RU2557386C1 - Method of recovery of physicomechanical properties of intra housing devices of water-to-water power reactor vver-1000 - Google Patents
Method of recovery of physicomechanical properties of intra housing devices of water-to-water power reactor vver-1000 Download PDFInfo
- Publication number
- RU2557386C1 RU2557386C1 RU2014120636/02A RU2014120636A RU2557386C1 RU 2557386 C1 RU2557386 C1 RU 2557386C1 RU 2014120636/02 A RU2014120636/02 A RU 2014120636/02A RU 2014120636 A RU2014120636 A RU 2014120636A RU 2557386 C1 RU2557386 C1 RU 2557386C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- water
- temperature
- swelling
- intra
- recovery
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Heat Treatment Of Articles (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к восстановительной термической обработке узлов водо-водяных энергетических реакторов ВВЭР-1000 и направлено на повышение ресурса и обеспечение безопасной эксплуатации реакторов ВВЭР-1000.The invention relates to heat recovery treatment of units of pressurized water reactors VVER-1000 and is aimed at increasing the resource and ensuring the safe operation of VVER-1000 reactors.
К особенностям эксплуатации материалов внутрикорпусных устройств (ВКУ) реакторов ВВЭР-1000, в первую очередь, выгородки реактора относятся высокие повреждающие дозы до ~120 сна (смещений на атом) и обусловленный поглощением γ-квантов и нейтронов высокий уровень температур в массиве выгородки до ~400°C. Поскольку температуры и повреждающие дозы в сечениях выгородки реактора имеют большие градиенты, возможно возникновение больших внутренних напряжений, обусловленных радиационным распуханием (за счет образования пористости) внутренних объемов материала ВКУ в местах, где реализуются наиболее благоприятные для распухания условия. Деформации материала ВКУ на участках, прилегающих к указанным объемам распухающего материала, будут растягивающими и могут достигать нескольких процентов. Поскольку внешняя поверхность ВКУ контактирует с водным теплоносителем высоких параметров, указанные деформации могут приводить к растрескиванию и значительным разрушениям ВКУ вследствие межкристаллитного коррозионного растрескивания под напряжением. Такие эффекты могут вызывать необходимость преждевременного вывода из эксплуатации соответствующих ядерных реакторов. В этой связи для продления срока службы ядерных энергетических реакторов, например реакторов типа ВВЭР-1000 необходимо проведение восстановительного отжига, приводящего к возможно более полному возврату распухания и других характеристик структурного состояния, а также к возврату физико-механических свойств материала ВКУ и к частичному или полному исчезновению напряжений и деформаций, обусловленных особенностями радиационно-индуцированных изменений локальных объемов материала.The peculiarities of exploitation of materials of VVER-1000 reactor internals, first of all, reactor baffles include high damaging doses up to ~ 120 sleep (displacements per atom) and a high temperature level in the baffle array up to ~ 400 due to absorption of gamma rays and neutrons ° C. Since the temperatures and damaging doses in the sections of the reactor baffle have large gradients, large internal stresses may occur due to radiation swelling (due to porosity) of the internal volumes of VKU material in places where the most favorable conditions for swelling are realized. The deformations of the VKU material in the areas adjacent to the indicated volumes of swelling material will be tensile and can reach several percent. Since the outer surface of the VKU is in contact with a high-temperature aqueous coolant, these deformations can lead to cracking and significant damage to the VKU due to intergranular stress corrosion cracking. Such effects may necessitate premature decommissioning of the respective nuclear reactors. In this regard, in order to extend the life of nuclear power reactors, for example, VVER-1000 reactors, it is necessary to carry out reductive annealing, which leads to the fullest possible return of swelling and other characteristics of the structural state, as well as the physical and mechanical properties of the VKU material and to partial or full the disappearance of stresses and strains due to the characteristics of radiation-induced changes in local volumes of material.
