RU2534045C1 - Способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ввэр-1000 - Google Patents
Способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ввэр-1000 Download PDFInfo
- Publication number
- RU2534045C1 RU2534045C1 RU2013126718/07A RU2013126718A RU2534045C1 RU 2534045 C1 RU2534045 C1 RU 2534045C1 RU 2013126718/07 A RU2013126718/07 A RU 2013126718/07A RU 2013126718 A RU2013126718 A RU 2013126718A RU 2534045 C1 RU2534045 C1 RU 2534045C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactor
- shift
- radiation
- determined
- vver
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Testing Resistance To Weather, Investigating Materials By Mechanical Methods (AREA)
Abstract
Изобретение относится к методам испытаний конструкционных материалов при прогнозировании и оценке работоспособности облучаемых корпусов реакторов ВВЭР-1000. В способе прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов образцы из стали корпуса облучают потоком быстрых нейтронов с высокой плотностью до дозы облучения, соответствующей дозе облучения реального корпуса реактора за отдаленное время, превышающее проектный срок службы. Определяют сдвиг критической температуры хрупкости, обусловленный облучением, к которому для материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с содержанием никеля ≥1,5% добавляют составляющую, обусловленную различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов. Определяют уровень зернограничных сегрегаций в необлученных образцах и экстраполяцией - на отдаленный срок эксплуатации реактора. Определяют общий сдвиг критической температуры хрупкости, и по его величине судят о ресурсе корпуса. Технический результат - повышение точности прогнозирования сдвига критической температуры хрупкости материалов. 2 ил.
Description
Изобретение относится к методам испытаний конструкционных материалов преимущественно при прогнозировании и оценке работоспособности облучаемых конструктивных элементов в атомной технике, облучаемых конструктивных элементов корпусов реакторов ВВЭР.
Радиационное охрупчивание является основным процессом, лимитирующим срок службы корпусов атомных энергетических реакторов, изготовляемых из малолегированных углеродистых сталей, для которых характерным является переход из вязкого в хрупкое состояние при определенной температуре. Под действием нейтронного облучения происходит сдвиг критической температуры хрупкости (ТK) в область более высокой температуры, что повышает вероятность хрупкого разрушения корпуса. Эффект радиационного охрупчивания исследуется уже в течение многих лет, получены эмпирические уравнения, описывающие кинетику охрупчивания в зависимости от параметров дозы облучения (флюенс) и содержания легирующих и примесных элементов. Установлено, что наиболее сильно влияющими на охрупчивание сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000 химическими элементами являются никель и фосфор, а также марганец. Однако накопленная база данных по исследованию образцов-свидетелей, облучаемых в каналах для образцов-свидетелей в корпусах действующих реакторов с заданным коэффициентом опережения по набранному флюенсу, по сравнению со стенкой корпуса реактора не более 2.5, не позволяет осуществить долгосрочное прогнозирование поведения материалов корпусов реакторов на длительные сроки.
В настоящее время стоит задача прогнозирования и оценки работоспособности находящихся в эксплуатации ядерных энергетических установок (ЯЭУ) для установления возможности продления срока службы, что требует своевременного получения информации о деградации свойств корпусных сталей в расчете на увеличенный срок их службы.
В патентной публикации JP 57197446 [1] описывается метод прогнозирования водородного охрупчивания металлов, который может быть применен и для возникновения охрупчивания, обусловленного воздействием других факторов. Его условно можно отнести к так называемым «пилотным» или методу «свидетелей». Суть заключается в том, что образец материала подвергают воздействию охрупчивающего фактора и периодически проводят соответствующие исследования его состояния.
В результате может быть построена кривая увеличения хрупкости от времени, которая позволит прогнозировать состояние реальных изделий из металла, работающих в условиях, эквивалентных условиям, в которых находился образец.
Недостатком известного способа является то, что прогноз основан на измерении состояния материала, без учета прогноза развития физического фактора, вызывающего охрупчивание материала.
