Распухание и микроструктура оболочечных сталей ЭИ-847, ЭП-172, ЧС-68 после эксплуатации твэлов реактора БН-600 тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Поролло, Сергей Иванович

• Поролло, Сергей Иванович
• кандидат технических наук
• 2008

Оглавление диссертации кандидат технических наук Поролло, Сергей Иванович

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1 МЕХАНИЗМЫ ПОВРЕЖДАЕМОСТИ ОБОЛОЧЕК ТВЭЛОВ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ ПРИ ВЫСОКИХ УРОВНЯХ ВЫГОРАНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА.

1.1 Характер повреждения оболочек твэлов реактора БН-600.

1.2 Деградация прочностных свойств и охрупчивание материала оболочек твэлов.

1.3 Снижение коррозионной стойкости материала оболочек твэлов.

1.4 Напряженно-деформированное состояние оболочек твэлов в сечениях максимального увеличения диаметра.

Выводы к Главе 1.

ГЛАВА 2 АУСТЕНИТНЫЕ ХРОМО-НИКЕЛЕВЫЕ СТАЛИ

КАК МАТЕРИАЛ ОБОЛОЧЕК ТВЭЛОВ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ С НАТРИЕВЫМ

ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ.

2.1 Требования к материалу оболочек твэлов быстрых реакторов.

2.2 Анализ зарубежных программ по разработке материалов для оболочек твэлов быстрых реакторов.

2.2.1 США.

2.2.2 Япония.

2.2.3 Европа.

2.3 Фазовый состав сталей аустенитного класса в исходном состоянии и после термических выдержек.

2.4 Фазовый состав сталей аустенитного класса после нейтронного облучения.

Выводы к Главе 2.

ГЛАВА 3 МИКРОСТРУКТУРА И РАСПУХАНИЕ АУСТЕНИТНЫХ НЕРЖАВЕЮЩИХ СТАЛЕЙ, ОБЛУЧЕННЫХ В КАЧЕСТВЕ ОБОЛОЧЕК ТВЭЛОВ РЕАКТОРА БН-600.

3.1 Материалы и методики эксперимента.

3.1.1 Конструкция твэла и TBC реактора БН-600.

3.1.2 Характеристика материала оболочек твэлов.

3.2 Условия эксплуатации твэлов.

3.3 Методики исследования.

3.3.1 Измерение диаметра твэлов.

3.3.2 Гидростатическое взвешивание.

3.3.3 Электронно-микроскопические исследования.

3.4 Сталь ЭИ-847 (0Х16Н15МЗБ) в аустенизированном состоянии.

3.5 Сталь ЭИ-847 (0Х16Н15МЗБ) в холодно-деформированном состоянии.

3.6 Сталь ЭП-172 (0Х16Н15МЗБР) в холодно-деформированном состоянии.

3.7 Сталь ЧС-68 (06Х16Н15М2Г2ТФР) в холодно-деформированном состоянии.

Выводы к Главе 3.

ГЛАВА 4 АНАЛИЗ ЭВОЛЮЦИИ МИКРОСТРУКТУРЫ ОБЛУЧЕННЫХ НЕЙТРОНАМИ СТАЛЕЙ С ТОЧКИ ЗРЕНИЯ ИХ СОПРОТИВЛЕНИЯ К ВАКАНСИОННОМУ РАСПУХАНИЮ.

4.1 Анализ дозно-температурных зависимостей распухания сталей ЭИ-847А, ЭИ-847 х.д., ЭП-172 х.д. и ЧС-68 х.д.

4.1.1 Сталь ЭИ-847 в аустенизированном состоянии.

4.1.2 Сталь ЭИ-847, 20 % х.д.

4.1.3 Стали ЭП-172 и ЧС-68 в холодно-деформированном состоянии.

4.2 Влияние содержание кремния на распухание стали

ЭИ-847 в аустенизированном состоянии.

4.3 Расчет фактора предпочтения для исследованных сталей на основе полученных микроструктурных данных.

4.3.1 Сталь ЭИ-847 х.д.

4.3.2 Сталь ЭП-172 х.д.

4.3.3 Сталь ЧС-68 х.д.

4.4 Оценка влияния различных микроструктурных составляющих на распухание аустенитных нержавеющих сталей.