При облучении в указанных условиях в сталях аустенитного класса и, в частности, в стали внутрикорпусных устройств - Х18Н10Т происходит образование дислокационных петель, пор, размеры и плотность которых зависят от дозы и температуры облучения, и выделение вторичных фаз (G-фазы, α-феррита). Кроме того, воздействие облучения обуславливает перераспределение содержания химических элементов по границам зерен, что проявляется в уменьшении концентрации хрома и увеличении концентрации никеля на границах зерен и в прилегающей к границе области матрицы. Подобные изменения структуры приводят не только к изменениям механических свойств (предела текучести, трещиностойкости и т.д.), но и к повышению склонности стали к межкристаллитному коррозионному растрескиванию под напряжением (МК КР) при контакте с водным теплоносителем.When irradiated under the indicated conditions in steels of the austenitic class and, in particular, in steel of the internal bodies - Х18Н10Т, dislocation loops are formed, pores whose size and density depend on the dose and temperature of irradiation, and secondary phases (G-phase, α-ferrite ) In addition, the effect of irradiation causes a redistribution of the content of chemical elements along the grain boundaries, which is manifested in a decrease in the chromium concentration and an increase in the nickel concentration at the grain boundaries and in the matrix region adjacent to the boundary. Such structural changes lead not only to changes in mechanical properties (yield strength, crack resistance, etc.), but also to an increase in the tendency of steel to intercrystalline stress corrosion cracking (MK KR) upon contact with an aqueous coolant.
Известен способ восстановления физико-механических свойств металла корпусов энергетических реакторов ВВЭР-1000 после воздействия эксплуатационных факторов (RU 2396361 [2]). Способ включает теплоизоляцию наружной стенки корпуса, размещение нагревателей внутри корпуса, нагрев стенки корпуса со стороны внутренней поверхности, выдержку и охлаждение, при этом нагрев ведут до температуры 400-580°C со скоростью не более 20 град/ч, выдержку осуществляют в течение 100-150 часов при градиенте температур между наружной и внутренней поверхностями корпуса не более 15-20°C, охлаждение ведут со скоростью не более 20 град/ч до температуры 300°C и со скоростью не более 30 град/ч до температуры 100°C и далее с выключенными нагревателями. Однако, как показали эксперименты по применению этого способа для восстановления физико-механических свойств металла внутрикорпусных устройств (ВКУ), он не позволил обеспечить возврат структуры и механических свойств до уровня, близкого к исходному состоянию.There is a method of restoring the physico-mechanical properties of metal in the hulls of VVER-1000 power reactors after exposure to operational factors (RU 2396361 [2]). The method includes thermal insulation of the outer wall of the casing, placing heaters inside the casing, heating the casing wall from the side of the inner surface, holding and cooling, while heating is carried out to a temperature of 400-580 ° C at a speed of not more than 20 deg / h, exposure is carried out for 100- 150 hours at a temperature gradient between the outer and inner surfaces of the case no more than 15-20 ° C, cooling is carried out at a speed of no more than 20 deg / h to a temperature of 300 ° C and at a speed of no more than 30 deg / h to a temperature of 100 ° C and further with heaters off. However, as shown by experiments on the application of this method to restore the physicomechanical properties of metal intracase devices (VKU), it did not allow for the return of the structure and mechanical properties to a level close to the initial state.
Известен способ восстановления технологических трубопроводов из аустенитных сталей, направленный на повышение ресурса технологических трубопроводов из аустенитных сталей (RU 2364485 [3]). Известный способ включает термическую обработку путем нагрева до заданной температуры, выдержку при этой температуре и охлаждение. При этом сначала осуществляют резку трубопровода на секции, затем проводят термическую обработку каждой секции в печи, причем нагрев каждой секции осуществляют до температуры аустенизации. Недостатком известного способа является то, что он не применим к термообработке ВКУ, поскольку нарушает целостность изделий, а также вследствие различий в условиях эксплуатации. Соответственно, известный способ не позволил обеспечить возврат структуры и механических свойств ВКУ до уровня, близкого к исходному состоянию.There is a method of restoring process pipelines from austenitic steels, aimed at increasing the resource of technological pipelines from austenitic steels (RU 2364485 [3]). The known method includes heat treatment by heating to a given temperature, exposure at this temperature and cooling. First, the pipeline is cut into sections, then heat treatment of each section in the furnace is carried out, and each section is heated to austenitic temperature. The disadvantage of this method is that it is not applicable to the heat treatment of the VKU, since it violates the integrity of the products, as well as due to differences in operating conditions. Accordingly, the known method did not allow for the return of the structure and mechanical properties of the VCU to a level close to the initial state.