Известен способ определения сдвига температуры хрупко-вязкого перехода, заключающийся в том, что испытанию подвергают образцы в исходном состоянии и после эксплуатации регистрируют параметры, характеризующие состояние материала образцов, и определяют сдвиги температуры хрупко-вязкого перехода. В качестве режима эксплуатации используют облучение быстрыми нейтронами, в качестве параметров регистрируют микротвердость материалов, оценивают изменение микротвердости и с его учетом определяют сдвиги температур хрупко-вязкого перехода (RU 1667493 [2]). Недостатком известного способа является то, что он обеспечивает только определение сдвига температуры хрупко-вязкого перехода и не предполагает прогнозирования состояния материала, с учетом изменения величины физического фактора, вызывающего охрупчивание материала.
Известен способ прогноза остаточного ресурса неразрушающим контролем при проведении экспертизы промышленной безопасности металла диагностируемого оборудования (RU [2267776 [3]). Сущность способа заключается в том, что экспертиза промышленной безопасности металла диагностируемого объекта проводится методом спектрального анализа в трех наиболее информативных частотных диапазонах: fмс=17,8255881÷50,20 Гц; fмр=81,67956689÷433,89 Гц; fсд-о=1899,668736÷2674,256228 Гц. При этом для определения прогноза остаточного ресурса и текущих физико-механических параметров используется коэффициент перехода
корректность которого обеспечивается взвешиванием спектральных полос оконной функцией Хэмминга, позволяющей одновременно устанавливать:
Известный способ при его реализации для прогноза остаточного ресурса корпусов ядерных реакторов вызывает определенные трудности, поскольку для его осуществления требуется знание эталонных значений исследуемого материала, должно быть учтено наличие сварных швов в конструкции изделия (анизотропия свойств), устанавливается угол трения адсорбировавшейся влаги на адсорбенте (в данном случае на корпусе реактора), величину которого получить затруднительно.
Наиболее близким к заявляемому является известный способ оценки склонности конструкционных материалов к низкотемпературному радиационному охрупчиванию, который предназначен для прогнозирования и оценки работоспособности конструктивных элементов (SU 1549303 [4]). Способ реализуется следующим образом. Испытуемый образец устанавливают в захватах испытательной машины, нагревают его до температуры облучения и, поддерживая ее постоянной, нагружают образец до достижения в нем максимальной равномерной деформации. После чего фиксируют нагрузку путем выключения привода испытательной машины и охлаждают образец до появления в нем хрупкой трещины, начало развития которой определяют по уменьшению фиксированной нагрузки. Измеряют температуру образца в этот момент и принимают ее значение за критическую температуру хрупкости (TK) облученного материала. Затем сравнивают значения этой температуры с известным значением TK необлученного материала и судят о склонности материала к низкотемпературному радиационному охрупчиванию. Недостатком известного способа является невысокая точность и невозможность прогнозирования степени охрупчивания на длительный промежуток времени.
Заявляемый способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000 направлен на повышение точности прогнозирования сдвига критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000, соответствующих временам эксплуатации, превышающим предусмотренные проектом.
Указанный результат достигается тем, что способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000 предусматривает, что образцы из стали корпуса облучают потоком быстрых нейтронов с высокой плотностью до дозы облучения, соответствующей дозе облучения реального корпуса реактора за отдаленное время, превышающее проектный срок службы, определяют сдвиг критической температуры хрупкости, обусловленный облучением (ΔTF), к которому для материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с содержанием никеля ≥1,5% добавляют составляющую ΔТФлакс, обусловленную различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов и равную 0,25ΔТF, затем определяют уровень зернограничных сегрегации в необлученных образцах и по известным кинетическим уравнениям накопления сегрегации экстраполяцией определяют уровень зернограничных сегрегации на отдаленный срок эксплуатации реактора, после чего по известной корреляции между уровнем зернограничной сегрегаций и сдвигом критической температуры хрупкости определяют составляющую ΔТT, обусловленную протеканием сегрегационных процессов за длительный период при рабочей температуре, определяют общий сдвиг критической температуры хрупкости (ΔТK), лимитирующий ресурс корпуса реактора в отдаленном периоде как сумму сдвигов ΔТK=ΔТF+ΔТФлакс+ΔТT, и по его величине судят о ресурсе корпуса.
