Радиационное охрупчивание модельных сплавов материалов корпусов реакторов: влияние никеля, фосфора и меди

Тип работы:
Диссертация
Предмет:
Ядерные энергетические установки
Страниц:
152


Узнать стоимость новой

Детальная информация о работе

Выдержка из работы

Материалы корпусов реакторов ядерных энергетических установок в течение их эксплуатации подвергаются воздействию нейтронного облучения. Такое воздействие приводит к деградации механических и физических свойств материалов, например, к возрастанию критической температуры вязко-хрупкого перехода, падению верхнего шельфа температурной зависимости работы разрушения. Различный отклик материалов на нейтронное облучение при данной дозе обусловлен главным образом их химическим составом, хотя и многие другие факторы также играют важную роль. В частности, для стали корпуса такие элементы, как фосфор (Р), медь (Си) и никель (Ni) оказывают определяющее влияние.

Параметрическое изучение отклика на нейтронное облучение модельных сплавов является фундаментальным инструментом для понимания роли каждого элемента и возможного синергизма.

Проект & quot-Модельный сплав& quot-, выполняемый Объединенным Научным Центром (JRC) как «enablinq action» в рамках Европейского Сообщества (EN) AMES, концентрируется на цели понимания роли и влияния содержания примесей таких, как фосфор и медь, а также легирующего элемента Ni на механические свойства сталей. Облучение и испытание модельных сплавов дает возможность определять роль упомянутых выше элементов в охрупчивании сталей, подверженных нейтронному облучению.

Данная работа концентрируется на исследовании отклика на нейтронное облучение модельных сплавов, содержащих различные количества Р, Си и Ni.

Комплекты модельных сплавов, представленные Российским Научным Центром — & quot-Курчатовский институт& quot-, Москва, являются представительными сталями в том отношении, что уровни содержания Р, Си, и Ni в них включают в себя уровни, типичные для различных & quot-западных"- и & quot-восточных"- коммерческих корпусных сталей. Изготовление образцов, в основном -1000 образцов мини-Шарпи, а также испытание необлученных материалов производились на оборудовании лаборатории AMES-EN при Институте Перспективных Материалов (IAM) GRC в Петтене, Нидерланды.

Для данного проекта использовалось облучательное устройство LYRA, разработанное для AMES-EN, а облучение было проведено в высокопоточном реакторе (HFR) JRC, находящимся в ведении Комиссии Европейских Объединений (СЕС) в Петтене.

Механические испытания образцов после облучения, главным образом ударные испытания, были проведены в Хельсинки, Финляндия, в & quot-горячих камерах& quot- при VTT.

Результаты, получаемые от реализации этого проекта, будут способствовать лучшему пониманию причин радиационного охрупчивания сталей корпусов реакторов.

Вклад автора в эту работу состоял главным образом в планировании, выработке концепции и координации всестороннего экспериментального исследования, плановой спецификации и эксплуатации облучательного устройства LYRA, руководстве механическими испытаниями исходных и координации испытаний облученных образцов, заключительном анализе экспериментальных результатов.

5. ЗАКЛЮЧЕНИЕ И ВЫВОДЫ

В настоящее время достигнут существенный прогресс в понимании радиационного охрупчивания сталей корпусов реакторов ядерных энергетических установок под действием нейтронного облучения. Такое глубокое понимание является ключевым звеном для корректных оценок ресурсного времени эксплуатации компонентов реактора, подверженных процессам радиационного старения, а также основой для увеличения срока их службы путем ослабления их повреждаемости с помощью термического отжига. Основываясь на текущем уровне понимания и выполненных экспериментальных работах, во многих странах были разработаны различные корреляционные соотношения с целью прогнозирования поведения материалов корпусов реактора. Такие соотношения до недавнего времени учитывали в качестве статистически значимых металлургических параметров, как правило, только содержание меди и фосфора, и лишь в настоящее время эффект влияния никеля становится предметом повышенного внимания. Действительно, никель, добавляемый в сталь для увеличения степени прокаливаемости и вязкости стали, как, например, в стали ВВЭР-1000, приводит к возрастанию её чувствительности к радиационному охрупчиванию. Глубокое понимание эффекта влияния никеля в сочетании с эффектами влияния фосфора и меди на радиационное охрупчивание, отжиг и повторное охрупчивание высоконикелевых сталей корпусов реакторов является основой для получения адекватных оценок реального ресурса их эксплуатации.