Наиболее близким к заявляемому по своей технической сущности является известный способ восстановления физико-механических свойств металлов, которые используются в ядерных реакторах, учитывающий особенности условий эксплуатации ВКУ - высокие температуры и повреждающие дозы, приводящие к возникновению больших внутренних напряжений, обусловленных радиационным распуханием внутренних объемов материала ВКУ - оболочки твэлов, воздуховодов, а также других частей, таких как тяги управления и оболочки поглотителей ядерных реакторов (US 4421572 [4]). Способ предусматривает термическую обработку, включающую отжиг. В частности, температура отжига находится в интервале между 1010°C и 1038°C, а время отжига находится в интервале между 90 и 60 секундами. Однако данный способ применяется для обработки ВКУ перед началом ввода их в эксплуатацию и обеспечивает повышение устойчивости ВКУ к распуханию, вызванному воздействием эксплуатационных факторов, и не применим для восстановления физико-механических свойств металлов, уже подвергшихся такому воздействию.Closest to the claimed in its technical essence is a well-known method of restoring the physicomechanical properties of metals that are used in nuclear reactors, taking into account the peculiarities of the operating conditions of the VKU - high temperatures and damaging doses, leading to the occurrence of large internal stresses due to radiation swelling of the internal volumes of the material of the VKU - cladding of fuel rods, ducts, and other parts, such as control rods and shells of absorbers of nuclear reactors (US 4421572 [4] ) The method involves heat treatment, including annealing. In particular, the annealing temperature is between 1010 ° C and 1038 ° C, and the annealing time is between 90 and 60 seconds. However, this method is used to process VKU before putting them into operation and provides increased stability of VKU to swelling caused by the influence of operational factors, and is not applicable to restore the physicomechanical properties of metals that have already been subjected to such an effect.
Заявляемый способ восстановления физико-механических свойств внутрикорпусных устройств водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000 направлен на продление ресурса работы узлов водо-водяных энергетических реакторов.The inventive method of restoring the physico-mechanical properties of the internals of the VVER-1000 pressurized water reactor is aimed at extending the service life of the pressurized water reactors.
Указанный результат достигается тем, что способ восстановления структуры и физико-механических свойств внутрикорпусных устройств энергетического реактора ВВЭР-1000 после воздействия эксплуатационных факторов включает извлечение внутрикорпусных устройств из корпуса реактора и их последующую термообработку, предусматривающую нагрев, выдержку и охлаждение, при этом нагрев ведут до температуры 975-1025°C, выдержку осуществляют при этой температуре в течение 120-130 ч, а охлаждение ведут на воздухе.This result is achieved in that the method of restoring the structure and physicomechanical properties of the internals of the VVER-1000 power reactor after exposure to operational factors involves removing the internals from the reactor vessel and their subsequent heat treatment, which includes heating, holding and cooling, while heating is carried out to a temperature 975-1025 ° C, exposure is carried out at this temperature for 120-130 hours, and cooling is carried out in air.
В основе указанного способа лежат следующие обстоятельства. Показано, что облучение стали ВКУ - Х18Н10Т в условиях, близких к условиям облучения материала ВКУ реакторов ВВЭР-1000 (в тех локальных объемов материала выгородки ВКУ, где реализуются наиболее благоприятные условия для радиационного распухания) может сопровождаться значительным распуханием ~8-10%, появлением новых фаз, например, G-фазы, γ→α-превращением. Это, в свою очередь, сопровождается повышением в несколько раз предела текучести и сильным снижением пластичности и трещиностойкости. Кроме того, происходит заметное повышение склонности материала к межкристаллитному коррозионному растрескиванию (МК КР) при контакте с водным теплоносителем. По мере облучения материала выгородки ВКУ, зоны распухания материала растут и распространяются как в направлении центра активной зоны, так и в тангенциальном и аксиальном направлениях. Этот процесс сопровождается ростом деформаций и напряжений у соответствующих участков вблизи внутренней поверхности выгородки, что может при неблагоприятном стечении обстоятельств приводить к ее значительным разрушениям. Главный фактор, являющийся движущей силой возможных разрушений, - это распухание локальных объемов материала в местах, где реализуются наиболее благоприятные условия для распухания, что в конечном итоге приводит к появлению деформаций и растягивающих напряжений. Поэтому в качестве компенсирующего мероприятия предлагается восстановительный отжиг. Эксперименты показали, что при температурах отжига ~700-800°C наблюдается восстановление физико-механических свойств - предела текучести, пластичности, трещиностойкости. Однако значимый возврат распухания наблюдается при более высоких температурах отжига ~1000°C. При этом полный возврат распухания не происходит даже при температурах отжига 1100°C (см. табл. 1).The basis of this method are the following circumstances. It was shown that irradiation of VKU - Kh18N10T steel under conditions close to the conditions of irradiation of VKU material for VVER-1000 reactors (in those local volumes of VKU baffle material where the most favorable conditions for radiation swelling are realized) can be accompanied by significant swelling of ~ 8-10%, the appearance of new phases, for example, the G-phase, γ → α-transformation. This, in turn, is accompanied by a several-fold increase in the yield strength and a strong decrease in ductility and crack resistance. In addition, there is a noticeable increase in the tendency of the material to intergranular corrosion cracking (MK KR) upon contact with an aqueous coolant. As the material of the VKU partition is irradiated, the swelling zones of the material grow and spread both in the direction of the center of the active zone and in the tangential and axial directions. This process is accompanied by an increase in deformations and stresses at the corresponding sites near the inner surface of the septum, which, under unfavorable circumstances, can lead to its significant destruction. The main factor that is the driving force behind possible destruction is the swelling of local volumes of material in places where the most favorable conditions for swelling are realized, which ultimately leads to the appearance of deformations and tensile stresses. Therefore, as an offsetting measure, recovery annealing is proposed. The experiments showed that at annealing temperatures of ~ 700-800 ° C, physical and mechanical properties are restored - yield strength, ductility, and crack resistance. However, a significant return of swelling is observed at higher annealing temperatures of ~ 1000 ° C. In this case, a complete return of swelling does not occur even at annealing temperatures of 1100 ° C (see Table 1).
Дозовые зависимости распухания аустенитных нержавеющих сталей, в том числе и стали Х18Н10Т, имеют характерный вид, показанный на фиг. 1. Для них характерны 3 стадии: инкубационный период - когда распухание отсутствует; стадия начального - неустановившегося распухания; стадия установившегося распухания, при которой величина распухания линейно зависит от дозы и распухание происходит с наибольшей скоростью. При этом для аустенитной стали Х18Н10Т, как и для многих других, установившаяся стадия распухания начинается при достижении значений распухания более ~1,5-2%. Поэтому с практической точки зрения представляет интерес такой режим восстановительного отжига, который обеспечивает снижение распухания примерно до ~0,01-0,005% и при размере пор, сопоставимом с размерами пор, наблюдавшимися после первичного до отжига облучения. В этом случае при повторном после отжига облучении распухание, равное 8-10%, будет наблюдаться при достижении дозы ~30-60 сна, что соответствует ~15-30 годам эксплуатации после отжига и сопоставимо с ожидаемым ресурсом реакторов ВВЭР-1000 - 60 лет. В случае если после используемых режимов восстановительного отжига остаточное распухание составляет величины ~1,%-2%, то достижение критических значений распухания (~8-10%), при которых наблюдается резкое снижение эксплуатационных свойств, при повторном после отжига облучении будет происходить значительно быстрее - за ~5-8 лет эксплуатации и не обеспечит продление суммарного срока службы до 60 лет. Указанные соображения наглядно показывают, почему отжиг при температуре 700-800°C, обеспечивающей практически полный возврат физико-механических свойств, не представляет большого интереса с экономической точки зрения.The dose dependences of the swelling of austenitic stainless steels, including X18H10T steel, have the characteristic form shown in FIG. 1. They are characterized by 3 stages: the incubation period - when there is no swelling; stage of initial - unsteady swelling; stage of steady swelling, in which the amount of swelling linearly depends on the dose and swelling occurs at the highest rate. At the same time, for the Kh18N10T austenitic steel, as well as for many others, the established stage of swelling begins when the values of swelling reach more than ~ 1.5-2%. Therefore, from a practical point of view, such a regime of reductive annealing is of interest, which provides a reduction in swelling to about ~ 0.01-0.005% and with a pore size comparable to the pore sizes observed after the initial irradiation before annealing. In this case, after repeated irradiation after annealing, swelling equal to 8-10% will be observed when a dose of ~ 30-60 sleep is reached, which corresponds to ~ 15-30 years of operation after annealing and is comparable to the expected life of VVER-1000 reactors - 60 years. If, after the reductive annealing modes used, the residual swelling amounts to ~ 1,% - 2%, then the achievement of the critical values of swelling (~ 8-10%), at which a sharp decrease in operational properties is observed, will be much faster after repeated annealing - for ~ 5-8 years of operation and will not provide an extension of the total service life to 60 years. These considerations clearly show why annealing at a temperature of 700-800 ° C, which provides an almost complete return of physicomechanical properties, is not of great interest from an economic point of view.
