RU2635658C1 - Способ определения сдвига критической температуры хрупкости сталей для прогнозирования охрупчивания корпусов реакторов типа ввэр - Google Patents

Способ определения сдвига критической температуры хрупкости сталей для прогнозирования охрупчивания корпусов реакторов типа ввэр Download PDF

Info

Publication number
RU2635658C1
RU2635658C1 RU2017108438A RU2017108438A RU2635658C1 RU 2635658 C1 RU2635658 C1 RU 2635658C1 RU 2017108438 A RU2017108438 A RU 2017108438A RU 2017108438 A RU2017108438 A RU 2017108438A RU 2635658 C1 RU2635658 C1 RU 2635658C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
steel
temperature
samples
shift
mpa
Prior art date
Application number
RU2017108438A
Other languages
English (en)
Inventor
Александр Федорович Дегтярев
Владимир Николаевич Скоробогатых
Николай Петрович Аносов
Евгений Львович Муханов
Любовь Юрьевна Гордюк
Павел Александрович Козлов
Василий Анатольевич Михеев
Original Assignee
Акционерное общество "Научно-производственное объединение "Центральный научно-исследовательский институт технологии машиностроения", АО "НПО "ЦНИИТМАШ"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Акционерное общество "Научно-производственное объединение "Центральный научно-исследовательский институт технологии машиностроения", АО "НПО "ЦНИИТМАШ" filed Critical Акционерное общество "Научно-производственное объединение "Центральный научно-исследовательский институт технологии машиностроения", АО "НПО "ЦНИИТМАШ"
Priority to RU2017108438A priority Critical patent/RU2635658C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2635658C1 publication Critical patent/RU2635658C1/ru

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
    • G01N3/00—Investigating strength properties of solid materials by application of mechanical stress
    • G01N3/08—Investigating strength properties of solid materials by application of mechanical stress by applying steady tensile or compressive forces
    • G01N3/18—Performing tests at high or low temperatures
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Analytical Chemistry (AREA)
  • Biochemistry (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • Immunology (AREA)
  • Pathology (AREA)
  • Testing Resistance To Weather, Investigating Materials By Mechanical Methods (AREA)

Abstract

Изобретение относится к методам испытаний конструкционных материалов, преимущественно для прогнозирования ресурсоспособности сталей, работающих в зонах нейтронного облучения объектов атомной техники. Способ определения сдвига критической температуры хрупкости сталей включает изготовление образцов, определение их твердости в исходном состоянии и после облучения быстрыми нейтронами, определение сдвига температуры хрупко-вязкого перехода, причем изготавливают образцы стали с переменной концентрацией одного из компонентов по одному из габаритов образца, их макротвердость в точках с одинаковой концентрацией изменяемого компонента определяют методом Бринелля, а сдвиг температуры хрупко-вязкого перехода ΔТк для каждой точки определяют по формуле: ΔТк=А+В(ΔНВ)2 , где ΔНВ=НВОБ-НВИ, НВОБ - твердость стали после облучения, МПа, НВИ - твердость стали в исходном состоянии, МПа, А=100°C, В=0,00012°C/(МПа)2. Изобретение позволяет снизить трудоемкость и время определения сдвига критической температуры хрупкости при разработке сталей для корпусов реакторов типа ВВЭР. 5 з.п. ф-лы.

