Низкотемпературная радиационная повреждаемость аустенитных сталей, облученных в исследовательских и энергетических реакторах тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.07, доктор технических наук Неустроев, Виктор Степанович

• Неустроев, Виктор Степанович
• доктор технических наук
• 2006

Оглавление диссертации доктор технических наук Неустроев, Виктор Степанович

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ.

Глава 1. Общая характеристика радиационных явлений в облученных нейтронами аустенитных сталях и сплавах.

1.1. Общая характеристика микроструктуры и радиационной пористости.

1.1.1. Закономерности распада пересыщенных твердых растворов.

1.1.2. Фазовый распад в аустенитных нержавеющих сталях, используемых в атомной энергетике, при старении.

1.2. Закономерности распада твердого раствора аустенита при облучении.

1.2.1. Фазовые превращения под облучением в сталях и сплавах атомной энергетики.

1.2.2. Связь выделения вторичных фаз и радиационной пористости.

1.2.3. Эволюция дислокационной структуры.

1.3. Закономерности в развитии радиационной пористости, распухания в облученных сталях и сплавах.

1.3.1. Зависимость макропараметров процесса распухания от условий облучения.

1.4. Взаимосвязь радиационной ползучести и распухания аустенитных сталей, облученных в реакторе БОР-бО.

1.5. Радиационное упрочнение и охрупчивание аустенитных сталей и сплавов, взаимосвязь радиационно-индуцированных изменений механических свойств с микроструктурой и распуханием.

Глава 2. Объекты исследования и методические вопросы проведения экспериментов.

2.1. Условия облучения исследованных элементов, облученных нейтронами в реакторах ВВЭР-1000, СМ, БОР-бО.}б

2.2. Шестигранные чехлы ТВС активной зоны и экранных сборок реактора БОР-бО, изготовленные из стали 12Х18Н10Т.

2.3. Элементы ТВС из промышленных и опытных сталей и сплавов реакторов на быстрых нейтронах.

2.4. Методы исследований.

Глава 3. Микроструктура и фазовые превращения в сталях типа Х18Н10Т аустеиитного класса, облученных в различных реакторах.

3.1. Исходная структура.

3.2. Микроструктура и вакансионная пористость стали после нейтронного облучения.

3.2.1. Облучение в реакторе ВВЭР-1000.

3.2.2. Облучение в реакторе СМ.

3.2.3. Облучение в экране реактора БОР-бО при небольших повреждающих дозах.

3.2.4. Облучение в качестве чехлов ТВС активной зоны реактора БОР-бО.

3.2.5. Облучение в качестве чехлов экранных сборок реактора БОР-бО.

3.3.Обсуждение результатов исследований микроструктуры и пористости в стали

Х18Н10Т облученной в различных реакторах.

Выводы по главе.

ГЛАВА 4. Закономерности развития вакансионной пористости и распухания аустенитных сталей.

4.1. Закономерности влияния параметров облучения на распухание и вакансионную пористость аустенитных сталей и сплавов.

4.1.1. Распухание сталей аустеиитного класса с основой XI6Н15.

4.1.2. Распухание аустенизированной стали 12Х18Н10Т. Влияние скорости набора повреждающей дозы на распухание.

4.2. Влияние предварительной термомеханической обработки на вакансионную пористость и радиационное распухание аустенитных сталей.

4.3. Сравнение влияния холодной, теплой и горячей деформаций на распухание аустенишых сталей и сплавов.

4.3. Влияние напряжений на распухание и параметры вакансионной пористости аустенитных сталей.

Выводы по главе.

Глава 5. Радиационная ползучесть аустенитных сталей при низких температурах облучения.

5.1. Зависимость деформации ползучести от параметров облучения и химического состава аустенитных сталей.

5.2. Расчет модулей ползучести, зависимости модуля ползучести от повреждающей дозы и эквивалента никеля.

5.3. Взаимосвязь радиационной ползучести и радиационного распухания.

5.4. Взаимосвязь радиационной ползучести и распухания в реальных элементах реакторов на быстрых нейтронах.

Выводы по главе.

Глава 6. Радиационно-индуцированные изменения механических свойств сталей и сплавов.

6.1. Низкотемпературное упрочнение стали 06Х18Н10Т, облученной в реакторе ВВЭР-1000.

Выводы по первой части главы.

6.2. Механические свойства аустенитных сталей и сплавов в температурном интервале существования распухания.

6.2.1. Характер разрушения сильнораспухающих образцов сталей.

6.2.2. Основные макрочерты радиационного охрупчивания аустенитных сталей, вызванного распуханием.

6.2.3. Дозно - температурная область существования радиационного охрупчивания, вызванного распуханием.

6.2.4. Микроструктурные аспекты ОВР.

6.3.5. Механизмы ОВР.

6.2.6. Влияние трещин в образцах аустенитных сталей, облученных до высоких повреждающих доз, на их механические свойства.

6.2.7. Влияние отжига на параметры микроструктуры и механические свойства распухающих сталей.

6.3. Исследования разрушения шестигранников ТВС реактора БОР-бО.

Выводы по второй части главы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Низкотемпературная радиационная повреждаемость аустенитных сталей, облученных в исследовательских и энергетических реакторах»

Актуальность работы. Развитие атомной энергетики в ближайшие годы будет связано не только со строительством новых атомных станций, но и с продлением назначенного срока службы уже действующих реакторов ВВЭР, что отражено во многих межотраслевых программах как одно из наиболее актуальных направлений политики Федерального Агентства по Атомной энергии. Обоснование длительного (30 лет) проектного срока эксплуатации ядерных реакторов ВВЭР и продление его на 1015 лет и далее потребовало изучения закономерностей низкотемпературной радиационной повреждаемости аустенитных сталей, облученных нейтронами при условиях эксплуатации, характерных для различных устройств и частей этих реакторов.

Особенностью элементов внутрикорпусных устройств ВКУ и, в первую очередь, выгородки реактора ВВЭР-1000, является то, что в процессе эксплуатации (за 30 лет) они накапливают весьма значительную нейтронную повреждающую дозу (по разным оценкам максимальная повреждающая доза составляет от 50 до 75 смещений на атом) и имеют достаточно высокий уровень температур в массиве выгородки (по некоторым оценкам от 280 до 460 °С), обусловленный поглощением у - квантов и нейтронов. В силу того, что температуры и повреждающие дозы в сечениях выгородки реактора ВВЭР-1000 имеют большие градиенты, возможно возникновение больших внутренних напряжений, которые по оценкам могут оказаться выше исходного предела текучести материала ВКУ.

При таких условиях эксплуатации в материалах различных конструкций ВКУ будут проявляться такие радиационные явления как: радиационно - индуцированное изменение микроструктуры, радиационное распухание, ползучесть, упрочнение и охрупчива-ние и их взаимосвязь. Присутствие градиентов температур, повреждающих доз и напряжений лишь усилит эти эффекты.

При низких температурах облучения наблюдаются радиационно - индуцированные сегрегации основных элементов стали (Ni, Cr, Fe) на стоках дефектов, поэтому важно исследовать не только сталь 08Х18Н10Т - материал ВКУ реакторов ВВЭР, но и близкие по составу аустенитные стали, позволяющие распространить частные выводы, относящиеся к отдельным сталям, на весь класс аустенитных сталей.

