RU2654071C1 - Способ прогнозирования ресурсоспособности стали для корпусов реакторов типа ввэр - Google Patents
Способ прогнозирования ресурсоспособности стали для корпусов реакторов типа ввэр Download PDFInfo
- Publication number
- RU2654071C1 RU2654071C1 RU2017126467A RU2017126467A RU2654071C1 RU 2654071 C1 RU2654071 C1 RU 2654071C1 RU 2017126467 A RU2017126467 A RU 2017126467A RU 2017126467 A RU2017126467 A RU 2017126467A RU 2654071 C1 RU2654071 C1 RU 2654071C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- steel
- samples
- critical
- determination
- fluence
- Prior art date
Links
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 75
- 239000010959 steel Substances 0.000 title claims abstract description 75
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 11
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims abstract description 26
- 230000004907 flux Effects 0.000 claims abstract description 9
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 claims abstract description 9
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 20
- 229910052698 phosphorus Inorganic materials 0.000 claims description 16
- 239000011574 phosphorus Substances 0.000 claims description 16
- OAICVXFJPJFONN-UHFFFAOYSA-N Phosphorus Chemical compound [P] OAICVXFJPJFONN-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 15
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 10
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 claims description 10
- RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N Copper Chemical compound [Cu] RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 8
- 229910052802 copper Inorganic materials 0.000 claims description 8
- 239000010949 copper Substances 0.000 claims description 8
- 230000035939 shock Effects 0.000 claims description 5
- ZPUCINDJVBIVPJ-LJISPDSOSA-N cocaine Chemical compound O([C@H]1C[C@@H]2CC[C@@H](N2C)[C@H]1C(=O)OC)C(=O)C1=CC=CC=C1 ZPUCINDJVBIVPJ-LJISPDSOSA-N 0.000 claims description 2
- 238000012360 testing method Methods 0.000 abstract description 9
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 238000005204 segregation Methods 0.000 description 9
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 4
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 4
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 3
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 3
- 238000013213 extrapolation Methods 0.000 description 3
- 238000013277 forecasting method Methods 0.000 description 3
- 241000208202 Linaceae Species 0.000 description 2
- 235000004431 Linum usitatissimum Nutrition 0.000 description 2
- 238000013461 design Methods 0.000 description 2
- 239000000047 product Substances 0.000 description 2
- 238000000611 regression analysis Methods 0.000 description 2
- 238000011160 research Methods 0.000 description 2
- 238000007655 standard test method Methods 0.000 description 2
- 230000036962 time dependent Effects 0.000 description 2
- 238000004390 Auger electron microscopy Methods 0.000 description 1
- 229910000975 Carbon steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 102220479482 Puromycin-sensitive aminopeptidase-like protein_C21D_mutation Human genes 0.000 description 1
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 1
- 238000000137 annealing Methods 0.000 description 1
- 238000007405 data analysis Methods 0.000 description 1
- 230000001419 dependent effect Effects 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 description 1
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 1
- 102200052313 rs9282831 Human genes 0.000 description 1
- 238000000682 scanning probe acoustic microscopy Methods 0.000 description 1
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
- G01N23/00—Investigating or analysing materials by the use of wave or particle radiation, e.g. X-rays or neutrons, not covered by groups G01N3/00 – G01N17/00, G01N21/00 or G01N22/00
- G01N23/02—Investigating or analysing materials by the use of wave or particle radiation, e.g. X-rays or neutrons, not covered by groups G01N3/00 – G01N17/00, G01N21/00 or G01N22/00 by transmitting the radiation through the material
- G01N23/04—Investigating or analysing materials by the use of wave or particle radiation, e.g. X-rays or neutrons, not covered by groups G01N3/00 – G01N17/00, G01N21/00 or G01N22/00 by transmitting the radiation through the material and forming images of the material
- G01N23/05—Investigating or analysing materials by the use of wave or particle radiation, e.g. X-rays or neutrons, not covered by groups G01N3/00 – G01N17/00, G01N21/00 or G01N22/00 by transmitting the radiation through the material and forming images of the material using neutrons
Landscapes
- Physics & Mathematics (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
Группа изобретений относится к прогнозированию работоспособности облучаемых стальных конструктивных элементов в атомной технике, а также к прогнозированию ресурсоспособности вновь разрабатываемых сталей для корпусов реакторов АЭС типа ВВЭР. Технический результат – повышение точности прогнозирования радиационного ресурса стали для корпусов реактора типа ВВЭР. Способ прогнозирования радиационного ресурса стали корпуса реактора типа ВВЭР включает изготовление из стали ударных образцов Шарпи, ускоренное облучение части ударных образцов потоком быстрых нейтронов до флюенса, соответствующего дозе облучения стали на прогнозируемый срок эксплуатации в составе реактора, определение для необлученных и облученных образцов критических температур хрупкости и определение радиационного ресурса стали, причем изготавливают малоразмерные ударные образцы Шарпи из стали с переменным по длине содержанием одного из компонентов и надрезом в местах с различным содержанием переменного компонента, а после ускоренного облучения и определения критических температур хрупкости прогнозный радиационный ресурс стали определяют по величине критического флюенса для заданной величины критической температуры хрупкости на зависимости критической температуры хрупкости от флюенса. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 3 ил.