Одним из методов для достижения понимания вышеупомянутых эффектов является использование модельных сплавов с параметрическим вариациями содержания никеля, фосфора и меди. Такие модельные сплавы, даже если получаемые на них количественные результаты не приложимы непосредственно к коммерческим сталям для корпусов реакторов, весьма полезны для исследований. Результаты, полученные на модельных сплавах, могут быть основой для понимания механизмов и способствуют более правильной расстановке акцентов при проведении экспериментов на коммерческих сталях.

Экспериментальная матрица данных по модельным сплавам, выбранная для целей настоящего исследования, охватывает различные диапазоны содержания фосфора, меди и никеля, включая содержания, типичные для различных & quot-восточных"- и & quot-западных"- сталей.

В рамках институционного проекта AMES JRC-IAM было разработано облучательное устройство LYRA, предназначенное для проведения высококачественных радиационных экспериментов, необходимых для исследования процессов радиационного старения сталей. В течение нескольких успешных облучательных экспериментов с использованием устройства LYRA было убедительно показано, что данное устройство является ценным экспериментальным средством для реализации целей AMES.

Облучение модельных сплавов осуществлялось в облучательном устройстве LYRA. Исходные необлученные образцы испытывались в лаборатории при JRC, а облученные образцы — в & quot-горячих камерах& quot- при VTT.

Полученные результаты, прежде всего по сдвигам температуры вязко-хрупкого перехода, продемонстрировали успешное достижение намеченной цели. Были установлены и описаны ясные и совместимые с существующими представлениями тенденции, относящиеся к влиянию различных элементов на поведение модельных сплавов и коммерческих сталей. На основе статистического анализа были разработаны в высокой степени достоверные корреляционные соотношения для прогнозирования радиационного охрупчивания модельных сплавов при заданных концентрациях никеля, фосфора и меди.

В работе дано подробное описание полученных результатов.

Ниже приводится краткий перечень основных достижений данного исследования и выводов: Установка LYRA в процессе проведения эксперимента показала высокие исполнительские и потенциальные возможности для исследований по радиационному старению материалов корпусов реакторов.

Использованная экспериментальная матрица данных по модельным сплавам является представительной с точки зрения перекрытия широких диапазонов содержания никеля, фосфора и меди, типичных для различных & quot-восточных"- и & quot-западных"- сталей корпусов реакторов.

Отклик модельных сплавов на облучение, хотя бы и больший, чем коммерческих сталей для корпусов реакторов, показал высокую степень подобия отклику некоторых коммерческих сталей, допускающую определенную уверенность при экстраполяции.

Для модельных сплавов с очень низким содержанием никеля химический фактор существующих корреляционных соотношений, содержащих Си и Р в качестве статистически значимых параметров, хорошо коррелирует с полученными значениями сдвигов температуры вязко-хрупкого перехода. В частности, это относится к соотношению для химического фактора Российского Нормативного документа.

Присутствие никеля в сплаве всегда демонстрирует очевидное негативное влияние в смысле возрастания сдвигов температуры вязко-хрупкого перехода.

Представленные данные подтверждают модели охрупчивания, основанные на том, что никель усиливает влияние фосфора, обусловленное диффузионно-сегрегационными механизмами.

Влияние никеля при низком и среднем содержании меди становится более выраженным при концентрациях, выше 1.2 вес %, что согласуется с данными, полученными на коммерческих сталях для корпусов ВВЭР.