Различные аспекты исследований радиационных явлений и их взаимосвязей в аусте-нитных сталях при низких температурах облучения отнесены к числу наиболее принципиальных задач и актуальных фундаментальных и прикладных исследований и включены в программы различного уровня, в том числе отраслевые и межотраслевые.

Теоретической основой, которая предопределила успешное решение поставленной проблемы, и исходной базой для исследований явились труды ученых в области реакторного материаловедения, радиационной физики конденсированных сред (твердого тела): Н.П. Агаповой, В.Н. Быкова, Г.Г. Бондаренко, С.Н. Вотинова, Б.Н. Гощицкого, А.Г. Залужного, А.Г. Иолтуховского, Б.А. Калина, Ю.В. Конобеева, С.Т. Конобеев-ского, И.М. Неклюдова, З.Е. Островского, A.M. Паршина, П.А. Платонова, В.И. Прохорова, Ф.Г. Решетникова, В.Ф. Реутова, В.В. Сагарадзе, В.К. Шамардина, В.А. Цы-канова и других советских, российских и зарубежных ученых.

В этой связи определение закономерностей низкотемпературной радиационной повреждаемости аустенитных нержавеющих сталей при температурах облучения (265460 °С) при возможных в ВКУ повреждающих дозах (3-100 сна) при эксплуатации в течение 30 и далее до 45 лет позволяет обосновать продление назначенного срока службы реакторов ВВЭР, что можно квалифицировать как решение научной проблемы, имеющей важное народнохозяйственное значение.

Цель работы - экспериментальное определение закономерностей низкотемпературной радиационной повреждаемости: распухания, ползучести, изменения микроструктуры и механических свойств в аустенитных сталях, облученных в различных реакторах в условиях характерных для ВКУ ВВЭР (Тобл.= 265-460 °С, повреждающая доза 3-100 сна, напряжения) для обоснования и продления их назначенного срока службы.

Для достижения цели были решены следующие задачи:

• уточнена эволюция радиационно-индуцированной микроструктуры российских сталей аустенитного класса с основами Х18Н10иХ16Н15 после облучения в различных реакторах при низких температурах облучения;

• выявлены и уточнены закономерности влияния повреждающей дозы, скорости набора повреждающей дозы, напряжений, температуры облучения и исходного состояния на распухание сталей основами Х18Н10 и Х16Н15 при указанных условиях облучения;

• изучены взаимосвязь радиационной ползучести и распухания аустенитных сталей в экспериментах с разборными материаловедческими пакетами в реакторе БОР-бО. Определены зависимости модулей ползучести от повреждающей дозы и химического состава сталей;

• установлены закономерности низкотемпературного радиационного упрочнения аустенитных сталей, облученных в реакторах ВВЭР, взаимосвязь упрочнения с параметрами микроструктуры;

• выявлена взаимосвязь охрупчивания с распуханием и изменениями микроструктуры сталей и сплавов в температурном интервале существования распухания;

• получены данные о взаимосвязи радиационных явлений в реальных элементах ВКУ, активной зоны и экрана различных реакторов.

Научная новизна

• Получены новые систематические комплексные экспериментальные данные по распуханию и формированию вакансионной пористости в аустенитных сталях с основой Х16Н15 и Х18Н10, отличающихся исходными состояниями, облученных в различных реакторах при температурах от 280 до 460 °С в интервале повреждающих доз от 1 до 100 сна.

• Впервые получены данные по влиянию напряжений на параметры микроструктуры и распухания сталей с основой Х16Н15, облученных нейтронами.

• Получены новые данные по влиянию температуры предварительной (исходной) деформации на радиационное распухание и параметры микроструктуры сталей и сплавов аустенитного класса.

• Впервые доказано влияние скорости набора дозы на параметры микроструктуры и радиационное распухание стали Х18Н10Т, а также обнаружен сдвиг распухания в низкотемпературную область при уменьшении скорости набора дозы, что важно для обоснования и продлении срока службы элементов ВКУ реакторов ВВЭР.

• На основе проведения экспериментов в разборных материаловедческих пакетах в реакторе БОР-бО получены новые данные по влиянию условий облучения и химического состава на деформацию и модули радиационной ползучести аустенитных сталей.

• Получены новые экспериментальные данные, подтверждающие правильность модели взаимосвязи ползучести и распухания. Определены коэффициенты в этой зависимости для российских аустенитных сталей.

• Получены новые данные по низкотемпературному упрочнению стали Х18Н10Т после низкотемпературного (265-320 °С) облучения в реакторах ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 и его взаимосвязи с параметрами микроструктуры.

• Впервые при исследовании оболочек твэлов, чехлов и других внутрикорпусных устройств реакторов БОР-бО, БН-350 и БН-600, изготовленных из сталей с основой Х16Н15 и Х18Н10, обнаружено новое явление - охрупчивание, вызванное распуханием. Этот тип охрупчивания имеет характерные черты, определяющие его проявление во всех распухающих аустенитных сталях при облучении во всех реакторах на быстрых нейтронах.

Практическая значимость. Полученные результаты важны для понимания физических процессов, протекающих в металлах и сплавах под облучением и возможных причин деградации физико-механических свойств материалов изделий активных зон реакторов на быстрых нейтронах и внутрикорпусных устройств реакторов на тепловых нейтронах.

Обобщенные зависимости радиационных эффектов позволяют прогнозировать поведение материалов при высоких уровнях повреждающих доз, и могут стать основой для принятия решений о продлении назначенного срока службы ВКУ реакторов ВВЭР. Кроме того, эти результаты помогут проводить селекцию радиациогно-стойких материалов при указанных условиях облучения (265-460 °С, 3-100 сна). Результаты исследований были использованы для:

• принятия решения о продлении ресурса ВКУ блоков №3 и №4 с реакторами ВВЭР-440 НВАЭС, блоков №1 и №2 Кольской АЭС;

• оптимизации химического состава перспективных конструкционных материалов для изделий активных зон ЯЭУ;

• обоснования повторного облучения ТВС с малым выгоранием в реакторе БОР-бО, что позволило получить значительный экономический эффект;

• продления назначенного срока службы гильз СУЗ реактора БОР-бО из нового высоконикелевого сплава;

• определения безопасного срока эксплуатации чехлов ТВС в активной зоне, а также чехлов экранных сборок из аустенитных сталей в реакторе БОР-бО.