Description
Изобретение относится к прогнозированию работоспособности облучаемых стальных конструктивных элементов в атомной технике, а также к прогнозированию ресурсоспособности вновь разрабатываемых сталей для корпусов реакторов АЭС типа ВВЭР.
Основным критерием, на основании которого производится прогнозирование ресурсоспособности низколегированных углеродистых сталей для корпусов атомных реакторов, облучаемых в процессе эксплуатации, является их сопротивление хрупкому разрушению.
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°С) 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 сегрегаций 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°С в течение различного времени от 500 до 3000 ч;
- определение сдвигов критической температуры хрупкости по механическим испытаниям (образцы Шарли) и уровня зернограничных сегрегаций фосфора на экспериментальных образцах, подвергшихся отжигу;
- построение калибровочной зависимости 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, опубл. 27.02.2014)
Недостатком известного способа прогнозирования является невозможность сделать прогноз для сталей, повергаемых нейтронному облучению в процессе эксплуатации.
Наиболее близким по назначению и технической сущности является способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000, включающий:
- изготовление образцов-свидетелей Шарпи 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 ΔTФЛАКС, 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 МакЛина 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+ΔTФЛАКС+ΔTT;
- определение ресурса корпуса по величине общего сдвига критической температуры хрупкости.
(RU 2534045, G21C 17/00, опубл. 27.11.2014)
Недостатком известного способа прогнозирования является определение прогнозного ресурса стали корпуса реактора (как действующего, так и для проектируемого) по величине общего сдвига критической температуры хрупкости, без аддитивного учета величин критической температуры хрупкости необлученных образцов для испытаний и величины критического флюенса для заданной величины критической хрупкости стали. Это не обеспечивает точности прогноза. Кроме того, известный способ прогнозирования требует большого числа образцов при определении радиационного ресурса новых перспективных сталей, разрабатываемых для корпусов реакторов типа ВВЭР.
Задачей и техническим результатом изобретения является повышение точности прогнозирования радиационного ресурса стали для корпусов реактора типа ВВЭР как на стадии разработки состава стали для корпусов реакторов, так и при эксплуатации стали в действующем корпусе реактора.
Технический результат достигают тем, что способ прогнозирования радиационного ресурса стали корпуса реактора типа ВВЭР включает изготовление из стали ударных образцов Шарпи, ускоренное облучение части ударных образцов потоком быстрых нейтронов до флюенса, соответствующего дозе облучения стали на прогнозируемый срок эксплуатации в составе реактора, определение для необлученных и облученных образцов критических температур хрупкости и определение радиационного ресурса стали, причем изготавливают малоразмерные ударные образцы Шарпи из стали с переменным по длине содержанием одного из компонентов и надрезом в местах с различным содержанием переменного компонента, а после ускоренного облучения и определения критических температур хрупкости прогнозный радиационный ресурс стали определяют по величине критического флюенса для заданной величины критической температуры хрупкости на зависимости критической температуры хрупкости от флюенса.
Технический результат также достигают тем, что способ прогнозирования радиационного ресурса стали корпуса реактора типа ВВЭР включает изготовление из стали корпуса реактора ударных образцов Шарпи, ускоренное облучение части ударных образцов потоком быстрых нейтронов до флюенса, соответствующего дозе облучения, превышающее прогнозируемое время продленного ресурса корпуса, определение для необлученных и облученных образцов критических температур хрупкости и определение ресурса корпуса реактора, причем изготавливают дополнительные ударные образцы из стали корпуса с различным содержанием одного из компонентов, а после ускоренного облучения и определения критических температур хрупкости всех изготовленных образцов прогнозный радиационный ресурс стали определяют по величине критического флюенса для заданной величины критической температуры хрупкости на общей зависимости критической температуры хрупкости от флюенса.
