 |
Ядерна фізика та енергетика
ISSN:
1818-331X (Print), 2074-0565 (Online) |
| Home page | About |
Full text (ru) Prediction of radiation swelling of VVER-1000 reactors baffle ring for service life up to 30–60 years
O. S. Kalchenko, V. V. Bryk, V. M. Voyevodin, M. P. Lazarev
National Science Center Kharkiv Institute of Physics and Technology, Kharkiv, Ukraine
Abstract: In the paper, based on data concerning the swelling of steel 18Cr10NiTi under irradiation in BOR-60 fast reactor and ESUVI heavy ion accelerator, prediction of dependence of swelling on the temperature and irradiation dose in the wide range of dose rates is presented. These are used to calculate the cross-sectional swelling of the baffle ring of VVER-1000 reactor during extended service life of 30 - 60 years.
Keywords: austenitic steel, pressure vessel internals, ion irradiation, reactor irradiation, modeling function.
References:1. Garner F. A., Greenwood L. R., Harvod D. L. Potential High Fluence Response of Pressure Vessel internals constructed from Austenitic Stainless Steels. Sixth Int. Symp. on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors. Ed. by R. E. Gold and E. P. Simonen. The Minerals, Metals and Materials Society (1993) p. 783.
2. Edwards J., Simonen E. P., Garner F. A. et al. Influence of irradiation temperature and dose gradients on the microstructural evolution in neutron-irradiated 316SS. J. Nucl. Mater. 317 (2003) 32. https://doi.org/10.1016/S0022-3115(03)00003-5
3. Неустроев В. С., Дворецкий В. Г., Островский З. Е. et al. Исследования микроструктуры и механических свойств стали Х18Н10Т после облучения в активной зоне реактора ВВЭР-1000. ВАНТ. Сер. "Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение" 3 (2003) 73.
4. Garner F. A., Edwards D. J., Bruemmer S. M. et al. Recent developments concerning potential void swelling of PWR internals constructed from austenitic stainless steels. Contribution of Materials Investigation to the Resolution of Problems Encountered in Pressured Water Reactors: Int. Symp. (Fontevraud, 5 Sept. 2002) CD format, no page numbers.
5. Неустроев В. С., Голованов В. Н., Шамардин В. К. Радиационное охрупчивание материалов ТВС в температурном интервале максимума распухания. Атомная энергия 69 (1990) 223.
6. Цай К. В. Микроструктурные особенности радиационного распухания и упрочнения аустенитных нержавеющих сталей, облученных в реакторах БН350 и ВВР-К: Дис. ... д-ра физ.-мат. наук: 01.04.07 (Алматы, 2010) 242 с.
7. Троянов В. М., Лихачев Ю. И., Хмелевский М. Я. и др. Оценка и анализ термомеханического поведения элементов ВКУ реакторов ВВЭР с учетом эффектов облучения. Сб. докл. 5-й межотрасл. конф. по реакторному материаловедению, Димитровград, 8 - 12 сент. 1997 г. (Димитровград, 1998) Т. 2, c. 3.
8. Неустроев В. С., Белозеров С. В., Макаров Е. И., Островский З. Е. Экспериментальные исследования влияния типа напряженного состояния на радиационное распухание и ползучесть аустенитных сталей. Отрасл. семинар "Физика радиационных повреждений материалов атомной техники" (Обнинск, 21 - 23 апр. 2009).
9. Шарый Н. В. Методы расчетного обоснования прочности и динамика конструкций реакторных установок для АЭС с ВВЭР: Автореф. дис. ... д-ра техн. наук: 05.14.03, 01.02.06 (Подольск, 2008).
10. Kalchenko A. S., Bryk V. V., Lazarev N. P. et al. Prediction of swelling of 18Cr10NiTi austenitic steel over a wide range of displacement rates. J. Nucl. Mater. 399 (2010) 114. https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2010.01.010
11. Вотинов С. Н., Прохоров В. И., Островский З. Е. Облученные нержавеющие стали (Москва: Наука, 1987) 128 с.
12. Зеленский В. Ф., Неклюдов И. М., Черняева Т. П. Радиационные дефекты и распухание металлов (Київ: Наук. думка, 1988) 296 с.
13. Марголин Б. З., Федорова В. А., Курсевич И. П. и др. Проблемы и подходы к оценке работоспособности элементов ВКУ ВВЭР: Междунар. науч.-техн. конф. "Конструкционная прочность материалов и ресурс оборудования АЭС" (Киев, 20 - 22 мая 2009).