Сдвиги температуры вязко-хрупкого перехода при низком содержании меди практически не отличаются от сдвигов при очень низком её содержании- влияние меди становится заметным при уровнях концентрации, выше приблизительно 0.1 вес.%. Это согласуется с результатми, полученными на коммерческих сталях.

Модифицированное соотношение для химического фактора Российских Норм (CF), учитывающее влияние содержания никеля, может быть получено относительно простым способом.

Это соотношение имеет вид: CF* = [Р + 0. 07Cu] x[Ni — 0. 1] а + b, где a, b -постоянные параметры.

Вышеприведенное соотношение CF* может коррелировать со сдвигами температуры вязко-хрупкого перехода с коэффициентом регрессии более чем 92%.

Полученные результаты весьма удовлетворительны и позволят предсказать сдвиги температуры вязко-хрупкого перехода в других радиационных экспериментах, которые будут проводиться на реакторе HFR в облучательном устройстве LYRA. Эти результаты столь обещающи, что проект с модельными сплавами предполагается продолжить с партнерами, заинтересованными в дальнейшем развитии данной работы. В частности, предполагается проведение исследований по отжигу и, возможно, повторному облучению модельных сплавов.

ПоказатьСвернуть

Содержание

1. ВВЕДЕНИЕ.

2. РАДИАЦИОННОЕ ОХРУПЧИВАНИЕ В ОЦЕНКЕ РЕСУРСА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ.

2.1. "-Восточные"- и «западные& quot- материалы корпусов реакторов.

2.2. Разрушение металлов. а) Матричное повреждение. б) Образование преципитатов. в) Зернограничная сегрегация. г) Упрочняющие механизмы. д) Вязко-хрупкое поведение.

2.3. Механизмы радиационного повреждения в сталях под действием нейтронного облучения.

2.4 Оценка радиационного охрупчивания корпусов реакторов и химический состав сталей.

2.5 Обоснование и цели данного исследования.

3. ПРИГОТОВЛЕНИЕ ОБРАЗЦОВ, ОБЛУЧЕНИЕ И ИСПЫТАНИЯ.

3.1. Испытательная матрица модельных сплавов.

3.2. Программа облучения образцов в реакторе HFR внутри устройства LYRA.

3.2.1. Реактор HFR, его эксплуатация и облучателъные эксперименты.

3.2.2. Облучателъное оборудование LYRA для AMES.

3.2.3. Конструкция облучательного устройства LYRA.

3.2.4. Держатель образцов в устройстве LYRA.

3.2.5. Загрузка образцов модельных сплавов для эксперимента LYRA-03.

3.2.6. Мониторы флакса для эксперимента LYRA-03.

3.2.7. Экспериментальные требования.

3.3. История облучательного эксперимента на модельных сплавах.

3.3.1. Температурная история.

3.3.2. Дозиметрические измерения.

3.3.3. Сравнение расчетных и измеренных доз облучения.

3.3.4. Демонтаж облучательного устройства LYRA.

3.4. Результаты испытания исходных образцов.

3.4.1. Ударные испытания.

3.4.2. Измерения твердости. У

3.5. Испытания облученных образцов.

3.6. Выводы.

4. АНАЛИЗ ОХРУПЧИВАНИЯ МОДЕЛЬНЫХ СПЛАВОВ.

4.1. Влияние никеля, меди и фосфора на сдвиги температуры вязко-хрупкого перехода.

4.2. Данные по сплавам с низким содержанием фосфора в зависимости от уровня содержания никеля.

4.3. Данные по сплавам со средним содержанием фосфора в зависимости от уровня содержания никеля.

4.4. Данные по сплавам с высоким содержанием фосфора в зависимости от содержания никеля.

4.5. Данные по сплавам с низким и средним содержанием меди в зависимости от содержания никеля.

4.6. Данные по сплавам с высоким и очень высоким уровнями содержания меди в зависимости от содержания никеля.

4.7. Данные по сплавам с низким уровнем содержания никеля в зависимости от содержания фосфора.

4.8. Данные по сплавам с очень высоким содержанием никеля в зависимости от содержания фосфора.