Апробация работы. Основные результаты диссертационной работы были доложены на Всесоюзных и Международных семинарах и конференциях: 13-22-ой Международных конференциях по влиянию облучения на материалы (ASTM) в СТЛА (1986, 1988, 1990, 1992, 1994, 1996, 1998, 2000, 2002, 2004 гг.), 3-12-ой Международных конференциях по материалам термоядерных реакторов (ICFRM) (Япония, 1989 г., США, 1991 г., Италия, 1993 г., Россия, 1995 г., Япония, 1997 г., Германия, 2001 г., Япония, 2003 г., США, 2005 г.), 1-7-ой Всесоюзных и Межотраслевых конференциях по реакторному материаловедению (Димитровград, 1980, 1988, 1992, 1995, 1997, 2000, 2003 гг.), Международной конференции «Ядерная и радиационная физика» (Алматы, 1997 г.), XII, XV, XVII Международных конференциях по физике радиационных повреждений и радиационному материаловедению (г. Алушта, Украина, 1998, 2002, 2006 гг.), 2-й Международной конференции по радиационному материаловедению (Алушта, Украина, 1990 г.), Международной конференции по радиационному воздействию на материалы термоядерных реакторов (Ленинград, 1990 г.), 4-й Международной конференции по исследованию и разработке конструкционных материалов для реакторов термоядерного синтеза (Дубна, 1990 г.), Международной конференции по физике радиационных эффектов в металлах (Венгрия, 1991 г.), 4-6-й Международных конференциях «Вклад исследований материалов в разрешение проблем водяных реакторов под давлением» (Фонтенвро, Франция, 1998, 2002, 2006 гг.), Научно-практической конференции Союза материаловедческих обществ России «Новые функциональные материалы и экология» (Москва, 2002 г.), Восьмой и девятой международных конференциях «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС» (Санкт-Петербург - Сосновый Бор, 2004 г., Санкт-Петербург-Пушкин, 2006 г.), на VI, VII Всесоюзных школах по физике радиационных повреждений (г.Алушта, 1987 г., 1989 г.), Технических комитетах МАГАТЭ, посвященных методам исследования топлива водяных реакторов после облучения (Вена, Австрия, 1990), влиянию высоких доз облучения на свойства материалов конструкционных и топливных материалов активных зон перспективных реакторов (Обнинск, 1997 г.), влиянию флакса на свойства реакторных материалов (Гусь-Хрустальный, 2004 г.), поведению ВКУ различных реакторов и их технологии замены и ремонта (Эрланген, Германия, 2004 г.), 3-6-ом Международных Уральских

Семинарах «Радиационная физика металлов и сплавов» (Снежинск, 1999, 2001, 2003, 2005 гг.), XIII-XVI Международных Совещаниях «Радиационная физика твердого тела» (Севастополь, Украина, 2003-2006 гг.), Первой рабочей группе, посвященной неразрушающим измерениям распухания в ВКУ ВВЭР и PWR (Киото, Япония, 2003), многих семинарах и двухсторонних встречах с российскими и зарубежными специалистами, заседаниях КНТС по реакторному материаловеденлю, КНТС по физике радиационных повреждений материалов атомной техники, Научного совета УрО РАН по радиационной физике твердого тела. На защиту выносятся:

1. Закономерности влияния повреждающей дозы, температуры облучения, напряжений и скорости набора дозы, характерных для ВКУ ВВЭР, на параметры микроструктуры и распухания аустенитных сталей типа Х18Н10 и Х16Н15, облученных в различных реакторах (БОР-бО, БН-350, БН-600, СМ, ВВЭР-1000, ВВЭР-440) в интервале температур 265-460 °С,

2. Результаты сравнительных исследований и закономерности влияния на распухание и вакансионную пористость исходной холодной и теплой деформаций для сталей с основой Х16Н( 15-11).

3. Комплекс результатов исследования радиационной ползучести сталей в реакторе БОР-бО с использованием разборных материаловедческих пакетов, включающие:

• закономерности влияния повреждающей дозы, напряжений и эквивалента никеля на модуль ползучести сталей в интервале повреждающих доз от 3 до 100 сна при температурах облучения 350-420 °С;

• доказательство правильности использования линейной модели, связывающей скорость деформации ползучести и скорость распухания отечественных аустенитных сталей; установление коэффициентов в ней.

4. Результаты исследования и закономерности радиационно - индуцированных изменений механических свойств и их взаимосвязи с микроструктурой аустенитных сталей с основами Х( 16-18)Н( 10-15), облученных в различных реакторах (ВВЭР-1000, ВВЭР-440, БОР-бО) при температурах от 265 до 460 °С.

5. Результаты исследований и закономерности нового явления в аустенитных сталях с основами Х(16-18)Н(10-15) - охрупчивания, вызванного распуханием. и

6. Результаты исследований закономерностей и взаимосвязей радиационных явлений: распухания, ползучести, изменения микроструктуры, упрочнения и охрупчивания в реальных изделиях различных реакторов, ставших составной частью материало-ведческого обоснования продления назначенного срока службы реакторов 3-го и 4-го блоков Нововоронежской и 1-го и 2-го блоков Кольской АЭС. Совокупность полученных в работе результатов (отмеченных в 1989 году дипломом Лауреата отраслевой премии в области радиационной повреждаемости материалов и некоторые результаты, признанные в 1997 году важнейшими фундаментальными результатами года в области радиационной физики твердого тела), а также сформулированные на их основе выводы можно квалифицировать как решение научной проблемы, имеющей важное народнохозяйственное значение (продление назначенного срока службы внутрикорпусных устройств реакторов ВВЭР).

Личный вклад автора. В период с 1978 по 2006 гг. Неустроев B.C. исполнитель, ответственный исполнитель и руководитель ряда тем по исследованиям радиационных явлений в аустенитных сталях и сплавах, облученных в различных реакторах. Автором осуществлялась постановка задач на исследование сталей и сплавов, статистическая обработка, обобщение и анализ полученных данных, предложение и развитие моделей, непосредственное получение большинства экспериментальных данных, приведенных в работе.

Объем и структура диссертации. Диссертация состоит из введения, семи глав и выводов и изложена на 231 страницах, включая 28 таблиц, 108 рисунков и список литературы из 227 наименований.

Заключение диссертации по теме «Физика конденсированного состояния», Неустроев, Виктор Степанович

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ

1. Установлены закономерности низкотемпературной радиационной повреждаемости и получены новые данные по радиационным явлениям в аустенитных сталях, облученных нейтронами в исследовательских и энергетических реакторах при условиях характерных для внутрикорпусных устройств реакторов ВВЭР, что стало составной частью материа-ловедческого обоснования продления назначенного срока службы реакторов 3-го и 4-го блоков Нововоронежской и 1-го и 2-го блоков Кольской АЭС.

2. Для условий характерных для ВКУ ВВЭР получены новые данные по эволюции микроструктуры аустенитных сталей с основой Х18Н10Т, облученных нейтронами в реакторах БОР-бО, ВВЭР-1000, СМ в интервале повреждающих доз от 0 до 80 сна и температур от 285 до 400 °С: формируется ансамбль пор, зарождающихся при температурах выше 300-310 °С на скоплениях вакансий (матричное зарождение), а с ростом повреждающей дозы и температуры облучения на частицах вторых фаз; размер пор увеличивается с ростом повреждающей дозы, а концентрация пор возрастает до максимума в начальном периоде облучения с дальнейшим ее снижением за счет механизмов коалесценции; уровень насыщения плотности дислокаций в этих сталях при

11 ^ указанных температурах облучения примерно одинаков и составляет (1.5-2)х 10 см' при повреждающих дозах выше 5-10 сна; формируются карбиды (как внутри, так и по границам зерен), содержащие ряд легирующих элементов (Ti, W, Mo, Nb, Si и др.), и мелкодисперсные частицы, которые по совокупности признаков можно идентифицировать как G(M<5Ni16Si7)^a3y.