Единственной возможностью прогнозирования состояния наноструктуры, соответствующей увеличенному сроку службы ЯЭУ, является ускоренное облучение (облучение с высоким флаксом (высокой плотностью потока быстрых нейтронов)) материалов до высоких значений флюенсов быстрых нейтронов.
При этом необходимо определять количественные характеристики наноструктуры, которые гарантируют заданный уровень свойств на весь срок эксплуатации, поскольку именно состояние наноструктуры материалов ответственно за изменение их служебных характеристик.
Выявлено 2 механизма радиационного охрупчивания сталей корпусов реакторов типа ВВЭР: упрочняющий и неупрочняющий. Упрочняющий механизм обусловлен образованием в сталях радиационных дефектов - дислокационных петель и преципитатов. Все они являются препятствиями - барьерами для движения дислокации. К неупрочняющим механизмам охрупчивания относятся образование сегрегации примесей (в первую очередь, фосфора) на границах зерен и межфазных границах (выделение/матрица) - явление обратимой отпускной хрупкости.
Проведенные исследования структуры и механических свойств образцов-свидетелей сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000, облученных до сопоставимых значений флюенсов быстрых нейтронов (Е≥0.5 МэВ) с различной плотностью потока: в составе образцов-свидетелей (облученных с малым флаксом), а также в исследовательском реакторе (облученных с высоким флаксом) показали наличие эффекта флакса (меньший темп радиационного охрупчивания сталей, облученных с большим флаксом) для сталей с содержанием никеля ≥1.5%. При этом было показано, что эффект флакса связан, главным образом, с различиями в кинетике накопления зернограничных сегрегаций при разных скоростях облучения (различных флаксах), а также с некоторым вкладом упрочняющего механизма, поскольку плотность радиационно-индуцированных преципитатов, ответственных за упрочнение материала, зависит не только от величины флюенса быстрых нейтронов, накопленного при эксплуатации реактора, но и от плотности потока быстрых нейтронов.
В связи с этим для прогнозирования ресурса корпусов ректоров на длительный срок, превосходящий проектный ресурс корпуса реактора в 2 и более раз (до 60 и более лет), по результатам ускоренных испытаний необходимо учесть вклад в эффект флакса составляющей, обусловленной образованием сегрегации примесей, которые будут накоплены за заданный отдаленный срок эксплуатации корпуса реактора под воздействием рабочей температуры и добавку, связанную с различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока нейтронов.
Составляющую, обусловленную упрочнением за счет образования упрочняющих элементов структуры - преципитатов и дислокации, можно определить непосредственно по результатам механических испытаний ускоренно облученных (с большим флаксом) образцов. Тогда суммарный сдвиг ТK, определяющий радиационное охрупчивание за заданный отдаленный срок эксплуатации корпуса реактора, будет определяться:
ΔTK=ΔTF+ΔТФлакс+ΔTT,, где
ΔTF - составляющая, обусловленная нейтронным облучением при рабочей температуре,
ΔТФлакс - добавка, обусловленная различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока нейтронов,
ΔTT - составляющая, обусловленная образованием сегрегации примесей при рабочей температуре за заданный отдаленный срок эксплуатации корпуса реактора.
При этом составляющая ΔTF, которая учитывает радиационное упрочнение, определяется непосредственно по механическим испытаниям ускоренно облученных образцов, составляющая ΔТФлакс, различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока нейтронов, принимается равной 0,25 ΔTF по результатам сравнения сдвигов критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с содержанием никеля ≥1,5%, облученных ускоренно и неускоренно. Для определения вклада ΔTT в суммарный сдвиг критической температуры хрупкости необходимо провести процедуру, предлагаемую в рамках данной заявки.