Description

Изобретение относится к методам испытаний конструкционных материалов, преимущественно для прогнозирования ресурсоспособности сталей, работающих в зонах нейтронного облучения объектов атомной техники.
Основным процессом, лимитирующим срок службы конструкций атомной техники, в частности, корпусов атомных энергетических реакторов, изготавливаемых из малолегированных углеродистых сталей, является радиационное охрупчивание - уменьшение пластичности металла, поскольку в результате нейтронного облучения в сочетании со старением происходит сдвиг критической температуры хрупкости стали TK в область более высоких температур, что повышает вероятность хрупкого разрушения.
Известно, что химическими элементами, наиболее сильно влияющими на охрупчивание сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000, являются никель и фосфор, а также марганец. Поэтому известные способы прогнозирования ресурсоспособности сталей для атомной техники основаны на определении связи распределения указанных веществ в металлической матрице и величины сдвига критической температуры хрупкости после облучения.
Известен способ прогнозирования степени охрупчивания теплостойкой стали, включающий:
- определение методом оже-электронной микроскопии уровня зернограничных сегрегаций фосфора в образцах-свидетелях (термокомплектах), изготовленных из стали исследуемого корпуса реактора, подвергавшихся воздействию рабочих температур в составе изделия (около 320°C) с выдержками в течение различного времени (от ~50000 до ~240000 ч);
- построение кинетической кривой (время воздействия - концентрация фосфора) и определение ее параметров;
- определение методом экстраполяции уровня накопления сегрегации фосфора на момент времени окончания эксплуатации реактора или на момент времени продленного ресурса;
- изготовление экспериментальных образцов из стали, близкой по составу и микроструктуре к стали исследуемого корпуса реактора;
- проведение охрупчивающего отжига экспериментальных образцов в исходном состоянии при температуре максимального развития отпускной хрупкости около 500°C в течение различного времени от 500 до 3000 ч;
- определение сдвигов критической температуры хрупкости по механическим испытаниям (образцы Шарпи) и уровня зернограничных сегрегаций фосфора на экспериментальных образцах, подвергшихся отжигу;
- построение калибровочную зависимость сдвига критической температуры хрупкости от зернограничной концентрации фосфора;
- определение корреляции между сдвигом критической температуры хрупкости и уровнем сегрегаций;
- определение по калибровочной зависимости экстраполяцией степени охрупчивания исследуемой стали значения для времени окончания эксплуатации реактора или на момент времени продленного ресурса;
- вывод о ресурсоспособности стали и о возможности эксплуатации изделия на продленный ресурс.
(RU 2508532, G01N 3/28, G01N 33/20, C21D 1/26, опубликовано 27.02.2014)
Недостатком известного способа, основанного на связи величины зернограничных сегрегаций фосфора и критической температуры хрупкости исследуемой стали, является ограничение его использования только для прогнозирования необлучаемых конструктивных элементов в атомной технике.
Известен способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000, облучаемых потоком нейтронов в процессе эксплуатации, включающий:
- изготовление образцов-свидетелей из исследуемой стали корпуса реактора;
- ускоренное облучение части образцов-свидетелей потоком быстрых нейтронов до флюенса, соответствующего дозе облучения на прогнозируемый срок (время окончания эксплуатации реактора или время продленного ресурса);
- определение критических температур хрупкости TK необлученных и облученных образцов-свидетелей и определение сдвига критической температуры хрупкости ΔTF, обусловленного облучением;
- определение величины составляющей ΔТФЛАКС, обусловленной различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов;
- определение методом оже-электронной спектроскопии уровня зернограничных сегрегаций фосфора в необлученных образцах;
- построение по кинетическому уравнению Мак Лина кривой накопления сегрегаций фосфора в зависимости от времени эксплуатации реактора;
- определение экстраполяцией уровень зернограничных сегрегаций фосфора на прогнозируемый срок эксплуатации стали;
- определение составляющей ΔTT, обусловленной протеканием сегрегационных процессов за длительный период при рабочей температуре, на основании экспериментальной калибровочной зависимости между уровнем зернограничной сегрегации и сдвигом критической температуры хрупкости;
- определение общего сдвига критической температуры хрупкости, лимитирующий ресурс корпуса реактора в отдаленном периоде как сумму сдвигов ΔTK=ΔTF+ΔТФЛАКС+ΔTT;