4.9. Данные по сплавам с высоким содержанием никеля в зависимости от содержания фосфора.

4. 10. Анализ корреляции между данными по всему набору сплавов и российским нормативным соотношением для химического фактора.

4. 11. Анализ корреляции между данными по всему набору сплавов и американским нормативным соотношением для химического фактора.

4. 12. Сравнение тенденций поведения модельных сплавов и некоторых коммерческих сталей.

4. 13. Новые усовершенствованные корреляционные соотношения.

Список литературы

1. Специальный список литературы.

2. L.M. Davies, «A Comparison of western and Eastern Nuclear Reactor Pressure Vessel Steels», EUR 17 327 EN AMES Report No. 10- 1997

3. K. Wallin, «Comparison of the Scientific Basis of Russian and European Approaches for evaluating irradiation effects in RPV’s», EUR 16 279 EN AMES Report No. 3, 1995

4. P. Petrequin, «A review of formulas for predicting irradiation embrittlement of RPV’s», EUR 16 455 EN AMES Report No. 6

5. USNRC Reg. Guide 1. 99 Rev. 2, Washington D C, May 1988

6. Debarberis, L. and Sordon, G. and Tjoa, G.L. «Ageing of Materials- Experimantal Study on Reference Steels at the IAM Petten», International Conference on Material Ageing and Component Life Extension, CISE, Italy, 1995

7. L. Debarberis, K. Torronen, S. Crutzen, U. von Estorff, H. Stamm, J. Markgraf, G. Sordon, «RPV steel embrittlement Experimental and Modelling Studies at the Institute for Advanced Materials, IAM», KTG Germany

8. Davies, L.M. «Neutron Irradiation Effects in Pressure Vessel Steels and Weldments», IAEA Specialist Meeting on Irradiation Embrittlement and Optimisation of Annealing, Paris, France, September 20−23, 1993

9. Lendell E. Steele, «Radiation Embrittlement of Nuclear Reactor Pressure Vessel Steels», An International Review, Second Volume, ASTM 1984, STP 909

10. Effects of Post-Irradiation Thermal Annealing on radiation Embrittlement of Cr-Mo-V Alloyed Weld Metals, ACTA POLYTECHNICA SCANDINAVICA, Mechanical Engineering Series N0. 132

11. Other Generic References on Topic, Section 6. 2

12. Debarberis, L. and Tjoa, G.L. «AMES Reference Laboratory JRC-IAM/ECN Petten», AMES SC (95)2, 1995

13. AMES Reference Laboratory JRC/IAM Petten, L. Debarberis and Lay Tjoa, European Commission DG XII Joint Research Centre -Institute for Advanced Materials, EUR 16 409, Petten, 1996

14. Web pages: AMES RELATED PROJECTShttp: //science. jrc. nl/www/jrc/iam/sci-unit/networks/ames/amesrelproj/ «MADAM Concerted Action», L. Debarberis et al., Proceedings1. FISA 99, Luxembourg.

15. REFEREE Shared Cost Action", L. Debarberis et al,

16. Proceedings FISA 99, Luxembourg.

17. RESQUE Shared Cost Action", L. Debarberis et al., Proceedings FISA 99, Luxembourg.

18. SINTER Concerted Action", L. Debarberis et al., Proceedings FISA 99, Luxembourg.

19. AMES-DOSIMETRY SCA", L. Debarberis et al., Proceedings FISA 99, Luxembourg.

20. TACT Concerted Action", L. Debarberis et al., Proceedings1. FISA 99, Luxembourg.

21. M. BEERS, LYRA EXPERIMENT, Assembly Report -SCI/9701. 01/MB/f Petten, December 1996

22. B. ACOSTA, M. BEERS, L. DEBARBERIS, G. SORDON, LYRA Experiment Project E304−01, IRRADIATION REPORT, JRC-IAM-Petten, SCI/9801. 001/BA/ba, 18−02−1998