Технический результат также достигают тем, что дополнительные ударные образцы с различным содержанием одного из компонентов содержат другие компоненты в пределах марочного состава стали, а при изготовлении образцов с переменным или различным составом в качестве изменяемого компонента стали используют компонент, выбранный из группы: никель, фосфор, медь.
Изобретение может быть проиллюстрировано следующими примерами.
Пример 1. Для прогнозирования радиационного ресурса корпуса реактора типа ВВЭР, например ВВЭР-440, при разработке перспективной (исследуемой) стали для активной зоны корпуса реактора из стали типа 15Х2НМФА-А с содержанием никеля 1,16%, фосфора 0,0025% и меди 0,025% методом аргонодугового переплава изготавливают заготовки корпусной стали:
- с переменным по длине заготовки содержанием фосфора от 0,0025 до 0,022% и с постоянным содержанием никеля 1,16% и меди 0,025%;
- с переменным по длине заготовки содержанием меди от 0,025 до 0,090% и с постоянным содержанием никеля 1,16% и фосфора 0,0025%.
Содержание других компонентов исследуемой стали находятся в пределах марочного состава исследуемой стали.
Из заготовок исследуемой корпусной стали изготавливают малоразмерные ударные образцы размером 5×5×27,5 мм (или меньших размеров), у которых надрезы выполнены в местах с различным содержанием переменного компонента (фосфора или меди)
Аналогично изготавливают малоразмерные образцы с переменным содержанием никеля или любого другого компонента исследуемой стали.
Дополнительно для исследований могут быть изготовлены ударные образцы из заготовок с содержанием никеля 0,07-0,17%, фосфора 0,006-0,010% и меди 0,04-0,10% и других элементов в пределах марочного состава исследуемой стали.
Затем часть малоразмерных образцов подвергают ускоренному облучению до флюенса 450×1022м-2, который соответствует прогнозируемому сроку эксплуатации стали в активной зоне корпуса реактора или даже превышать его, так как фактические флюенсы при эксплуатации корпуса реактора ВВЭР-440 могут существенно превышать величину 450×1022м-2.
Для всех образцов, включая необлученные, нормативными методами испытаний определяют критическую температуру хрупкости TK и определяют зависимости критической температуры хрупкости TK (фиг. 1) для образцов с различными концентрациями компонентов с применением регрессионного анализа (определяют дозовременные зависимости ДВЗ).
Верхние ДВЗ TK (консервативные границы разброса исходных данных) лабораторного металла 15Х2НМФА-А (
) и экспериментального металла 15Х2МФА-А (
) пересекаются при TK=48°С и флюенсе 130×1022м-2.
Следовательно, корпусную сталь 15Х2НМФА-А целесообразно использовать при флюенсе F<130×1022м-2, а корпусную сталь 15Х2МФА-А целесообразно использовать при флюенсе F>130×1022м-2.
Для стали 15Х2МФА-А с содержанием никеля 0,07-0,17% заданной величине критической температуры TK=30°С соответствует флюенс F<40×1022м-2, что позволяет сделать прогноз о том, что сталь указанного состава не удовлетворяет требованию 60 лет к радиационному ресурсу корпусов реакторов ВВЭР-1200.
Для стали с содержанием никеля (1,16%), заданной величине критической температуры ТК=30°С соответствует величина флюенса F=75×1022м-2 и TKA=18°С при FK, что позволяет сделать прогноз о том, что сталь 15Х2НМФА-А удовлетворяют требованию 60 лет к радиационному ресурсу корпусов реакторов ВВЭР-1200.
Пример 2. Прогнозирование радиационного ресурса корпусной стали реактора типа ВВЭР, например, ресурса стали корпуса действующего реактора ВВЭР-1000, с целью продления проектного ресурса реактора ведут следующим образом.
Для прогнозирования используют стандартные ударные образцы-свидетели из стали корпуса исследуемого реактора, которые подверглись различным дозам облучения быстрыми нейтронами при флаксах, соответствующих процессу эксплуатации реактора.
Верхняя ДВЗ TK (
) лабораторного металла 15Х2НМФА-А подтверждается результатами испытаний образцов-свидетелей при флюенсе до 108×1022м-2 (фиг. 2), которые также удовлетворяют требованию 60 лет к радиационному ресурсу корпусов реакторов ВВЭР-1200.