Сущность заявляемого способа прогнозирования степени охрупчивания теплостойких сталей поясняется примерами реализации и графическими материалами.
На фиг.1 представлена экспериментальная зависимость уровня зернограничных сегрегаций фосфора в образцах-свидетелях, подвергавшихся воздействию рабочих температур в течение различного времени. На фиг.2 представлен график зависимости TK от уровня межзеренных сегрегаций на экспериментальных образцах, подвергшихся воздействию рабочих температур в течение различного времени.
Пример 1
В самом общем случае способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000 реализуется следующим образом. Образцы-свидетели из материала данного корпуса реактора, ресурс которого необходимо прогнозировать на отдаленный срок, облучают ускоренно до флюенса, соответствующего заданному отдаленному сроку эксплуатации реактора. Определяют экспериментальным путем сдвиг критической температуры хрупкости, обусловленный облучением (ΔTF). Прибавляют к сдвигу критической температуры хрупкости, обусловленному облучением (ΔTF), добавку ΔТФлакс, связанную с различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при ускоренном и неускоренном облучениях. Затем экспериментальным путем определяют уровень зернограничных сегрегаций фосфора в необлученных образцах.
С использованием кинетических уравнений накопления сегрегаций примесей, полученных расчетным путем на основе имеющихся экспериментальных результатов для данной стали, экстраполяцией определяют уровень зернограничных сегрегаций на заданный отдаленный срок эксплуатации реактора.
Используя известную корреляцию между уровнем зернограничной сегрегации и сдвигом критической температуры, полученную экспериментально для данной стали, определяют составляющую ΔTT, обусловленную протеканием сегрегационных процессов за длительный период при рабочей температуре.
Общий сдвиг критической температуры хрупкости, который будет наблюдаться за заданный отдаленный срок эксплуатации корпуса реактора ΔTK, определяют как сумму сдвигов ΔTF, ΔТФлакс и ΔTT. Полученное значение сдвига TK сравнивают с предельно допустимым сдвигом TK, заданным генеральным конструктором изделия. После этого делается вывод о возможности эксплуатации изделия на продленный ресурс.
Пример 2
Способ прогнозирования ресурсоспособности облучаемых элементов корпусов реакторов ВВЭР-1000, изготовленных из стали с содержанием никеля ≥1,5%, осуществлялся следующим образом. Были взяты 24 необлученных образца-свидетеля, по составу и структуре аналогичных материалу облучаемых элементов корпуса реактора, ресурсоспособность которого прогнозируется. В исследовательском реакторе были ускоренно облучены 12 образцов до флюенса 75×1022 м-2, соответствующего 60 и более годам эксплуатации корпуса реактора, за время 9000 ч при плотности потока быстрых нейтронов (флаксе) 1×1016 м-2 с-1 МВт-1.
Затем были изготовлены 24 образца Шарли размером 10×10×55 мм (12 образцов в необлученном состоянии и 12 образцов, ускоренно облученных в реакторе ИР-8).
После этого все образцы были испытаны на ударный изгиб по известной методике с определением критической температуры хрупкости, которые составили минус 9°C и минус 56°C соответственно для облученного и необлученного состояний. ΔTF определяли как разницу между TK для облученного и необлученного состояний, и она составила 47°C.
С помощью метода ОЭС по известной методике для необлученных образцов определялся уровень зернограничной сегрегации фосфора, который составил 12 ат.%. Это значение использовалось в качестве исходных данных для построения кривой по кинетическому уравнению (например, МакЛина) (фиг.1). По этой кривой определялся уровень зернограничной сегрегации в материале за 60 и более лет эксплуатации реактора (525000 ч), который составит 21,5 ат.%.
На основании экспериментальной калибровочной зависимости сдвига ΔTT от зернограничной концентрации фосфора, представленной на фиг.2, был определен сдвиг ΔTT, обусловленный накоплением зернограничной сегрегации фосфора за время предполагаемой эксплуатации реактора 60 и более лет, который составил 31°C.