23. B. ACOSTA, M. BEERS, L. DEBARBERIS, G. SORDON, LYRA Experiment Project E304−02 — IRRADIATION REPORT, JRC-IAM-Petten, SCI/9805. 0031/BA/ba, 14−07−1998

24. H. BERG — LYRA-03 EXPERIMENT, Assembly Report,. M/et 990 012 Petten, June 1999

25. LYRA 01 Experiment. Project E 304−01, Irradiation Report. February 1998.

26. LYRA 02 Experiment. Project E 304−02, Irradiation Report. July 1998.

27. High Flux Reactor (HFR) Petten- EUR 15 151 EN

28. LYRA 03 Experiment. Project E 304−03, Assembly Report. 1999. McGIRL, LYRA-304−03 (Sample Holder)

29. Quality Control and Commissioning, HFR/99/4566 Petten, June 1999

30. LYRA 03 Experiment. Project E 304−03, Irradiation Report. December 1999

31. Data Acquisition Computerized Online System, ECN 89−151 July 1989

32. Specimen Machining: Quality Control Inspection, Reference QCRepMAl, Petten, December 1999.

33. Standard Test Method for Vickers Hardness of Metallic Materials, E 92−82, ASTM, Annual Book of ASTM Standards. Section 3. Metals Test Methods and Analytical Procedures, 1996.

34. MODEL ALLOYS PROJECT Material Characterisation at the Ames Laboratory, L. DEBARBERIS, B. ACOSTA, A. KRYUKOV, M. BEERS AND C. McGIRL, SIC/CMG/990 902, JRC Petten, September 1999

35. Общий список литературы по теме диссертации (в алфавитном порядке).

36. Ahlf, J., Bellmann, D., Schmitt, F., Pott, G., (1989) The Consideration of Irradiation Embrittlement of RPV Steels in German Licensing Rules as Compared to Recent Results of Irradiation Experiments, Nuclear Engineering and Design 112 (1989) 155 164.

37. Ahlstrand, R., (1993) Flux Reduction and Other Mitigation Measures for RPVs, Int. J. Pres. Ves. & Piping 54 (1993) 259 266.

38. Akamatsu, M., Van Duysen, J., Pareige, P., Auger, P., (1995) Experimental Evidence of Several Contributions to the Radiation

39. Damage in Ferritic Alloys, Journal of Nuclear Materials 225 (1995) 192−195

40. Amaev, A" Kryukov, A., Levit, V., Platonov, P., Sokolov, M., (1994) Mitigation of Irradiation Damage by Annealing, International

41. Symposium Fontevraud III: Contribution of Materials Investigation to the Resolution of Problems Encountered in Pressurised Water Reactors, September 12 16, 1994, Fontevraud, France, SFEN, Paris, 1994, pp. 602 — 609.

42. Auger, P., Pareige, P., Akamatsu, M., Blavette, D., (1995) APFIM Investigation of Clustering in Neutron-Irradiated Fe-Cu Alloys and Pressure Vessel Steels, Journal of Nuclear Materials 225 (1995) 225 -230.

43. Becvar, F., Jiraskova, Y., Keilova, E., Kocik, J., Lestak, L., Prochazka, L, Sedlak, В., Sob, M., (1992) Positron Annihilation Studies of Neutron Irradiated CrMoV-Type Pressure Vessel Steel, Materials Science Forum, 105−110 (1992) 901 904.

44. Brauer, G., Liszkay, L., Molnar, В., Krause, R., (1991) Microstructural Aspects of Neutron Embrittlement of Reactor Pressure

45. Vessel Steels A View from Positron Annihilation Spectroscopy, Nuclear Engineering and Design 127 (1991) 47 — 68.

46. Brauer, G., Eichhorn, F., (1993b) Considerations about Irradiation-Induced Precipitates in Soviet Type Reactor Pressure Vessel Steels, Nuclear Engineering and Design 143 (1993) 301 307.