- определение ресурса корпуса по величине общего сдвига критической температуры хрупкости.
(RU 2534045, G21C 17/00, опубликовано 27.11.2014)
Недостатком известного способа, основанного на связи величины зернограничных сегрегаций фосфора и критической температуры хрупкости исследуемой стали, является высокая трудоемкость и длительность его осуществления. При определении критической температуры хрупкости одного состава необходимо испытать 20-30 образцов на ударный изгиб, а при изучении влияния различных концентраций только одного элемента число образцов увеличивается в 4-6 раз. В связи с этим исследование влияния состава стали на их радиационную стойкость весьма трудоемко. При этом на показателе радиационной стойкости сильно сказывается неоднородность распределения базовых легирующих элементов и примесей в металле образцов с различным содержанием исследуемого элемента. Кроме того, при большом числе образцов, вследствие неравномерного распределения нейтронного потока в пространстве, невозможно обеспечить одинаковые условия облучения всех образцов.
Кроме того, для определения величины составляющей ΔTT необходимы экспериментальные сведения о зависимости между уровнем зернограничной сегрегации и сдвигом критической температуры хрупкости для конкретного состава исследуемой стали, что требует значительного объема дополнительных исследований и ограничивает его применение для определения ресурсоспособности новых сталей для корпусов реакторов ВВЭР-1000.
Наиболее близким по технической сущности является способ определения сдвига температуры хрупко-вязкого перехода стали, включающий изготовление и испытание образцов в исходном состоянии и после облучения быстрыми нейтронами, определение температур хрупко-вязкого перехода и параметров, характеризующих состояние материала образцов, причем в качестве параметра, характеризующего деградацию материала после облучения, используют микротвердость материала, оценивают изменение микротвердости и с его учетом определяют сдвиги температур хрупко-вязкого перехода.
(SU 1667493, G01N 3/18, опубликовано 20.12.2001)
Недостатком известного способа является то, что определение сдвига температуры хрупко-вязкого перехода ведут с использованием метода определения микротвердости, что не обеспечивает достаточной достоверности прогноза охрупчивания материала корпуса реактора, поскольку при определении микротвердости фиксируют твердость отдельных составляющих стали, а не твердость совокупности всех компонентов стали. Кроме того, известный способ также требует большого количества образцов, что делает его весьма трудоемким.
Задачей и техническим результатом изобретения является снижение трудоемкости и времени определения сдвига критической температуры хрупкости при разработке сталей для корпусов реакторов типа ВВЭР и прогнозировании охрупчивания корпусов реактора, а также повышение достоверности прогноза.
Технического результата достигают тем, что способ определения сдвига критической температуры хрупкости сталей для прогнозирования охрупчивания корпусов реакторов типа ВВЭР включает изготовление образцов, определение их твердости в исходном состоянии и после облучения быстрыми нейтронами, определение сдвига температуры хрупко-вязкого перехода, причем изготавливают образцы стали с переменной концентрацией одного из компонентов по одному из габаритов образца, их макротвердость в точках с одинаковой концентрацией изменяемого компонента определяют методом Бринелля, а сдвиг температуры хрупко-вязкого перехода ΔТк для каждой точки определяют по формуле:
ΔТк=А+В (ΔНВ)2,
где ΔНВ=НВОБ-НВИ,
НВОБ - твердость стали после облучения, МПа,
НВИ - твердость стали в исходном состоянии, МПа,
А - коэффициент, учитывающий суммарное воздействие старения и облучения на температуру охрупчивания, °C. А=100°C,
В - корреляционный коэффициент, °C/(МПа)2. В=0,00012°C/(МПа)2.
Технический результат также достигают тем, что образцы стали изготавливают с переменным составом одного компонента по одному из габаритов образца в пределах марочного состава стали; после изготовления образцы подвергают термообработке, включающей выдержку в течение 4 часов при температуре около 950°C, закалку в воду и последующий отпуск при температуре 640-650°C в течение 8 часов; в качестве компонента образца стали, концентрацию которого изменяют, используют элемент, выбранный из группы: никель, фосфор, молибден, медь, марганец или кремний; концентрацию компонента в образце изменяют непрерывно и/или ступенчато; ускоренное нейтронное облучение производят при температуре 290-320°C за время 9000 ч при плотности потока быстрых нейтронов 1×1016 м-2 с-1 МВт-1 до флюенса 75×1022 м-2.