3. Для температур, существующих в выгородке реактора ВВЭР-1000, получены новые данные и изучены закономерности распухания и развития пористости в сталях с основой Х16Н15 и стали Х18Н10Т:

• подтверждена линейная модель зависимости распухания от повреждающей дозы при различных температурах облучения и определены основные ее параметры (скорости и инкубационные периоды распухания и их изменения с температурой облучения);

• впервые обнаружено, что уменьшение скорости набора дозы приводит к увеличению распухания аустенитных сталей с основой Х18Н10Т за счет уменьшения инкубационного периода, к сдвигу температурной зависимости распухания в область низких температур, что может повлиять на увеличение распухания в ВКУ реакторов ВВЭР;

• впервые определены закономерности влияния напряжений на распухание и пористость облученных сталей аустенитного класса с основой Х16Н15, что может определять распухание материала ВКУ реакторов ВВЭР: о обнаружено, что распухание увеличивается линейно с ростом напряжений при температурах облучения от 330 до 640 °С, коэффициент Р = (0.4-1.0)* 10"2 МГК1 в этой зависимости хорошо совпадает с коэффициентами, полученными для аустенитных сталей иностранного производства (304, 316 и др.); о с ростом температуры облучения возрастает роль напряжений в процессе распухания аустенитных сталей - увеличивается скорость и уменьшается инкубационный период

• Определены закономерности влияния предварительной деформации на распухание аустенитных сталей с основой Х16Н(15-11)МЗ, облученных в различных реакторах на быстрых нейтронах: о получены новые данные по влиянию «теплой» (250-440 °С) деформации, которая может появиться в выгородке ВВЭР-1000 при значительных напряжениях в начале эксплуатации, на уменьшение распухания; о подтверждено, что холодная деформация снижает распухание сталей за счет увеличения инкубационного периода, возрастающего с ростом температуры облучения в интервале 400-520 °С. 4. Впервые в экспериментах по радиационной ползучести сталей аустенитного класса, проведенных в реакторе БОР-бО в разборных материаловед ческих пакетах, установлены закономерности, занимающие важное место в оценке релаксации напряжений в ВКУ ВВЭР:

• построены обобщенные дозные зависимости модуля ползучести для сталей с основой Х16Н15, в которых выделены три стадии: снижение модуля, связанное с резким упрочнением сталей на начальной стадии облучения, увеличение модуля за счет начала процесса распухания, насыщения модуля на уровне, зависящем от температуры облучения;

• впервые экспериментально показано, что модуль ползучести минимален для стали с малым никелевым эквивалентом (6 %) и максимален для сталей с никелевым эквивалентом около 20 %, дальнейшее повышение никелевого эквивалента приводит к снижению модуля при температуре облучения около 400 °С в реакторе БОР-бО;

• подтверждена правильность использования модели, связывающей скорость радиационной ползучести и распухания исследованных сталей. Определены коэффициенты в этой модели Во=М0 МПа"1-сна"1 и D=0,6-10'2 МПа"1, находящиеся в хорошем согласии с данными для зарубежных сталей.

5. Впервые получены экспериментальные данные по низкотемпературному упрочнению сталей Х18Н10Т, облученных непосредственно в реакторах ВВЭР при условиях характерных для ВКУ этих реакторов:

• для этих сталей подтверждена правильность использования математического вы

1 /9 ражения Да0.2 = A(l-exp(-Kt/D0)) , для описания дозной зависимости упрочнения, определены коэффициенты в этом уравнении;

• доказано, что упрочнение сталей при низких температурах облучения, связанное с дефектами кристаллического строения, описывается в рамках модели Орована. Уточнены коэффициенты упрочнения, определяющие «жесткость» барьеров-дефектов (дислокации и петли - 0.25, частицы вторых фаз - 0.8, поры -1.0) для облученных аустенитных сталей;

• определено, что при небольших временах облучения важную роль в упрочнении играют дислокационные петли, а при больших длительностях облучения основную роль в упрочнении играют вторичные фазы, поры и их комплексы

6. Впервые при исследовании элементов реакторов БОР-бО, БН-350 и БН-600 обнаружено новое явление - охрупчивание, вызванное распуханием. Этот тип охрупчива-ния имеет характерные черты, определяющие его проявление во всех «распухающих» аустенитных сталях (с основами Х16Н15, Х18Н10) и может ограничивать срок службы элементов ТВС и ВКУ ВВЭР.

• Предложены феноменологические модели, объясняющие роль вакансионных пор, вторичных фаз и комплексов пора-частица в охрупчивании материалов. Определены критические величины распухания (5-10 %), определяющими "нулевые" значения характеристик пластичности и резкое снижение прочности материалов оболочек твэлов и чехлов ТВС.

• Предложены обобщенные характеристики микроструктуры для описания охрупчи-вания такие как: суммарное расстояние между дефектами кристаллического строения; ширина зоны свободной от дефектов вблизи границ зерен; а также соотношение ме^ду ними, определяющие при разных температурах испытания вид разрушения; отношение диаметра пор к расстоянию между ними, при больших значениях которого (больших 0.4), облегчается зарождение и развитие микротрещин в материалах, содержащих поры.

7. Полученные закономерности низкотемпературной радиационной повреждаемости радиационных явлений и их взаимосвязей) подтверждены комплексом экспериментальных исследований реальных элементов активных зон и экрана исследовательских и энергетических реакторов, что позволило продлить назначенный срок службы таких изделий.

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Неустроев, Виктор Степанович, 2006 год

1. Зеленский В.Ф., Казачковский О.Д., Решетников Ф.Г., Цыканов В.А. Физические проблемы радиационного материаловедения. Вопр. атомн. науки и техн. Сер.: Атомное материаловед., 1981, вып. 4(18), с. 3-18.

2. Прохоров В.И., Колесников А.Н., Красноселов В.А. Радиационное распухание:: Аналитический обзор. Димитровград: НИИАР, 1972. 45 с.

3. Онуфриев В.Д., Агеев B.C. Радиационное распухание нержавеющих сталей и сплавов: Аналитический обзор. М.: ВНИИНМ, 1978, № 5(31). 43 с.

4. Garner F.A. Irradiation performance of cladding and structural steels in liquid metal reactors. Materials Science and Technology A: Comprehensive Treatment, 1994, v. 10A, p. 419-543.

5. Цофин В.И., Банюк Г.Ф., Драгунов Ю.Г., Комолов В.М. Проблемы продления срока службы реакторов ВВЭР первого поколения. В сб.: Докл. VI Российской конф. по реакторному материаловедению. Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2001, т. 1, с. 186-190.

6. Ru§6ak М., Zamboch М., Erben О. The program of lifetime of WWER reactor internals. В сб.: Докл. VI Российской конф. по реакторному материаловедению. Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2001, т.З, ч. 1, с. 97-112.

7. Doran D.G. Fundamental radiation effects studies in the fusion materials program. -J. Nucl. Mater., 1982, v. 108&109, p. 279-286.

8. Straalsund J.L., Powell R.W., Chin B.A. An overview of neutron irradiation effects in LHFBR Materials. J. Nucl. Mater., 1982, v. 108&109,. p. 299-305.

9. Вотинов C.H., Прохоров В.И., Островский З.Е. Облученные нержавеющие стали. М.: Наука, 1987.- 128 с.

10. Зеленский В.Ф., Кирюхин Н.М., Неклюдов И.М. и др. Высокотемпературное радиационное охрупчивание материалов: Аналитический обзор. Харьков: ХФТИ, 1984. 47 с.

11. Прохоров В.И. Радиационное упрочнение и охрупчивание сплавов вследствие реакторного облучения. В сб.: Докл. Всес. школы по внутриреакторным методам исследований, Димитровград, НИИАР, 1978, с. 49-85.

12. Бескоровайный Н.М., Калин Б.А., Платонов П.А., Чернов И.И. Конструкционные материалы ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1995. 704 с.

13. Физическое материаловедение/ Под ред. Р. Кана. М.: Мир, 1968. т. 24. -90 с.