Результирующий сдвиг TK определяли как сумму сдвига, обусловленного облучением, определенного по результатам механических испытаний ускоренно облученных образцов (ΔTF), с учетом эффекта флакса ΔТФлакс, обусловленного различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока нейтронов и сдвига, обусловленного образованием зернограничной сегрегации фосфора за время предполагаемой эксплуатации корпуса при рабочей температуре (ΔTT).
На основании полученного значения сдвига TK с учетом исходной температуры хрупкости, разброса свойств по элементу корпуса реактора и существующей нормативной документации генеральный конструктор изделия может сделать вывод о конечной температуре хрупкости на окончание предполагаемого периода эксплуатации и о возможности эксплуатации облучаемых элементов корпуса реактора до этого срока.
Claims (1)
- Способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000, в соответствии с которым образцы из стали корпуса облучают потоком быстрых нейтронов до дозы облучения, соответствующей дозе облучения реального корпуса реактора за отдаленное время, превышающее проектный срок службы, определяют сдвиг критической температуры хрупкости, обусловленный облучением (ΔTF), к которому для материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с содержанием никеля ≥ 1,5% добавляют составляющую ΔТФлакс, обусловленную различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов и равную 0,25 ΔTF, затем определяют уровень зернограничных сегрегаций в необлученных образцах и по кинетическому уравнению МакЛина накопления сегрегаций экстраполяцией определяют уровень зернограничных сегрегаций на отдаленный срок эксплуатации реактора, после чего на основании экспериментальной калибровочной зависимости между уровнем зернограничной сегрегации и сдвигом критической температуры хрупкости определяют составляющую ΔTT, обусловленную протеканием сегрегационных процессов за длительный период при рабочей температуре, определяют общий сдвиг критической температуры хрупкости (ΔTK), лимитирующий ресурс корпуса реактора в отдаленном периоде как сумму сдвигов ΔTK=ΔTF+ΔТФлакс+ΔТT, и по его величине судят о ресурсе корпуса.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2013126718/07A RU2534045C1 (ru) | 2013-06-11 | 2013-06-11 | Способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ввэр-1000 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2013126718/07A RU2534045C1 (ru) | 2013-06-11 | 2013-06-11 | Способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ввэр-1000 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2534045C1 true RU2534045C1 (ru) | 2014-11-27 |
Family
ID=53382916
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2013126718/07A RU2534045C1 (ru) | 2013-06-11 | 2013-06-11 | Способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ввэр-1000 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2534045C1 (ru) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2635658C1 (ru) * | 2017-03-14 | 2017-11-15 | Акционерное общество "Научно-производственное объединение "Центральный научно-исследовательский институт технологии машиностроения", АО "НПО "ЦНИИТМАШ" | Способ определения сдвига критической температуры хрупкости сталей для прогнозирования охрупчивания корпусов реакторов типа ввэр |
RU2654071C1 (ru) * | 2017-07-24 | 2018-05-16 | Акционерное общество "Научно-производственное объединение "Центральный научно-исследовательский институт технологии машиностроения" (АО "НПО "ЦНИИТМАШ") | Способ прогнозирования ресурсоспособности стали для корпусов реакторов типа ввэр |
Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO1989006789A1 (en) * | 1988-01-19 | 1989-07-27 | Battelle Development Corporation | Determining fracture mode transition behavior of solid materials using miniature specimens |
UA95891C2 (ru) * | 2011-03-21 | 2011-09-12 | Институт металлофизики им. Г.В. Курдюмова НАН Украины | Способ прогнозирования радиационного ресурса водо-водянных энергетических реакторов |
-
2013
- 2013-06-11 RU RU2013126718/07A patent/RU2534045C1/ru active
Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO1989006789A1 (en) * | 1988-01-19 | 1989-07-27 | Battelle Development Corporation | Determining fracture mode transition behavior of solid materials using miniature specimens |