47. Brumovsky, M., Pav, Т., (1993) Surveillance of WWER-440C Reactor Pressure Vessels, Radiation Embrittlement of Nuclear Reactor

48. Pressure Vessel Steels: An International Review (Fourth Volume), ASTM STP 1170, L. E. Steele, Ed., American Society for Testing and Materials, Philadelphia, 1993, pp. 57 70.

49. Brumovsky, M., Brynda, J., (1996) Reactor Pressure Vessel Annealing Effective Mitigation Method, ICONE 4: ASME/JSME International Conference on Nuclear Engineering, March 10 -13, 1996, New Orleans, LA, Vol. 5, ASME, New York, 1996, pp. 307 — 312.

50. Buswell, J., Bischler P., Fenton, S, Ward, A., Phythian, W., (1993) Microstructural Developments in Neutron-Irradiated Mild Steel Submerged-Arc Weld Metal, Journal of Nuclear Materials 205 (1993) 198 -205.

51. Chernobaeva, A., Sokolov, M., Nanstad, R., Kryukov, A., Nikolaev, Y., Korolev, Y., (1997), Explotary Study of Irradiation, Annealing, and Reirradiation Effects on American and Russian Reactor Pressure

52. Vessel Steels, Eighth International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems Water Reactors, August 10 — 14, 1997, Amelia Island, Florida, American Nuclear Society, La Grange Park, 1997, pp. 871 — 882.

53. Corwin, W., Nanstad, R., Iskander, S., Haggag, F., (1992) Heavy-Section Steel Irradiation Program Summary, Nuclear Engineering and Design 134(1992) 227−243.

54. Eason, E, Wright, J., Nelson, E., Odette, G., Mader, E., (1995b) Models for Embrittlement Recovery Due to Annealing of Reactor Pressure Vessel Steels, NUREG/CR-6327, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, f 995, 59 p.

55. English, C., Phythian, W., Foreman, A., (1990) Considerations of Recoil Effects in Microstructural Evolution, Journal of Nuclear Materials 174 (1 990) 135- 1 40.

56. English, C., Fudge, A., McElroy, R., Phythian, W., Buswell, J., Bolton, C., Heffer, P., Jones R., Williams, Т., (1993) Approach and Methology for Condition Assessment of Thermal Reactor Pressure Vessels, Int. J. Pres. Ves. к Piping 54 (1993) 49 88.

57. Farrell, K., Mahmood, S., Stoller, R., Mansur, L., (1994) An Evaluation of Low Temperature Radiation Embrittlement Mechanisms in Femtic Alloys, Journal of Nuclear Materials 210 (1994) 268 281.

58. Fisher, S., Buswell, J., (1987) A Model for PWR Pressure Vessel Embrittlement. Int J. Pres. Ves. & Piping 27 (1987) 91 135.

59. Gurovich, В., Kuleshova, E., Lavrenchuk, O., (1996) Comparative Study of Fracture in Pressure Vessel Steels A533B and A508. Journal of Nuclear Materials 228 (1996) 330 337.

60. Hawthorne, J., (1982) Significance of Selected Residual Elements to the Radiation Sensitivity of A302-B Steels, Nuclear Technology 59 (1982) 440−455.

61. Hawthorne, J., (1989a) Irradiation-Anneal-Re-irradiation (IAR) Studies of Prototypic Reactor Vessel Weldments, NUREG/CR-5469. U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, 1989, 206 p.

62. Hawthorne, J., (1989b) Steel Impurity Element Effects on Postirradiation Properties Recovery by Annealing, NUREG/CR-5388. U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, 1989, 182 p.

63. Hawthorne, J., Hiser, A., (1990a) Investigations of Irradiation-Anneal-Reinadiation (IAR) Properties Trends of RPV Welds, NUREG/CR-5492. U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, 1990, 295 p.

64. Hawthorne, J., Hiser, A., (1990b) Influence of Fluence Rate on Radiation-Induced Mechanical Property Changes in Reactor Pressure Vessel Steels, NUREG/CR-5493. U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, 1990, 342 p.