В таблице 1 показано изменение распухания после отжига при различных режимах.Table 1 shows the change in swelling after annealing under various conditions.
Видно, что по мере повышения температуры отжига процент распухания снижается и при температуре ~1000°C и выдержке 120-130 ч достигает минимальных значений, характерных для начальной стадии распухания. Следует отметить, что при данной температуре отжига, кроме существенного уменьшения пористости, также наблюдается практически полный возврат структурного состояния: растворение избыточных радиационно-индуцированных фаз, исчезновение радиационных дефектов - дислокационных петель. Возврат структурного состояния приводит и к восстановлению механических свойств материала.It is seen that as the annealing temperature rises, the swelling percentage decreases and at a temperature of ~ 1000 ° C and holding for 120-130 h reaches the minimum values characteristic of the initial swelling stage. It should be noted that at this annealing temperature, in addition to a significant decrease in porosity, an almost complete return of the structural state is also observed: the dissolution of excess radiation-induced phases, the disappearance of radiation defects - dislocation loops. The return of the structural state also leads to the restoration of the mechanical properties of the material.
Таким образом, показано, что оптимальным режимом восстановительного отжига является 1000±25°C в течение 120-130 ч. При более низкой температуре невозможно добиться полного восстановления физико-механических свойств материала, а следовательно, нельзя рассчитывать на значительное увеличение ресурса ВКУ.Thus, it was shown that the optimal mode of recovery annealing is 1000 ± 25 ° C for 120-130 hours. At lower temperatures, it is impossible to fully restore the physicomechanical properties of the material, and therefore, one cannot count on a significant increase in VKU life.
Более высокая температура восстановительного отжига нежелательна из-за осложнений технологического и экономического характеров.A higher temperature of reduction annealing is undesirable due to technological and economic complications.
Способ реализуется следующим образом.The method is implemented as follows.
Отработавшее свой ресурс ВКУ водо-водяного энергетического реактора после воздействия эксплуатационных факторов извлекается из корпуса реактора и подвергается нагреву до температуры 975-1025°C. При этой температуре осуществляют выдержку в течение 120-130 ч, а затем ведут охлаждение на воздухе.The spent VKU life of a water-cooled power reactor after exposure to operational factors is removed from the reactor vessel and heated to a temperature of 975-1025 ° C. At this temperature, hold for 120-130 hours, and then carry out cooling in air.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2014120636/02A RU2557386C1 (en) | 2014-05-22 | 2014-05-22 | Method of recovery of physicomechanical properties of intra housing devices of water-to-water power reactor vver-1000 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2014120636/02A RU2557386C1 (en) | 2014-05-22 | 2014-05-22 | Method of recovery of physicomechanical properties of intra housing devices of water-to-water power reactor vver-1000 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2557386C1 true RU2557386C1 (en) | 2015-07-20 |
Family
ID=53611810
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2014120636/02A RU2557386C1 (en) | 2014-05-22 | 2014-05-22 | Method of recovery of physicomechanical properties of intra housing devices of water-to-water power reactor vver-1000 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2557386C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2702882C1 (en) * | 2018-12-29 | 2019-10-11 | федеральное бюджетное учреждение "Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности" (ФБУ "НТЦ ЯРБ") | Method of recovering mechanical properties of a material of a body of an operating nuclear reactor in the absence of an external heating source by annealing |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4421572A (en) * | 1982-03-18 | 1983-12-20 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Thermomechanical treatment of alloys |
| RU2081187C1 (en) * | 1993-07-27 | 1997-06-10 | Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов "Прометей" | Method for recovering properties of material of power reactor casings |
| RU2084544C1 (en) * | 1994-04-19 | 1997-07-20 | Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" | Method of restoring physico-mechanical properties of metal of reactor casings |
| RU2215794C1 (en) * | 2002-03-26 | 2003-11-10 | Общество с ограниченной ответственностью "Восстановление" | Method of reduction heat treatment of articles made from heat-resistant chromium-nickel steels |