14. Гуляев А.П. Металловедение. М.: Металлургия, 1986. 544 с.

15. Мартин Дж. Микромеханизмы дисперсионного твердения сплавов. М.: Металлургия, 1983. 165 с.

16. Гольдштейн М.И., Фарбер В.М. Дисперсионное упрочнение стали. М.: Металлургия, 1979. 208 с.

17. Фарбер В.М. Природа дисперсионного упрочнения стабильных аустенитных сталей при выделении карбидных фаз. В кн.: Структура и свойства немагнитных сталей. М.: Металлургия, 1982, с. 77-82.

18. Келли А., НиколсонР. Дисперсионное твердение. М.: Металлургия, 1966. 300 с.

19. Ньюкирк Д.Б. Старение сплавов. М.: Металлургиздат, 1962, с. 12-27.

20. Хачатурян Л.Г. Теория фазовых превращений и структура твердых растворов. М.: Наука, 1974.-384 с.

21. RowclifFe A.F., Nicholson R.B. Quenching defects and precipitation in a phosphorus-containing austenitic stainless steel. Acta Metallurgica, 1972, v. 20, p. 143-155.

22. Williams T.M., Titchmarsh J.M. Silicon-rich phase in austenitic alloys. J. Nuc. Mater., 1981, v. 98, p. 223-226.

23. Металловедение и термическая обработка стали/ Справочник, т. 2: Основы термической обработки/ Под ред. М. JL, Бернштейна, А. Г. Рахштадта. М.: Металлургия, 1983. 368 с.

24. Maziasz P.J., McHague C.J. Microstructural evolution in annealed austenitic steels during neutron irradiation. International Materials Reviews, 1987, v. 32, p. 190-219.

25. Maziasz P.J. Formation and stability of radiation-induced phases in neutron-irradiated austenitic and ferritic steels. J. Nuc. Mater., 1989, v. 169, p. 95-115.

26. Williams T.M., Titchmarsh J.M., Arkell P.R. Void swelling and precipitation in neutron-irradiated niobium-stabilized austenitic steel. J. Nuc. Mater., 1982, v. 107, No. 2-3,. p. 222-244.

27. Makenas B.J. Swelling of 20% Cold-worked type 316 stainless steel fuel pin cladding and ducts. In: Proc. of 12th Internat. Symp. on Effects of Radiation on Materials, ASTM STP 870, ASTM, Philadelphia, 1985, p. 202-211.

28. Агапова Н.П., Агеев B.C., Онуфриев В.Д. и др. Электронно-микроскопическая идентификация выделений в состаренной стали 0Х16Н15МЗБ. Известия АН СССР. Сер. Физическая, 1974, т.38, № 11, с. 23-51.

29. Сокурский Ю.Н., Агеев B.C., Агапова Н.П. и др. Пластинчатые выделения фазы Лавеса в стали 0Х16Н15МЗБ, облученной в БОР-бО до флюенса 4,5-Ю22 нейтр./см2 (Е>0,1 МэВ). Атомная энергия, 1981, т. 50, вып. 4, с. 265-269.

30. Brailsford A.D., Mansur L.K. The effect of precipitation-matrix interface sinks on the growth of voids in the Matrix. J. Nucl. Mater., 1981, v. 103&104, p. 1403-1408.

31. Rowclife A.F., Lee E.H. High temperature radiation damage phenomena in complex alloys J. Nucl. Mater., 1982, v. 108-109, p. 306-318.

32. Brager H.R., Garner F.A. Swelling as a consequence of Me23(C,Si)6 formation in neutron irradiation 316 stainless steel. J. Nucl. Mater., 1978, v. 73, p. 9-19.

33. Brager H.R., Garner F.A. Microchemical evolution of neutron-irradiated stainless steel. In: Proc. of 10th Internat. Symp. on Effects of Radiation on Materials, ASTM STP 725, ASTM, Philadelphia, 1981, p. 478-483.

34. Gittus J.H., Miodonick A.P. Predicting the Effect of Irradiation upon the Constitution of Fusion Reactor Materials. J. Nucl. Mater., 1979, v. 85&86, p. 621-625.

35. Brailsford A.D., Bullough R. Void growth and its relation to intrinsic point defect properties. J. Nucl. Mater., 1978, v. 69&70, p. 434-438.

36. Mansur L.K. Theoretical evolution of a mechanism of precipitate-enhanced cavity swelling during irradiation. Phil. Mag., 1981, v. 44, p. 867-872.

37. Цыканов B.A., Решетников Ф.Г., Шамардин B.K. и др. Радиационные исследования конструкционных материалов, облученных в реакторе БОР-бО. Вопр. атомн. науки и техн. Сер.: Атомное материаловед., 1985, вып. 1 (18), с.45-53.

38. Bloom E.E., Stiegler J.O. Effects of irradiation on substructure and mechanical properties of metals and alloys. In: Proc. Internat. Symp. on Effects of Radiation on Materials, STP 529, 1973, Philadelphia, Pa, ASTM, p. 360-382.

39. Brager H.R., Straalsund J.L. Microstructure evolution in neutron irradiated 316 stainless steel. J. Nucl. Mater., 1973, v. 46, p. 134-140.

40. Brager H.R., Straalsund J.L. Frank loop development in neutron irradiated cold-worked type 316 stainless steel. J. Nucl. Mater., 1973, v. 47, p. 105-111.

41. Barton P.J., Eyre B.L., Stow D.A. The structure of fast-reactor irradiated solution-treated AISI type 316 steel. J. Nucl. Mater., 1977, v. 67, p. 181-193.

42. Brager H.R., Straalsund J.L., Holmes J.J., Bates J.F. Frank loop evolution in irradiated stainless steels Metallurgical Transactions, 1971, v. 2, p. 1893-1897.

43. Norris D.I. Evolution of dislocation in irradiated austenitic alloys. Radiat. Effects, 1972, v. 14, p. 1-12.

44. Nonis D.I. Dislocation in irradiated austenitic Steels. Radiat Effects, 1972, v. 15, p. 1-8.

45. Stoller R.E. Modeling dislocation evolution in irradiated alloys. Metallurgical Transactions A, 1990, v. 21A, p. 1829-1837.

46. Красноселов В.А. Зависимость радиационного распухания аустенитных нержавеющих сталей от повреждающей дозы и температуры облучения. Сборник трудов, Димигровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1997, вып. 3, с. 143-154.

47. Brown С., Butle, I.K., Fulton E.I. Void swelling studies of austenitic fuel pin cladding materials irradiated in the Dounray fast reactor. Actes Conf. Int., Ajaccio, 1979. Gif-sur-Ivette, p. 129-136.

48. Bergmann H.J., Haas D., Herschbach K. Irradiation induced creep and swelling of cold-worked W.-Nr. 1.4981 irradiated in the Rapsodie reactor. In: Proc of Intern. Conf. on

49. Radiation Effects in Breeder Reactor Structural Materials, Scottsdale, Arizona, 1977, New1. York, 1977, p. 241-251.

50. Boutard J.L., Brun G., Lehmann J. et al. Le gonflement des aciers 316. Actes Conf. Int., Ajaccio, 1979. Gif-sur-Ivette, p. 137-144.

51. Цыканов B.A., Давыдов Е.Ф., Кузьмин В.И. и др. Изучение работоспособности твэлов с оболочками из стали 0Х16Н15МЗБ в аустенизированном и холодноде-формированном состояниях/ Препринт НИИАР-29(482). Димитровград. 1981. 28 с.