Изобретение можно проиллюстрировать на примере с использованием стали 15Х2МНФА-А, применяемой для изготовления корпуса реактора типа ВВЭР с содержанием никеля в диапазоне 1,0-1,5 мас. % в пределах марочного состава.
Методом электрошлакового переплава выплавляют слиток стали марки 15Х2МНФА-А, в котором концентрация никеля по высоте слитка непрерывно и/или ступенчато изменяется от 1,0 до 1,5 мас. % в пределах марочного состава.
Из полученного слитка изготавливают плоские образцы из стали переменного состава, по одному из габаритов образца (длине) которых концентрация никеля непрерывно изменяется в исследуемом диапазоне. Использование образцов из сплавов переменного состава, в которых концентрация одного компонента изменяют непрерывно и/или ступенчато, позволяет резко сократить число образцов и повысить точность и достоверность результатов исследования вследствие обеспечения одинакового содержания в металле образца базовых легирующих элементов и примесей.
В качестве компонента образца стали, концентрацию которого изменяют, используют элемент, выбранный из группы: никель, фосфор, молибден, медь, марганец или кремний.
После изготовления образца методом спектрального анализа определяют концентрацию никеля по длине образца и в нескольких фиксированных точках с одинаковой концентрацией никеля в диапазоне от 1,0 до 1,5 мас. % в пределах марочного состава определяют твердость стали методом Бринелля.
Использование метода Бринелля для регистрации макротвердости стали позволяет учесть влияние всех компонентов стали, поскольку в деформируемом индентором (стальным шариком) объеме исследуемой стали оказываются представленными все ее фазы и структурные составляющие.
Полученные образцы переменного состава подвергают термообработке, включающей закалку от температуры около 950°C в воду с выдержкой в течение 4 ч и отпуск при температуре 640-650°C в течение 8 ч.
Затем образцы из стали переменного состава подвергают ускоренному облучению быстрыми нейтронами при температуре 290-320°C в течение времени 9000 ч при плотности потока нейтронов 1×1016 нейтр./м-2 с-1 МВт-1 до флюенса 75×1022 м-2, что соответствует дозе облучения стали на прогнозируемый срок эксплуатации более 60 лет.
После ускоренного облучения повторно определяют твердость стали в фиксированных точках с одинаковой концентрацией изменяемого компонента.
После этого для каждой фиксированной точки определяют сдвиг температуры хрупко-вязкого перехода по формуле:
ΔТк=А+В(ΔНВ)2 ,
где ΔНВ=НВОБ-НВИ,
НВОБ - твердость стали после облучения, МПа,
НВИ - твердость стали в исходном состоянии, МПа,
А - коэффициент, учитывающий суммарное воздействие старения и облучения на температуру охрупчивания, °C. А=100°C;
В - корреляционный коэффициент, °C/(МПа)2. В=0,00012°C/(МПа)2;
Например, для стали 15Х2НМФА с содержанием никеля 1,5 мас. %
НВИ=2150 МПа, НВОБ=2800 МПа,
ΔНВ=2800-2150=650 МПа.
Сдвиг температуры хрупко-вязкого перехода для стали 15Х2МНФА-А с содержанием никеля в пределах марочного состава 1,5 мас. % составил:
ΔТк=100+0,00012×(650)2=100+0,00012×422500=150,70°C.
При оптимизации состава стали для корпусов реактора типа ВВЭР полученное значение сравнивают со значениями ΔТк, полученными для других концентраций никеля, а также со значениями ΔТк, полученными при использовании других элементов в качестве изменяемого компонента.
Кроме того, полученное значение сдвига ΔТк сравнивают с предельно допустимым сдвигом, заданным конструктором. Полученные значения сдвига критической температуры хрупкости способом, описанным в изобретении, не могут являться консервативной оценкой состояния материала корпуса реактора на прогнозируемый срок эксплуатации, но могут быть использованы вместе с другими имеющимися результатами исследований образцов-свидетелей для получения прогнозных зависимостей охрупчивания материала рассматриваемых корпусов реакторов. После этого делается вывод о возможности выбора перспективных сталей для дальнейших более подробных исследований по обычным методикам.
Таким образом, способ по изобретению позволяет осуществить с достаточной степенью достоверности предварительный отбор сталей на образцах переменного состава без изготовления большого количества плавок, дорогостоящих образцов и трудоемких методов испытаний. О величине ресурса в отдаленном периоде можно судить на основании анализа полученных данных по разности показателей твердости сталей между исходным состоянием и показателями после облучения до высоких значений флюенсов быстрых нейтронов на образцах переменного состава и сдвига критической температуры хрупкости ΔTK, вычисленного по формуле.