UA95891C2 (ru) * | 2011-03-21 | 2011-09-12 | Институт металлофизики им. Г.В. Курдюмова НАН Украины | Способ прогнозирования радиационного ресурса водо-водянных энергетических реакторов |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
ЧЕРНОБАЕВА А.А. Обоснование моделей радиационного охрупячивания материалов корпусов реакторов и процедуры их применения для оценки состояния эксплуатирующихся корпусов реакторов. Автореф. дисс. на соиск." д.т.н. Москва 2009, с. 10-18, 30-34. СИДОРЕНКО О.Г. и др. Влияние изменения растворимости примесей при облучении на скорость охрупчивания феррито-перлитных сталей. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (88), 2005, с. 49-53. * |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2635658C1 (ru) * | 2017-03-14 | 2017-11-15 | Акционерное общество "Научно-производственное объединение "Центральный научно-исследовательский институт технологии машиностроения", АО "НПО "ЦНИИТМАШ" | Способ определения сдвига критической температуры хрупкости сталей для прогнозирования охрупчивания корпусов реакторов типа ввэр |
RU2654071C1 (ru) * | 2017-07-24 | 2018-05-16 | Акционерное общество "Научно-производственное объединение "Центральный научно-исследовательский институт технологии машиностроения" (АО "НПО "ЦНИИТМАШ") | Способ прогнозирования ресурсоспособности стали для корпусов реакторов типа ввэр |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Henthorne | The slow strain rate stress corrosion cracking test—a 50 year retrospective | |
Arroyo et al. | Analysis of key factors of hydrogen environmental assisted cracking evaluation by small punch test on medium and high strength steels | |
Arioka | 2014 WR Whitney Award Lecture: Change in Bonding Strength at Grain Boundaries Before Long-Term SCC Initiation | |
Gangloff | Probabilistic fracture mechanics simulation of stress corrosion cracking using accelerated laboratory testing and multi-scale modeling | |
Couvant et al. | Initiation of PWSCC of weld Alloy 182 | |
Ganesh Kumar et al. | High temperature tensile properties of 316LN stainless steel investigated using automated ball indentation technique | |
Dietzel et al. | Mechanics of modern test methods and quantitative-accelerated testing for hydrogen embrittlement | |
Li et al. | Probabilistic fracture mechanics analysis of thermally aged nuclear piping in a pressurized water reactor | |
RU2534045C1 (ru) | Способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ввэр-1000 | |
Wang et al. | High‐temperature creep‐fatigue‐oxidation behaviors of P92 steel: Evaluation of life prediction models | |
Sawada et al. | Analysis of long-term creep curves by constitutive equations | |
Seppänen et al. | Low cycle fatigue (EAF) of AISI 304L and 347 in PWR water | |
Garud | Low temperature creep and irradiation creep in nuclear reactor applications: A critical review | |
Fukuya et al. | A prediction model of IASCC initiation stress for bolts in PWR core internals | |
Eason et al. | Disposition curves for irradiation-assisted stress corrosion cracking of austenitic stainless steels in light water reactor environments | |
Roy et al. | Creep deformation and damage evaluation of service exposed reformer tube | |
RU2508532C1 (ru) | Способ прогнозирования степени охрупчивания теплостойких сталей | |
Le Hong et al. | Combined effects of temperature and of high hydrogen and oxygen contents on the mechanical behavior of a zirconium alloy upon cooling from the βZr phase temperature range | |
Fuller et al. | Fatigue life predictions for irradiated stainless steels considering void swellings effects | |
Spindler et al. | Creep fatigue behaviour of type 321 stainless steel at 650 C | |
Pohja et al. | Predicted life of P91 steel for cyclic high temperature service | |
Smith et al. | Assessment of mechanical properties and microstructure characterizing techniques in their ability to quantify amount of cold work in 316L alloy | |
JP6796031B2 (ja) | 原子炉構造材料の寿命予測方法とその装置 | |
Hanlon et al. | The Effect of Long Isothermal Holds on Hydride Dissolution and Precipitation Behavior in Zircaloy-2 and Zr-2.5 Nb | |
Masuyama et al. | Creep degradation assessment of Ni-based alloys by hardness method |