52. Weiner R.A., Boltax A. Comparison of high-fluence swelling behavior of austenitic stainless Steels. In: Proc. of 10th Internal Symp. Effects of Radiation on Materals, ASTM STP 725, ASTM, Philadelphia, PA, 1981, p. 484-499.

53. Kenfield Т., Appleby W. et al. Swelling of type 316 stainless Steels at high fluence in EBR-II. J. Nucl. Mater., 1978, v. 75, part 1, p. 85-97.

54. Bergmann H.J. et al. Examination of swelling and irradiation creep of austenitic stainless steel W.-Nr. 1.4981 CW. Actes Conf. Int., Ajaccio, 1979, Gif-sur-Ivette, p. 37-47.

55. Weiner R.A., Boltax A. Stress effect on the void swelling incubation period. J. Nucl. Mater., 1977, v. 68, p. 141-153.

56. Чуев B.B., Ланских B.H., Огородов A.H. и др. Работоспособность ТВС быстрых реакторов. В кн.: Исследование конструкционных материалов элементов активной зоны быстрых натриевых реакторов. Екатеринбург: УрО РАН, 1994, с. 85-140.

57. Seran J.L., Dupouy J.M. The swelling of solution annealed 316 cladding in Rapsodie and Phenix In: Proc. of 11th Internat. Symp. Effects of Radiation on Materials, ASTM STP 782, ASTM, Philadelphia, 1982, p. 5-16.

58. Porter D.L., Garner F.A. Swelling of 304L in response to simultaneous variation in stress and displacement rate. In: Proc. of 12th Internat. Symp. on Effects of Radiation on Materials, ASTM STP 870, ASTM, Philadelphia, 1985, p. 233-240

59. Bates J.F., Gilbert ER. Effects of stress on swelling in 316 SS. J. Nucl. Mater., 1978, v. 71, P. 286-294.

60. Egnell L. Properties of 15-19% Cr, 15-35% Ni, Mo, Ti, В steels for fast Reactor Fuel Element Cladding. В сб.: Труды конф. по реакторному материаловедению. Алушта, 1978, ХФТИ, Харьков, 1980, т. 2, с. 161-180.

61. Островский З.Е., Прохоров В.И. Температурная зависимость параметров радиационной пористости оболочек твэлов из стали 0Х16Н15МЗБР. В сб.: Труды конф. по реакторному материаловедению. Алушта, 1978, ХФТИ, Харьков, 1980, т. 5, с. 334-345.

62. Park J.Y., Wechsler M.S. The effect of rare-earth additions on microstructure and irradiation swelling of an Fe-Ni-Cr Cladding alloy. Transaction, 1983, Winter Meeting, San Francisco, California, 1983, v. 45, p. 283-284.

63. Okamoto P.R., Wiedersich H. Segregation of Alloying Elements to Free Surfaces During Irradiation. J. Nucl. Mater., 1974, v. 53, p. 336-345.

64. Maziasz P.J. Overview of Microstructural Evolution in neutron-irradiated austenitic stainless steels. J. Nucl. Mater., 1993, v. 205, p. 118-145.

65. Garner F.A., Gilbert E.R., Porter D.L. Stress-enhanced swelling of metals during irradiation. In: Proc. of 10th Intern. Symp. on Effects of Radiation on Materials, ASTM STP 725, ASTM, Philadelphia, 1981, p. 680-697.

66. Herschbach K., Schneider W., Erlich K. Bestrahlungsinduziertes kriechen und schwellen des austenitischen werkstoffes NR 1.4981 zwischen 400 und 500 °C (RIPCEX I). J. Nucl. Mater., 1981, v. 101, p. 326-335.

67. Walters L.C., McVay G.L., Hudman G.D. Irradiation-induced Swelling in 316 and 304L stainless steel. In: Proc. of Intern. Symp. on Radiat. Effects in Breeder Reactor Structural Materials, New York., The Metallurgical Society of AIME, 1977, p. 277-294.

68. Puigh R.J., Gilbert E.R., Chin B.A. An In-reactor correlation for 20% cold worked AISI 316 stainless steel In: Proc. of 11th Intern. Symp. on Effects of Radiation on Materials, ASTM STP 782, ASTM, Philadelphia, 1982, p. 108-121.

69. Erlich K. Irradiation creep and interrelation with swelling in austenitic stainless steels. J. Nucl. Mater., 1981, v. 100, p. 149-166.

70. Morris D.G. Creep in type 316 stainless steel. Acta Metallurgica, 1978, v. 26, p. 1143-1151.

71. Mathews J.R., and Finnis M.W. Irradiation creep models an overview. - J. Nucl. Mater., 1988, v. 159, p. 257-285.

72. Garner F.A., Porter D.L. Irradiation creep and swelling of AISI 316 to exposures of 130 dpa at 385-400 °C. J. Nucl. Mater., 1994, v. 212-215, p. 604-607.

73. Toloczko M.B., Gamer F.A., Eiholzer C.R. Irradiation creep and swelling of US fusion heats of HT9 and 9Cr-lMo to 208 dpa at -400 °C. J. Nucl. Mater., 1994, v. 212-215, p. 604-O07.

74. Toloczko M.B., Gamer F.A. Relationship between swelling and irradiation creep in cold-worked PC A stainless steel irradiated to ~ 178 dpa at ~400 °C. J. Nucl. Mater., 1994, v. 212-215, p. 509-513.

75. Garner F.A., Porter D.L., Makenas B.J. A third stage of irradiation creep involving its cessation at high neutron exposures of 130 dpa at 385-400 °C. J. Nucl. Mater., 1987, v. 148, p. 279-287.

76. Красноселов B.A., Прохоров В.И., Колесников A.H., Островский З.Е. Формоизменения и напряжения в чехловых шестигранниках вследствие радиационного распухания и ползучести/ Препринт НИИАР-17 (470), Димитровград, 1981. 25 с.

77. Красноселов В.А., Колесников А.Н., Прохоров В.И. Исследование радиационного изменения формы шестигранного чехла материаловедческой сборки реактора БОР-бО. Атомная энергия, 1987, т. 63, вып. 4, с. 240-242.

78. Bagley K.Q., Barnaby J.W., Fraser A.S. In: Proc. of the Intern. Conf. on Irradiation

79. Embrittlement and Creep in Fuel Cladding and Core Components, London, British Nuclear Energy Society, 1972, p. 143-153.

80. Fish R.L. Mechanical properties of AISI 304 SS irradiated in EBR-II In: Proc. of Intern. Symp. Effects of Radiation on Substructure and Mechanical Properties of Metals and Alloys, ASTM STP 529, ASTM, Philadelphia, 1973, p. 149-164.

81. Brager H.R., Blackburn L.D., Greenslade, D.L. The dependence on displacement rate of irradiation-induced changes in microstructure and tensile properties of AISI 304 and 316. J. Nucl. Mater., 1984, v. 122-123, p. 332-337.

82. Garner F.A., Hamilton M.L., Panayotov N.F., Johnson G.D. The microstructural origins of yield strength changes in AISI 316 during fission or fusion irradiation. -J. Nucl. Mater., 1981, v. 103-104, p. 803-808.

83. Бернштейн H.A., Займовский B.A. Структура и механические свойства металлов, М.: Металлургия, 1970. 472 с.