Claims (12)

1. Способ определения сдвига критической температуры хрупкости сталей для прогнозирования охрупчивания корпусов реакторов типа ВВЭР, включающий изготовление образцов, определение их твердости в исходном состоянии и после облучения быстрыми нейтронами, определение сдвига температуры хрупко-вязкого перехода, отличающийся тем, что изготавливают образцы стали с переменной концентрацией одного из компонентов по одному из габаритов образца, их макротвердость в точках с одинаковой концентрацией изменяемого компонента определяют методом Бринелля, а сдвиг температуры хрупко-вязкого перехода ΔТк для каждой точки определяют по формуле:
ΔТк=А+В(ΔНВ)2,
где ΔНВ=НВОБ-НВИ,
НВОБ - твердость стали после облучения, МПа,
НВИ - твердость стали в исходном состоянии, МПа,
А – коэффициент, учитывающий суммарное воздействие старения и облучения на температуру охрупчивания, °C, A=100°C;
В - корреляционный коэффициент, °C/(МПа)2, B=0,00012°C/(МПа)2.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что изготавливают образцы стали с переменным составом одного компонента по одному из габаритов образца в пределах марочного состава стали.
3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что после изготовления образцы подвергают термообработке, включающей выдержку в течение 4 часов при температуре около 950°C, закалку в воду и последующий отпуск при температуре 640-650°C в течение 8 часов.
4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве компонента образца стали, концентрацию которого изменяют, используют элемент, выбранный из группы: никель, фосфор, молибден, медь, марганец или кремний.
5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что концентрацию компонента в образце изменяют непрерывно или ступенчато.
6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что ускоренное нейтронное облучение производят при температуре 290-320°C за время 9000 ч при плотности потока быстрых нейтронов 1×1016 м-2 с-1 МВт-1 до флюенса 75×1022 м-2.
RU2017108438A 2017-03-14 2017-03-14 Способ определения сдвига критической температуры хрупкости сталей для прогнозирования охрупчивания корпусов реакторов типа ввэр RU2635658C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2017108438A RU2635658C1 (ru) 2017-03-14 2017-03-14 Способ определения сдвига критической температуры хрупкости сталей для прогнозирования охрупчивания корпусов реакторов типа ввэр

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2017108438A RU2635658C1 (ru) 2017-03-14 2017-03-14 Способ определения сдвига критической температуры хрупкости сталей для прогнозирования охрупчивания корпусов реакторов типа ввэр

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2635658C1 true RU2635658C1 (ru) 2017-11-15

Family

ID=60328666

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2017108438A RU2635658C1 (ru) 2017-03-14 2017-03-14 Способ определения сдвига критической температуры хрупкости сталей для прогнозирования охрупчивания корпусов реакторов типа ввэр

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2635658C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2775515C1 (ru) * 2021-09-29 2022-07-04 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" Способ определения вязкости металлических материалов

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU1667493A1 (ru) * 1988-02-03 2001-12-20 В.П. Чакин Способ определения сдвига температуры хрупковязкого перехода
RU2508532C1 (ru) * 2012-09-06 2014-02-27 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (НИЦ "Курчатовский институт") Способ прогнозирования степени охрупчивания теплостойких сталей
RU2531342C1 (ru) * 2013-03-22 2014-10-20 Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Центральный Научно-Исследовательский Институт Конструкционных Материалов "Прометей" (Фгуп "Цнии Км "Прометей") Способ оценки степени охрупчивания материалов корпусов реакторов ввэр-1000 в результате термического старения
RU2534045C1 (ru) * 2013-06-11 2014-11-27 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ввэр-1000
JP5851197B2 (ja) * 2011-10-25 2016-02-03 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 金属材料の応力腐食割れ発生寿命評価方法及び腐食水環境下で使用される構造物の検査計画策定システム

