирующими элементами (Cr, Mo, W, Nb, V, Ta, Ti, Zr, Mo, Nb и др.).The creation of a low-activation heat-resistant radiation-resistant steel is carried out by introducing finely dispersed particles of zirconium nitride uniformly distributed in the volume of steel into the steel structure. At the same time, complex alloying of steel with elements with a rapid decrease in the induced radiation activity is preserved and a certain relationship is created between γ ° stabilizing elements (C, N, Mn, Ni) and α stabilizing elements (Cr, Mo, W, Nb, V, Ta, Ti, Zr, Mo, Nb, etc.).
Введение в состав стали мелкодисперсных нитридов циркония позволяет образовать большое количество центров кристаллизации, равномерно распределенных в объеме металла.The introduction of finely dispersed zirconium nitrides into the steel allows the formation of a large number of crystallization centers uniformly distributed in the metal volume.
В процессе затвердевания стали химически стойкие частицы нитрида циркония, находясь в расплаве, обладают повышенной устойчивостью к диссоциации и будут являться центрами кристаллизации аустенитных зерен, что существенно измельчает первичное аустенитное зерно, увеличивает площадь границ аустенитных зерен, что существенно уменьшает количество карбидов и нитридов ванадия и ниобия, выпадающих по границам аустенитных зерен, и увеличивает их дисперсность. Это обеспечивает увеличение прочностных свойств и одновременно показателей пластичности и вязкости, а также образует выделения, которые увеличивают прочность при повышенных температурах. Нитрид циркония также играет роль дополнительного зародыша фаз, выделяемых при ползучести, благодаря чему образуется более мелкодисперсное распределение фаз и повышается жаропрочность стали.In the process of solidification, chemically stable particles of zirconium nitride, being in the melt, have increased resistance to dissociation and will be centers of crystallization of austenitic grains, which significantly crushes the primary austenitic grain, increases the border area of austenitic grains, which significantly reduces the amount of vanadium and niobium carbides and nitrides falling over the boundaries of austenitic grains, and increases their dispersion. This provides an increase in strength properties and at the same time indicators of ductility and viscosity, and also forms precipitates that increase strength at elevated temperatures. Zirconium nitride also plays the role of an additional nucleus of phases released during creep, due to which a finer dispersed phase distribution is formed and the heat resistance of steel increases.
Содержанием алюминия в количестве 0,005-0,02 мас.% благоприятно изменяет форму неметаллических включений, очищает и упрочняет границы зерен, повышает их пластичность, ударную вязкость и жаропрочность, что приводит к повышению служебных и технологических свойств стали.The aluminum content in an amount of 0.005-0.02 wt.% Favorably changes the shape of non-metallic inclusions, cleans and strengthens grain boundaries, increases their ductility, toughness and heat resistance, which leads to an increase in the service and technological properties of steel.
Выплавку стали по изобретению проводили в 150-кг индукционной печи, с разливкой металла на слитки (5 плавок), из которых после ковки изготавливались образцы для определения механических свойств и жаропрочности.The steel according to the invention was smelted in a 150 kg induction furnace, with metal casting on ingots (5 heats), from which samples were forged after forging to determine mechanical properties and heat resistance.
В качестве известной стали был выбран металл (сталь ЭП823 - плавка 6) промышленного способа производства, термически обработанный по типовому режиму: нормализация от 1050°C, отпуск при 720°C в течение 3 ч.(Табл.1).As the known steel, metal (EP823 steel - heat 6) of the industrial production method was selected, heat-treated according to the standard regime: normalization from 1050 ° C, tempering at 720 ° C for 3 hours (Table 1).
Испытания на растяжение проводили на цилиндрических образцах пятикратной длины с диаметром расчетной части 6 мм в соответствии с ГОСТ 1497-84 при комнатной температуре и по ГОСТ 9651-84 при повышенных температурах (табл.2). В качестве критерия жаропрочности использовались испытания на длительную прочность, которые проводились по ГОСТ 10145-62 (табл.3).Tensile tests were carried out on cylindrical samples of five times the length with a diameter of the calculated part of 6 mm in accordance with GOST 1497-84 at room temperature and GOST 9651-84 at elevated temperatures (Table 2). As a criterion of heat resistance, tests for long-term strength were used, which were carried out according to GOST 10145-62 (Table 3).
В таблице 2 приведены механические свойства сталей в зависимости от температуры испытаний, полученные после термообработки: нормализация от 1050°C, отпуск при температуре 730°C, охлаждение на воздухе.Table 2 shows the mechanical properties of steels depending on the test temperature obtained after heat treatment: normalization from 1050 ° C, tempering at a temperature of 730 ° C, air cooling.
Результаты испытаний на длительную прочность (табл.3) показали, что предлагаемая сталь является более жаропрочной при 650 и 710°C, чем сталь-прототип.The results of tests for long-term strength (table 3) showed that the proposed steel is more heat resistant at 650 and 710 ° C than the prototype steel.