84. Красноселов В.А., Косенков В.М., Лобода Е.М. и др. Материаловедческое исследование гильзы компенсирующего стержня реактора БОР-бО, облученной дозой 1.6* 1023 нейтрУсм2 (Е>0,1 МэВ). Атомная энергия, 1978, т. 54, вып. 3, с. 228-234.

85. Красноселов В.А., Колесников А.Н., Прохоров В.И. и др. Экспериментальные исследования радиационной ползучести нержавеющих сталей/ Препринт НИИ-АР 16 (469) - Димигровград, 1981. - 28 с.

86. Голованов В.Н., Повстянко А.В., Неустроев B.C. и др. Материаловедческое исследование гильзы СУЗ реактора БОР-бО. Атомная энергия, 1985, т. 59, вып. 4. с. 289-293.

87. Неустроев B.C., Буланова Т.М., Шамардин В.К. и др. Воздействие нейтронных потоков в реакторе БОР-бО на материал чехлов из хромомарганцевой стали, -ФизХОМ. Т.6, 1989. С.5-8

88. Неустроев B.C., Голованов В.Н., Повстянко А.В., Шамардин В.К. Изменение механических свойств стали 0Х16Н15МЗБ в температурном интервале радиационного распухания/ Препринт. НИИАР 30 (711). М.: ЦНИИатоминформ, 1986. - 21 с.

89. Неустроев B.C., Голованов В.Н., Повстянко А.В. и др. Радиационное распухание оболочек штатных твэлов реакторов на быстрых нейтронах. Вопр. атомн. науки и техн. Сер.: Физика радиац. поврежд и радиац. материаловед, 1988, вып. 1(3), с. 95-104.

90. Голованов В.Н., Шамардин В.К., Неустроев B.C. и др. Опыт облучения ТВС с использованием высоконикелевых сплавов в реакторе БОР-бО. В сб.: Тез. докл. II Всес. конф. по реакторному материаловед. М.: ЦНИИатоминформ, 1988, с. 69.

91. Неустроев B.C., Шамардин В.К, Ожигов Л.С. Влияние напряжения на радиационную ползучесть и распухание стали типа Х16Н15МЗБ. Вопр. атомн. науки и техн. Сер.: Физика радиац. поврежд и радиац. материаловед., 1989, вып. 1(52), с. 20-25.

92. Неустроев B.C., Голованов B.H., Шамардин В.К. Радиационное охрупчивание материалов оболочек твэлов и чехлов ТВС в температурном интервале максимума распухания. Атомная энергия, 1990, т. 69, вып. 4, с. 223-226.

93. Бородин О.В., Брык В.В., Неустроев B.C. и др. Распухание и фазовая стабильность стали Х18Н10Т, облученной в реакторе БОР-бО. В сб.: Труды Междунар. конф. по радиац. материаловед, Харьков, ХФТИ, 1990, т.З, с. 64-69.

94. Митрофанова Н.М., Боголепов М.Г., Неустроев B.C. и др. Микролегирование аустенитной нержавеющей стали 0Х16Н15МЗБ бором с целью повышения радиационной стойкости. В сб.: Труды Междунар. конф. по радиац. материаловед, Харьков, ХФТИ, 1990, т.З, с. 27-34.

95. Neustroev V.S., Shamardin V.K. Povstyanko A.V. Microstructure features of embrit-tlement in irradiated steels and alloys. -In: Proc. Intern. Conf. on Physics of Irradiation Effects in Metals, 1991, Siofok, Hungary, p. 562-566.

96. Бородин O.B., Воеводин B.H., Неустроев B.C. и др. Исследование микроструктуры стали Х18Н10Т, облученной в реакторе БОР-бО. Атомная энергия, 1991, т.70, вып. 3, с. 159-163.

97. Неустроев B.C., Шамардин В.К. О связи микроструктуры и характера разрушения стали Х18Н10Т, облученной нейтронами до 70 сна. Атомная энергия, 1991, т. 71, вып. 4, с. 345-348.

98. Dvoretzky V.G., Kanashov В. A., Neustroev V.S. et al. Development of technology for mass post-irradiation examination of BN-Reactor fuel pins. In: Post-Irradiation Examination Techniques for Water Reactor Fuel, IAEA, Vienna, 1991, p. 87-94.

99. Неустроев B.C., Повстянко A.B., Шамардин В.К. Микроструктурные аспекты охрупчивания облученных аустенитных сталей и сплавов. Вопр. атомн. науки и техн. Сер.: Материаловедение и новые материалы, 1992, вып. 2(46), с. 58-64.

100. Зеленский В.Ф., Ожигов Л.С., Неустроев B.C. и др. Реакторные испытания сталей ХНС. Вопр. атомн. науки и техн. Сер.: Материаловедение и новые материалы, 1992, вып. 2(46), с. 24-40.

101. Неустроев B.C., Островский З.Е., Шамардин В.К и др. Влияние изменения температурного режима облучения твэлов реактора БОР-бО на их распухание. Вопр. атомн. науки и техн. Сер.: Материаловедение и новые материалы, 1992, вып. 2(46), с. 50-58.

102. Неустроев B.C., Буланова Т.М., Шамардин В.К. и др. Распухание и механические свойства промышленных высоконикелевых сплавов. В кн.: Воздействие облучения на материалы ТЯР. СПб.: ЦНИИКМ «Прометей», 1992, с. 41.

103. Shamardin V.K., Bulanova Т.М., Neustroev V.S. et al. Study of Fe-12Cr-20Mn-W-C austen-itic steels irradiated in the SM-2 reactors. -J. Nucl. Mater., 1992, v. 191-194, p. 706-711.

104. Неустроев B.C., Буланова Т.М., Повстянко А.В., Шамардин В.К. Вызванное распуханием охрупчивание облученных аустенитных сталей и сплавов. В сб.: Докл. III Межотраслевой конф. по реакторному материаловедению. Димитровград: НИИАР, 1994, т. 2, с. 31-55.

105. Неустроев B.C., Шамардин В.К. Исследование эффекта изменения формы чехла ТВС * промышленного реактора на быстрых нейтронах. В сб.: Докл. П1 Межотраслевойконф. по реакторному материаловедению. Димитровград: НИИАР, 1994, т. 2, с. 81-89.

106. Неустроев B.C. К вопросу о механизмах охрупчивания облученных аустенитных сталей и сплавов. В сб.: Докл. IV Межотраслевой конф. по реакторному материаловедению. Димитровград: ГНЦ НИИАР, 1996, т. 3, с. 98-109.

107. Shamardin V.K., Bulanova T.M., Golovanov V.N. et al. Change in the properties of Fe-Cr-Ni and Fe-Cr-Mn austenitic steels under mixed and fast neutron irradiation. -J. Nucl. Mater., 1996, v. 233-277, p. 162-168.

108. Неустроев B.C., Шамардин В.К. Среднетемпературное радиационное охрупчива-ние аустенитных сталей и сплавов, облученных в реакторах на быстрых нейтронах. Физ. мет. и металловед., 1997, т. 83, № 5, с. 134-142.

109. Неустроев B.C., Шамардин В.К. К вопросу о взаимосвязи радиационных явлений в облученных аустенитных сталях. В сб.: Докл. V Межотраслевой конф. по реакторному материаловедению. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1998, т. 2, ч. 1, с. 270-282.

110. Неустроев B.C., Шамардин В.К. Влияние микролегирования на радиационную стойкость никеля, облученного в реакторе БОР-бО. В сб.: Труды ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1998, вып. 1, с. 21-36.