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU1667493A1 (ru) * 1988-02-03 2001-12-20 В.П. Чакин Способ определения сдвига температуры хрупковязкого перехода
JP5851197B2 (ja) * 2011-10-25 2016-02-03 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 金属材料の応力腐食割れ発生寿命評価方法及び腐食水環境下で使用される構造物の検査計画策定システム
RU2508532C1 (ru) * 2012-09-06 2014-02-27 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (НИЦ "Курчатовский институт") Способ прогнозирования степени охрупчивания теплостойких сталей
RU2531342C1 (ru) * 2013-03-22 2014-10-20 Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Центральный Научно-Исследовательский Институт Конструкционных Материалов "Прометей" (Фгуп "Цнии Км "Прометей") Способ оценки степени охрупчивания материалов корпусов реакторов ввэр-1000 в результате термического старения
RU2534045C1 (ru) * 2013-06-11 2014-11-27 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ввэр-1000

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2775515C1 (ru) * 2021-09-29 2022-07-04 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" Способ определения вязкости металлических материалов

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Tan et al. Microstructural evolution of type 304 and 316 stainless steels under neutron irradiation at LWR relevant conditions
Edwards et al. Influence of irradiation temperature and dose gradients on the microstructural evolution in neutron-irradiated 316SS
Gurovich et al. Fine structure behaviour of VVER-1000 RPV materials under irradiation
EP2841917B1 (en) The method of non-destructive evaluation of intergranular stress corrosion cracking (igssc) in structural components made of metal alloys, and the method of lifetime evaluation of the structural components
Zhou et al. Irradiation-assisted stress corrosion cracking of austenitic alloys in supercritical water
Hata et al. Grain-boundary phosphorus segregation in highly neutron-irradiated reactor pressure vessel steels and its effect on irradiation embrittlement
Hayhurst et al. Constitutive equations for time independent plasticity and creep of 316 stainless steel at 550 C
Kolluri et al. Influence of Ni-Mn contents on the embrittlement of PWR RPV model steels irradiated to high fluences relevant for LTO beyond 60 years
Samant et al. Effect of double austenitization treatment on fatigue crack growth and high cycle fatigue behavior of modified 9Cr–1Mo steel
RU2531342C1 (ru) Способ оценки степени охрупчивания материалов корпусов реакторов ввэр-1000 в результате термического старения
RU2635658C1 (ru) Способ определения сдвига критической температуры хрупкости сталей для прогнозирования охрупчивания корпусов реакторов типа ввэр
Sharma et al. Detection of intergranular embrittlement of reactor pressure vessel steel by electrochemical method
Chen et al. Post-Irradiation Fracture Toughness Characterization of Generation II FeCrAl Alloys
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
Zeman et al. Study of radiation-induced degradation of RPV steels and model alloys by positron annihilation and Mössbauer spectroscopy
Fukuya et al. A prediction model of IASCC initiation stress for bolts in PWR core internals
RU2654071C1 (ru) Способ прогнозирования ресурсоспособности стали для корпусов реакторов типа ввэр
Bruemmer et al. Stress corrosion crack initiation of cold-worked alloy 600 and alloy 690 in PWR primary water
Debarberis et al. Irradiation embrittlement of model alloys and commercial steels: analysis of similitude behaviors
RU2508532C1 (ru) Способ прогнозирования степени охрупчивания теплостойких сталей
RU2534045C1 (ru) Способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ввэр-1000
Shtrombakh et al. Experimental assessment of the effectiveness of recovery annealing of VVER-1000 vessels
Byun et al. Influence of δ-ferrite content on thermal aging induced mechanical property degradation in cast stainless steels
Novy et al. On formability of MoNiCr alloy
Li et al. Report on Understanding and Predicting Effects of Thermal Aging on Microstructure and Tensile Properties of Grade 91 Steel for Structural Components