Дополнительно изготавливают стандартные ударные образцы 10×10×55 мм из экспериментальных промышленных заготовок исследуемой стали с содержанием никеля, фосфора, меди и остальных компонентов стали в пределах марочного состава (фиг. 3).
Затем часть образцов подвергают ускоренному облучению различными дозами потока быстрых нейтронов до уровня флюенса 150×1022м-2, который может быть равен или превышать флюенс продленного срока эксплуатации корпуса реактора типа ВВЭР-1000.
Затем для всех используемых образцов, включая необлученные, стандартными методами испытаний определяют критическую температуру хрупкости TK и дозовременные зависимости критической температуры хрупкости TK, характеризующиеся завышенной консервативностью.
Согласно данным фигуры 2 заданной величине критической температуры TK=45°С для корпусных материалов ВВЭР-1000 соответствует критический флюенс F=64×1022м-2, что позволяет сделать прогноз, что проектный ресурс корпусной стали 15Х2НМФА-А ВВЭР-1000 составляет 30 лет.
Для продления ресурса корпусной стали 15Х2НМФА-А ВВЭР-1000 используют ДВЗ TK лабораторного металла, подтвержденную результатами испытаний образцов-свидетелей и пересекающую линию критической температуры TK=45°С при флюенсе 130×1022м-2, практически в 2 раза превышающем проектный ресурс.
Статистическую обработку результатов исследований производят с применением регрессионного анализа, что позволяет обеспечить достижение поставленного технического результата: повышение точности прогнозирования радиационного ресурса стали для корпусов реактора типа ВВЭР как при разработке состава стали для корпусов реакторов, так и при оценке величины продленного ресурса действующего реактора.
Регрессия является инструментом пакета анализа данных Microsoft Excel и используется для анализа воздействия на отдельную зависимую переменную значений одной или нескольких независимых переменных.
Claims (4)
1. Способ прогнозирования радиационного ресурса стали корпуса реактора типа ВВЭР, включающий изготовление из стали ударных образцов Шарли, ускоренное облучение части ударных образцов потоком быстрых нейтронов до флюенса, соответствующего дозе облучения стали на прогнозируемый срок эксплуатации в составе реактора, определение для необлученных и облученных образцов критических температур хрупкости и определение радиационного ресурса стали, отличающийся тем, что изготавливают малоразмерные ударные образцы Шарпи из стали с переменным по длине содержанием одного из компонентов и надрезом в местах с различным содержанием переменного компонента, а после ускоренного облучения и определения критических температур хрупкости прогнозный радиационный ресурс стали определяют по величине критического флюенса для заданной величины критической температуры хрупкости на зависимости критической температуры хрупкости от флюенса.
2. Способ прогнозирования радиационного ресурса стали корпуса реактора типа ВВЭР, включающий изготовление из стали корпуса реактора ударных образцов Шарпи, ускоренное облучение части ударных образцов потоком быстрых нейтронов до флюенса, соответствующего дозе облучения, превышающее прогнозируемое время продленного ресурса корпуса, определение для необлученных и облученных образцов критических температур хрупкости и определение ресурса корпуса реактора, отличающийся тем, что изготавливают дополнительные ударные образцы из стали корпуса с различным содержанием одного из компонентов, а после ускоренного облучения и определения критических температур хрупкости всех изготовленных образцов прогнозный радиационный ресурс стали определяют по величине критического флюенса для заданной величины критической температуры хрупкости на общей зависимости критической температуры хрупкости от флюенса.
3. Способ по пп. 1 и 2, отличающийся тем, что дополнительные ударные образцы с различным содержанием одного из компонентов содержат другие компоненты в пределах марочного состава стали.