111. Неустроев B.C., Шамардин В.К Взаимосвязь радиационных явлений в облученных нейтронами сталях. Вопр. атомн. науки и техн. Сер.: Физика радиац. поврежд. и радиац. материаловед., 1998, вып. 3(69), 4(70), с. 98-99.

112. Неустроев B.C., Островский 3.E., Шамардин В.К. Влияние напряжений на радиационное распухание и параметры вакансионной пористости облученных нейтронами аустенитных сталей. Физ. мет. и металловед., 1998, т. 86, вып. 1, с. 115-125.

113. Neustroev V.S., Ostrovsky Z.E., Shamardin V.K. Effect of stress on irradiation-induced swelling and vacancy void formation in neutron-irradiated austenitic steels. -The Physics of Metals and Metallography, 1998, v. 86, No. 1, p. 79-85.

114. Neustroev V.S., Shamardin V.K. Radiation phenomena interconnection in die irradiated austenitic steels. В сб.: Тез. докл. Ш Междунар. Уральского семинара по радиационной физике металлов и сплавов, Снежинск, 1999, с. 42.

115. Neustroev V.S., Shamardin V.K. Irradiation creep of austenitic steels irradiated up to high damage dose. In: Proc. of 19th Intern. Symp. on Effects of Radiation on Materials,, ASTM STP 1366, ASTM, West Conshohocken, PA, 2000, p. 645-654.

116. Ilyin A.M., Neustroev V.S., Shamardin, V.K. et al. Influence of combined thermome-chanical treatment on impurity segregation in ferritic-martensitic and austenitic stainless steels. J. Nucl. Mater., 2000, v. 283-287, p. 694-696.

117. Neustroev V.S., Shamardin V.K. Effect of chemical composition on irradiation creep of stainless steels irradiated in the BOR-6O reactor at 420 °C. J. Nucl. Mater., 2002, v. 307-311, p. 343-346.

118. Стали высоколегированные и сплавы коррозионностойкие, жаростойкие и жаропрочные (марки и технические требования)/ ГОСТ 5632-72. М.: Издательство стандартов. 1988. 57 с.

119. Определение содержания легирующих элементов в сталях типа Х18Н10Т эмис-сионно-спектральным методом с индуктивно-связанной плазмой/ Методика измерений, per. № 510 по Реестру методик ГНЦ РФ НИИАР, 2000. 22 с.

120. Оболочки облученных и необлученных твэлов/ Методика выполнения измерений характеристик механических свойств при растяжении кольцевых образцов из тонкостенных труб из сталей и сплавов. СТП 086-288-99. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1999. 35 с.

121. Прохоров В.И., Финько А.Г., Минеев Р.И. Экспериментальное определение рабочей длины кольцевых образцов из оболочек твэлов при поперечном растяжении/ Препринт НИИАР, П-23 (317). Димигровград: НИИАР, 1977. 32 с.

122. Marwick AD. Segregation in irradiated alloys: The inverse Kirkendall effect and the effect of constitution on void stability.-J. Phys. F: Metal Phys., 1978, v. 8, No. 9, p. 1849-1860.

123. Porollo S. I., Konobeev Yu. V., Dvoriashin А. М., et al. Void swelling at low displacement rates in annealed X18H10T stainless steel at 4 to 56 dpa and 280-332 °C. -J. Nucl. Mater., 2002, v. 307-311, p. 339-342.

124. Бондаренко АИ., Конобеев Ю.В. Коагуляция пор в металлах при высоких дозах облучения. Вопр. атомн. науки и техн. Сер.: Топливные и конструкционные материалы, 1976, вып. 2(5), с. 35-40.

125. Щербак В.И., Дмитриев В.Д. Развитие пористости вблизи и на границах зерен в облученном нейтронами никеле. Физ. мет. и металловед., 1987, т. 64, вып. 5, с. 961-965.

126. Забудько JI.M., Лихачев Ю.И., Прошкин А.А. Работоспособность ТВС быстрых реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1988. 188 с.

127. Uehira A., Mizuta S, Ukai S., Puigh R.J. Irradiation creep of llCr-0.5Mo-2W,V,Nb fer-ritic-martensitic, modified 316, and 15Cr-20Ni austenitic S.S. irradiated in FFTF to 103— 206 dpa. J. Nucl. Mater, 2000, v. 283-287, part 1, p. 396-399.

128. Garner F.A, Toloczko M.B. and Sencer B.H. Comparison of swelling and irradiation creep behavior of fcc-austenitic and bcc-ferritic/martensitic alloys at high neutron exposure. J. Nucl. Mater, 2000, v. 276, p. 123-142.

129. Porter D.L., Hudman G.D., Garner F.A. Irradiation creep and swelling of annealed type 304L stainless steel at -390 °C and high neutron fluence in EBR-II. J. Nucl. Mater., 1991, v. 179-181, p. 581-587.

130. Горбатов B.K., Рошзянов А.Я., Самсонов Б.В. Некоторые результаты исследования радиационной ползучести нержавеющих сталей. Атомн техн. за рубежом, 1980,№6, с. 8-15.

131. Kalinin G.M., Rodchenkov B.S., Pechenkin V.A. Specification of stress limits for irradiated 316L(N)-IG steel in ITER structural design criteria. J. Nucl. Mater., 2004, v. 329-333, p. 567-574.

132. Odette G.R., Lucas G.E. The Effects of intermediate temperature irradiation on the mechanical behavior of 300-series austenitic stainless steels. J. Nucl. Mater., 1991, v. 179-181, p. 572-576.

133. Bailat C., Almazouzi A., Baluc N. et aL The effect of irradiation and testing temperature on tensile behavior of stainless steels. J. Nucl. Mater., 2000, v. 283-287, p. 446-450.

134. Аверин С.А., Сафонов В.А., Солонин М.И. Физические аспекты разрушения оболочек твэлов ядерных реакторов. Вопр. атомн. науки и техн. Сер.: Физика радиад. поврежд. и радиац. материаловед., 1990, вып. 3(54), с. 62-68.

135. Fissolo A., Cauvin R., Hugot J.-P., Levy V. Influence of swelling on irradiated CW titanium modified 316 embrittlement. In: Proc. of 14th Intern. Symp. on Effects of Radiation on Materials, ASTM STP 1046, ASTM, Philadelphia, 1990, p. 700-713.

136. Mils W.J. Fracture toughness of irradiated stainless steel and alloys, HEDL SA -3471, Hanford Engineering Laboratory Report, Richland, WA, 1986, p. 37-46

137. Busby J.T., Hash M.C., Was G.S. The relationship between hardness and yield stress in irradiated austenitic and fenitic steels. J. Nucl. Mater., 2005, v. 336, p. 267-278.

138. Гольдштейн М.И., Литвинов B.C., Бронфин Б.М. Металлофизика высокопрочных сплавов. М.: Металлургия, 1986. 213 с.

139. Goods S.H., Brown L.M. The nucleation of cavities by plastic deformation. Acta Metallurgica, 1979, v. 27, p. 1-17.

140. Brown L.M., Embuiy J.F. The microstructure and design of alloys. In: Proc. of III Intern. Conf. on Strength of Metals and Alloys, The Institute of Metals, 1973, v. 1, p. 164-180.

141. Цутида Э. Концентрация напряжений в месте образования сферических дефектов. Нихон кикай гаккай си, 1976, т. 79 (693), с. 789