| RU2396361C1 (en) * | 2009-10-02 | 2010-08-10 | Федеральное Государственное учреждение "Российский научный центр "Курчатовский институт" (РНЦ "Курчатовский институт") | Procedure for recovery of physical-mechanical properties of metal of vessels of power reactors of water-moderated water-cooled power reactors - 1000 (wmwcpr-1000) |
-
2014
- 2014-05-22 RU RU2014120636/02A patent/RU2557386C1/en active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4421572A (en) * | 1982-03-18 | 1983-12-20 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Thermomechanical treatment of alloys |
| RU2081187C1 (en) * | 1993-07-27 | 1997-06-10 | Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов "Прометей" | Method for recovering properties of material of power reactor casings |
| RU2084544C1 (en) * | 1994-04-19 | 1997-07-20 | Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" | Method of restoring physico-mechanical properties of metal of reactor casings |
| RU2215794C1 (en) * | 2002-03-26 | 2003-11-10 | Общество с ограниченной ответственностью "Восстановление" | Method of reduction heat treatment of articles made from heat-resistant chromium-nickel steels |
| RU2396361C1 (en) * | 2009-10-02 | 2010-08-10 | Федеральное Государственное учреждение "Российский научный центр "Курчатовский институт" (РНЦ "Курчатовский институт") | Procedure for recovery of physical-mechanical properties of metal of vessels of power reactors of water-moderated water-cooled power reactors - 1000 (wmwcpr-1000) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2702882C1 (en) * | 2018-12-29 | 2019-10-11 | федеральное бюджетное учреждение "Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности" (ФБУ "НТЦ ЯРБ") | Method of recovering mechanical properties of a material of a body of an operating nuclear reactor in the absence of an external heating source by annealing |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Was et al. | Stress corrosion cracking behavior of alloys in aggressive nuclear reactor core environments | |
| Margolin et al. | Embrittlement and fracture toughness of highly irradiated austenitic steels for vessel internals of WWER type reactors. Part 2. Relation between irradiation swelling and irradiation embrittlement. Physical and mechanical behavior | |
| RU2557386C1 (en) | Method of recovery of physicomechanical properties of intra housing devices of water-to-water power reactor vver-1000 | |
| Szabracki et al. | Influence of sigma phase precipitation on the intergranular corrosion resistance of X2CrNiMoN25-7-4 super duplex stainless steel | |
| Pištora et al. | Fracture mechanical assessment of VVER reactor internals | |
| RU2531342C1 (en) | Method to assess extent of embrittlement of materials of vver-1000 reactor vessels caused by thermal ageing | |
| KR101130829B1 (en) | Method of Preventing Initiation of Primary Water Stress Corrosion Cracking of Ni-base Alloy for Nuclear Power Plant | |
| RU2396361C1 (en) | Procedure for recovery of physical-mechanical properties of metal of vessels of power reactors of water-moderated water-cooled power reactors - 1000 (wmwcpr-1000) | |
| JP2018501488A (en) | Reactor core annealing method and reactors using this method | |
| Park et al. | Caustic stress corrosion cracking of alloys 600 and 690 with NaOH concentrations | |
| Wang et al. | Natural safety analysis of the spent fuel residual heat removal in loading and storage process of HTR-10 | |
| RU2559598C2 (en) | Reconditioning of articles from low-carbon perlite steel after operation | |
| Shmakov et al. | Estimation of the delayed hydride cracking resistance of the pressure tubes in nuclear reactors | |
| RU2702882C1 (en) | Method of recovering mechanical properties of a material of a body of an operating nuclear reactor in the absence of an external heating source by annealing | |
| Vatulin et al. | Corrosion and radiation resistance of “Bochvaloy” nickel-chromium alloy | |
| Margolin et al. | Basic principles for lifetime and structural integrity assessment of BN-600 and BN-800 fast reactors components with regard for material degradation | |
| Sencer et al. | Cross-sectional TEM and X-ray examination of radiation-induced stress relaxation of peened stainless steel surfaces | |
| Chatterjee et al. | Ageing of zirconium alloy components | |
| RU2081187C1 (en) | Method for recovering properties of material of power reactor casings | |
| Nikolaeva et al. | Restoration of mechanical properties of irradiated steel by thermal annealing | |
| Sakamoto et al. | Simulation of outside-in cracking in boiling water reactor fuel cladding tubes under power ramp | |
| Kolokolov et al. | The influence of defects and features of the metal structure on the damaging nature and the destruction of welded joints of the water-water energetic reactors in the process of operation | |
| Cerrone | Nickel-based alloys for fission and fusion | |
| Hong et al. | Comparison of fatigue crack growth rate of Type 347 stainless steel with ASME and JSME models | |
| Vladislav et al. | Dynamical Assessment of VVER Reactor Internals for Large Break LOCA |