65. Hawthorne, 1., (1996) Experimental Tests of Irradiation-Anneal-Reirradiation Effects on Mechanical Properties of RPV Plate and Weld Materials, SAND-96−0119, Sandia National Labs., Albuquerque, 1996, 186 p.

66. Heinish, H., (1991) Correlation of Mechanical Property Changes in Neutron-Irradiated Pressure Vessel Steels on the Basis of Spectral EA’ects, Journal of Nuclear Materials 178 (1991) 19 26.

67. Hanninen, H., (1993) Phenomena of Material Degradation with Time Relevant to Reactor Pressure Vessels, Int. J. Pres. Ves. & Piping 54 (1993) 9 -30.

68. Jenkins, M., Kirk, M., Phythian, 4., (1993) Experimental Studies of Cascade Phenomena in Metals, Journal of Nuclear Materials 205 (1993) 16−30.

69. August 30 September 3, 1987, Traverse City, Michigan, The Metallurgical Society, Warrendale, 1988, pp. Ill — 120.

70. Kocik, J., Keilova, E., (1990) Radiation Damage Structure of VVER (Cr-Mo-V Type) RPV Steels, Journal of Nuclear Materials 172 (1990) 126 129.

71. Koroev, Y., Ktyukov, A., Langer, R., Leitz, C., Nikolaev, V., Nikolaev, Y., Platonov, P., Rieg, C, Shtrombach, Y., (1997) The

72. Kryukov A., Platonov, P., Shtrombakh, Y., Nikolaev, V., Klausnitzer, E., Leitz, C., Rieg, C., (1996) Investigation on Samples Taken from Kozloduy Unit 2 Reactor Pressure Vessel, Nuclear Engineering and Design 160 (1996) 59 76.

73. Mansur, L., Farrell, K., (1997) Mechanisms of Radiation-Induced Degradation of Reactor Vessel Materials, Journal of Nuclear Materials 224 (1997)212−218.

74. McElroy, R., Williams, Т., Boydon, F., Hemsworth, В., (1993) Low Temperature Embrittlement of LWR RPV Support Structures, Int. J. Pres. Ves. & Piping 54(1993) 171 -211

75. August 30 September 3, 1987, Traverse City, Michigan, The Metallurgical Society, Warrendale, 1988, pp. 133 — 139.

76. Miller, M., Burke, M., (1992) An Atom Probe Field Ion Microscopy Study of Neutron-Irradiated Pressure Vessel Steels, Journal of Nuclear Materials 195 (1992) 68 82.

77. Nikolaev, Y., Nikolaeva, A., Kryukov, A., Levit, V., Korolyov, Y., (1995) Radiation Embrittlement and Thermal Annealing Behaviour of Cr-Ni-Mo Reactor Pressure Vessel Materials, Journal of nuclear Materials 226 (1995) 144 155.

78. Nikolaeva, A., Nikolaev, Y., Kryukov, A., (1994a) The Contribution of Grain Boundary Effects to Low-Alloy Steel Irradiation Embrittlement, Journal of Nuclear Materials 218 (1994) 85 93.

79. Nikolaeva, A., Nikolaev, Y., Kryukov, A., (1994b) Grain Boundary Embrittlement Due to Reactor Pressure Vessel Annealing, Journal of Nuclear Materials 211(1994) 236 243.

80. Onizawa, K., Suzuki, M., (1997) Correlation among the Changes in Mechanical Properties due to Neutron Irradiation for Pressure Vessel Steels, ISIJ International 37 (1997) 821 828.

81. Pachur, D., (1982) ' Annealing Mechanisms of Low-Alloy Reactor Pressure V 1 Steels Dependent on Irradiation Temperature and Neutron Fluence, Nuclear Technology 59 (1982) 463 475.

82. ТЕРМИНОЛОГИЯ. 7.1. Аббревиатуры.

83. AMES-EN Оценки и Исследования Старения Материалов

84. Кодирование Российских сталей.

85. Значения букв, используемых для кодировки Российских сталей, даны в таблице 7.1.

Заполнить форму текущей работой