4. Способ по пп. 1 и 2, отличающийся тем, что при изготовлении образцов с переменным или различным составом в качестве изменяемого компонента стали используют компонент, выбранный из группы: никель, фосфор, медь.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2017126467A RU2654071C1 (ru) | 2017-07-24 | 2017-07-24 | Способ прогнозирования ресурсоспособности стали для корпусов реакторов типа ввэр |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2017126467A RU2654071C1 (ru) | 2017-07-24 | 2017-07-24 | Способ прогнозирования ресурсоспособности стали для корпусов реакторов типа ввэр |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2654071C1 true RU2654071C1 (ru) | 2018-05-16 |
Family
ID=62152795
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2017126467A RU2654071C1 (ru) | 2017-07-24 | 2017-07-24 | Способ прогнозирования ресурсоспособности стали для корпусов реакторов типа ввэр |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2654071C1 (ru) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN113110559A (zh) * | 2021-05-13 | 2021-07-13 | 北京理工大学 | 一种小天体表面弹跳运动最优控制方法 |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5761953A (en) * | 1996-06-11 | 1998-06-09 | Mitsubishi Jukogyo Kabushiki Kaisha | Method of detecting the embrittlement of two-phase stainless steel |
| 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 |
| RU2582626C1 (ru) * | 2015-01-23 | 2016-04-27 | Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Центральный Научно-Исследовательский Институт Конструкционных Материалов "Прометей" (Фгуп "Цнии Км "Прометей") | Способ изготовления сварного составного образца типа ст для испытаний на трещиностойкость облученного металла |
-
2017
- 2017-07-24 RU RU2017126467A patent/RU2654071C1/ru active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5761953A (en) * | 1996-06-11 | 1998-06-09 | Mitsubishi Jukogyo Kabushiki Kaisha | Method of detecting the embrittlement of two-phase stainless steel |
| 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 |
| RU2582626C1 (ru) * | 2015-01-23 | 2016-04-27 | Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Центральный Научно-Исследовательский Институт Конструкционных Материалов "Прометей" (Фгуп "Цнии Км "Прометей") | Способ изготовления сварного составного образца типа ст для испытаний на трещиностойкость облученного металла |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN113110559A (zh) * | 2021-05-13 | 2021-07-13 | 北京理工大学 | 一种小天体表面弹跳运动最优控制方法 |
| CN113110559B (zh) * | 2021-05-13 | 2022-03-18 | 北京理工大学 | 一种小天体表面弹跳运动最优控制方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Edmondson et al. | Atom probe tomography characterization of neutron irradiated surveillance samples from the RE Ginna reactor pressure vessel | |
| Tan et al. | Microstructural evolution of type 304 and 316 stainless steels under neutron irradiation at LWR relevant conditions | |
| Gurovich et al. | Fine structure behaviour of VVER-1000 RPV materials under irradiation | |
| Kuleshova et al. | Comparison of microstructural features of radiation embrittlement of VVER-440 and VVER-1000 reactor pressure vessel steels | |
| 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 | |
| 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 | |
| Hata et al. | Grain-boundary phosphorus segregation in highly neutron-irradiated reactor pressure vessel steels and its effect on irradiation embrittlement | |
| Was et al. | Irradiation assisted corrosion and stress corrosion cracking (IAC/IASCC) in nuclear reactor systems and components | |
| RU2654071C1 (ru) | Способ прогнозирования ресурсоспособности стали для корпусов реакторов типа ввэр | |
| Gavenda et al. | Crack initiation and crack growth behavior of carbon and low-alloy steels | |
| Tenneti et al. | Detection of embrittlement in low alloy steels due to thermal aging by small punch test | |
| Que et al. | Brittle fracture initiation in decommissioned boiling water reactor pressure vessel head weld | |
| Williams et al. | A model of irradiation damage in high nickel submerged arc welds | |
| Chopra et al. | Current research on environmentally assisted cracking in light water reactor environments | |
| Fukuya et al. | A prediction model of IASCC initiation stress for bolts in PWR core internals | |
| Amayev et al. | Use of subsize specimens for determination of radiation embrittlement of operating reactor pressure vessels | |
| RU2534045C1 (ru) | Способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ввэр-1000 | |
| RU2508532C1 (ru) | Способ прогнозирования степени охрупчивания теплостойких сталей | |
| RU2635658C1 (ru) | Способ определения сдвига критической температуры хрупкости сталей для прогнозирования охрупчивания корпусов реакторов типа ввэр | |
| Mukahiwa | Microstructural characterisation of type 316 austenitic stainless steels: implications for corrosion fatigue behaviour in PWR primary coolant | |
| English et al. | Microstructure and modelling of RPV embrittlement | |
| Kotrechko | Embrittlement of RPV metal under long-term irradiation: state-of-the-art and challenges | |
| Petit et al. | Effects of neutron irradiation and post-irradiation annealing on pop-in crack propagation instabilities in 6061 aluminium alloy | |
| Yamamoto et al. | PTS evaluation case study considering actual through-wall fracture toughness distribution | |
| Anosov et al. | Brittle fracture resistance of reactor pressure vessel steels in the initial state |