Так как основы заявляемой стали и стали-прототипа близки, то полученные ранее данные расчета кинетики спада наведенной активности (мощности дозы - излучения) в сталях после предполагаемого облучения в термоядерном реакторе ДЕМО в течение 10 лет и последующей выдержки до 500 лет свидетельствуют о сохранении заявляемой сталью низкой наведенной активности стали-прототипа (в особенности для составов стали, где вместо молибдена введен вольфрам, а вместо ниобия введен тантал, а также цирконий и титан, эти элементы, являясь малоактивируемыми, не увеличивают наведенную активность заявляемой стали), особенно заметной после выдержки свыше 10 лет. После выдержки в течение 50 лет с заявляемой сталью можно работать без специальной защиты и отправлять ее на переплав для повторного использования.Since the foundations of the inventive steel and steel of the prototype are close, the previously obtained data on the calculation of the kinetics of the decrease in induced activity (dose rate - radiation) in steels after the alleged exposure in a DEMO thermonuclear reactor for 10 years and subsequent exposure to 500 years indicate the preservation of the claimed steel low induced activity of the prototype steel (especially for steel compositions, where tungsten is introduced instead of molybdenum and tantalum is introduced instead of niobium, as well as zirconium and titanium, these elements, being inactive, are not magnify the induced activity of the inventive steel), especially noticeable after aging over 10 years. After aging for 50 years with the inventive steel, you can work without special protection and send it to remelting for reuse.
Таким образом, предложенная сталь может быть использована в ядерной энергетике для изготовления элементов активных зон атомных реакторов, например оболочек твэлов реакторов на быстрых нейтронах типа БН. Использование стали обеспечит высокий народно-хозяйственный эффект за счет повышения свойств жаропрочности и сопротивления низкотемпературному радиационному охрупчиванию.Thus, the proposed steel can be used in nuclear energy for the manufacture of elements of the active zones of atomic reactors, for example, cladding of fast-neutron fuel rods of the BN type. The use of steel will provide a high national economic effect by improving the properties of heat resistance and resistance to low-temperature radiation embrittlement.
Предлагаемая сталь прошла широкие лабораторные опробования в ОАО НПО «ЦНИИТМАШ» и рекомендована к промышленному опробованию.The proposed steel has undergone extensive laboratory testing at OAO NPO TsNIITMASH and is recommended for industrial testing.
Claims (4)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2013119429/02A RU2515716C1 (en) | 2013-04-26 | 2013-04-26 | Low-activated fire-resistant radiation-resistant steel |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2013119429/02A RU2515716C1 (en) | 2013-04-26 | 2013-04-26 | Low-activated fire-resistant radiation-resistant steel |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2515716C1 true RU2515716C1 (en) | 2014-05-20 |
Family
ID=50778730
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2013119429/02A RU2515716C1 (en) | 2013-04-26 | 2013-04-26 | Low-activated fire-resistant radiation-resistant steel |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2515716C1 (en) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2021046882A1 (en) * | 2019-09-09 | 2021-03-18 | 王平 | Earthquake-resistant, fire-resistant, high-strength and high-toughness stainless structural steel and preparation method therefor |
RU2773227C1 (en) * | 2021-02-19 | 2022-05-31 | Акционерное общество "Наука и инновация" | Heat- and radiation-resistant steel |
Citations (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US6299704B1 (en) * | 1998-08-31 | 2001-10-09 | Japan As Represented By Director General Of National Research Institute For Metals | Heat resisting steel containing a ferrite or tempered martensite structure |
US6485584B1 (en) * | 1998-04-07 | 2002-11-26 | Commissariat A L'energie Atomique | Method of manufacturing a ferritic-martensitic, oxide dispersion strengthened alloy |
RU2211878C2 (en) * | 2001-07-06 | 2003-09-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А.Бочвара" | Low-active high-temperature radiation steel |
US6827755B2 (en) * | 2001-09-21 | 2004-12-07 | Hitachi, Ltd. | High-toughness and high-strength ferritic steel and method of producing the same |
RU2262753C2 (en) * | 2003-10-06 | 2005-10-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Министерство Российской Федерации по атомной энергии | Fast reactor fuel element (versions) and the can for its fabrication |
RU2303075C2 (en) * | 2005-04-18 | 2007-07-20 | Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Центральный Научно-Исследовательский Институт Конструкционных Материалов "Прометей" Фгуп Цнии Км "Прометей" | Low-activated radiation-resistant steel for bodies of nuclear power plant reactors |
RU2325459C2 (en) * | 2006-06-13 | 2008-05-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает государственный заказчик - Федеральное агенство по атомной энергии | Chromium low-doped corrosion-resistant and radiation-resistant steel |
RU2360992C1 (en) * | 2007-12-17 | 2009-07-10 | Открытое акционерное общество "Высокотехнологический научно- исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Low-activated heat-resistant radiation-resistant steel |
RU2412255C1 (en) * | 2009-08-05 | 2011-02-20 | Российская Федерация,от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Manufacturing method of structural elements of active zone of water-to-water reactor on slow neutrons from low-activated ferrite-martensitic steel |
-
2013
- 2013-04-26 RU RU2013119429/02A patent/RU2515716C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US6485584B1 (en) * | 1998-04-07 | 2002-11-26 | Commissariat A L'energie Atomique | Method of manufacturing a ferritic-martensitic, oxide dispersion strengthened alloy |
US6299704B1 (en) * | 1998-08-31 | 2001-10-09 | Japan As Represented By Director General Of National Research Institute For Metals | Heat resisting steel containing a ferrite or tempered martensite structure |
RU2211878C2 (en) * | 2001-07-06 | 2003-09-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А.Бочвара" | Low-active high-temperature radiation steel |
US6827755B2 (en) * | 2001-09-21 | 2004-12-07 | Hitachi, Ltd. | High-toughness and high-strength ferritic steel and method of producing the same |
RU2262753C2 (en) * | 2003-10-06 | 2005-10-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Министерство Российской Федерации по атомной энергии | Fast reactor fuel element (versions) and the can for its fabrication |
RU2303075C2 (en) * | 2005-04-18 | 2007-07-20 | Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Центральный Научно-Исследовательский Институт Конструкционных Материалов "Прометей" Фгуп Цнии Км "Прометей" | Low-activated radiation-resistant steel for bodies of nuclear power plant reactors |
RU2325459C2 (en) * | 2006-06-13 | 2008-05-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает государственный заказчик - Федеральное агенство по атомной энергии | Chromium low-doped corrosion-resistant and radiation-resistant steel |
RU2360992C1 (en) * | 2007-12-17 | 2009-07-10 | Открытое акционерное общество "Высокотехнологический научно- исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Low-activated heat-resistant radiation-resistant steel |
RU2412255C1 (en) * | 2009-08-05 | 2011-02-20 | Российская Федерация,от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Manufacturing method of structural elements of active zone of water-to-water reactor on slow neutrons from low-activated ferrite-martensitic steel |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2021046882A1 (en) * | 2019-09-09 | 2021-03-18 | 王平 | Earthquake-resistant, fire-resistant, high-strength and high-toughness stainless structural steel and preparation method therefor |
RU2773227C1 (en) * | 2021-02-19 | 2022-05-31 | Акционерное общество "Наука и инновация" | Heat- and radiation-resistant steel |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP2647732B1 (en) | Precipitation-strengthened ni-based heat-resistant alloy and method for producing the same | |
JP2020510139A (en) | High nitrogen, multi-element, high entropy corrosion resistant alloy | |
US20190194787A1 (en) | Austenitic Stainless Steel | |
KR101140651B1 (en) | High-Cr ferritic/martensitic steels having an improved creep resistance and preparation method thereof | |
RU2262753C2 (en) | Fast reactor fuel element (versions) and the can for its fabrication | |
Klueh | Heat treatment behavior and tensile properties of Cr− W steels | |
KR101516718B1 (en) | Ferrite-martensite steel having high creep resistnace and method thereof | |
WO2016039679A1 (en) | A steel for a lead cooled reactor | |
JP6547599B2 (en) | Austenitic heat resistant steel | |
RU2515716C1 (en) | Low-activated fire-resistant radiation-resistant steel | |
Materna-Morris et al. | The influence of boron on structural properties of martensitic 8-10% Cr-steels | |
US9598750B2 (en) | High Cr ferritic/martensitic steels having an improved creep resistance for in-core component materials in nuclear reactor, and preparation method thereof | |
KR20140130590A (en) | Ferrite-martensite steel having high impact properties and method thereof | |
US2602028A (en) | Austenitic steels | |
RU2211878C2 (en) | Low-active high-temperature radiation steel | |
CN111621702A (en) | Nuclear grade stainless steel for high-level waste glass solidification container | |
Rao | Materials development for indian nuclear power programme: an industry perspective | |
RU2441092C1 (en) | Heat-resistant steel | |
RU2383417C1 (en) | Low activated corrosion resistant welding material | |
RU2303075C2 (en) | Low-activated radiation-resistant steel for bodies of nuclear power plant reactors | |
US4361443A (en) | Solid solution strengthened iron-base austenitic alloy | |
KR101764097B1 (en) | Reduced-activation ferrite-martensite steel with high creep resistnace and method thereof | |
RU2633408C1 (en) | Heat-resistant and radiation-resistant steel | |
RU2634867C1 (en) | Heat-resistant and radiation-resistant steel | |
JP2014040669A (en) | High corrosion-resistant alloy excellent in intergranular corrosion resistance |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20170427 |