4.4.1 Фазовый состав.

4.4.2 Дислокационная структура.

Выводы к Главе 4.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Распухание и микроструктура оболочечных сталей ЭИ-847, ЭП-172, ЧС-68 после эксплуатации твэлов реактора БН-600»

Актуальность темы. Реакторы на быстрых нейтронах являются важной составляющей атомной энергетики, и их роль в будущем будет возрастать. Высокая экономичность и конкурентоспособность быстрых реакторов может быть обеспечена лишь при достижении глубокого выгорания ядерного топлива. Опыт эксплуатации быстрых реакторов показывает, что основным препятствием в достижении высоких выгораний топлива в настоящее время является недостаточная радиационная стойкость оболочек твэлов. Как показывают послереакторные материаловедческие исследования, под действием нейтронов происходит значительная деградация физико-механических свойств материала оболочек, что, в конечном счете, приводит к разрушению твэлов. Одним из наиболее значимых факторов, способствующих преждевременному разрушению твэлов, является вакансионное распухание оболочечного материала. Открытое в 1967 году [1] явление вакансионного распухания аустенитных нержавеющих сталей (void swelling) до настоящего времени остается предметом интенсивного изучения. Это обусловлено теми негативными последствиями, которые оно может оказывать на работоспособность элементов активной зоны быстрых реакторов. Первым следствием образования пор является увеличение объема материала. Отсутствие насыщения распухания на приемлемом уровне и, напротив, его ускорение с ростом повреждающей дозы приводит к значительному распуханию (изменение объема 30 % и более) и, как следствие, к значительному увеличению размеров элементов активной зоны, изготовленных из аустенитных нержавеющих сталей. Высокая чувствительность распухания к температуре облучения и повреждающей дозе приводит к искажениям формы компонент активной зоны из-за градиентов температуры и дозы. Вторым следствием высокого распухания является практически полное охрупчивание конструкционных материалов при достижении ими определенного уровня распухания [2,3]. Для оболочек твэлов быстрых реакторов вызванное распуханием увеличение диаметра сопровождается аномально высоким коррозионным повреждением оболочек со стороны топливной композиции. Долгое время считалось, что распухание конструкционных материалов - это явление, присущее лишь быстрым реакторам с высоким уровнем радиационных повреждений и температур. Вместе с тем есть данные [4,5] об образовании и росте вакансионных пор в условиях, характерных для тепловых реакторов, например, в компонентах внутрикорпусных устройств ВВЭР, изготавливаемых из аустенитных сталей, и, таким образом, становится ясно, что проблема создания материалов с высоким сопротивлением к распуханию становится как никогда актуальной.

Цель работы и задачи исследования. Целью работы являлось изучение характеристик вакансионного распухания и эволюции микроструктуры аустенитных нержавеющих сталей ЭИ-847, ЭП-172 и ЧС-68 при высокодозном нейтронном облучении и исследование основных механизмов повреждения оболочек твэлов реактора БН-600 при высоких уровнях выгорания ядерного топлива. Для достижения цели были решены следующие задачи:

• установлены основные факторы, приводящие к значительной деградации физико-механических свойств материала оболочек твэлов промышленного реактора БН-600 при высоких уровнях выгорания;

• определены дозно-температурные зависимости распухания аустенитных нержавеющих сталей ЭИ-847, ЭП-172 и ЧС-68 применяемых в качестве материала оболочек твэлов реактора БН-600;

• исследованы закономерности изменения дислокационной структуры и фазового состава облученных нейтронами сталей ЭИ-847, ЭП-172 и ЧС-68 в зависимости от повреждающей дозы и температуры облучения.

Личный вклад автора. Результаты диссертации, полученные непосредственно ее автором:

• проведены электронно-микроскопические исследования оболочек твэлов после облучения в реакторе БН-600;

• установлены зависимости характеристик вакансионной пористости и дислокационной структуры исследованных сталей от дозы и температуры облучения, их исходной структуры и состава;

• построены дозно-температурные диаграммы существования вторичных фаз в облученных сталях;

• установлена взаимосвязь различных микроструктурных составляющих с характеристиками распухания исследованных сталей.

Научная новизна работы.

1. Впервые получены дозно-температурные зависимости параметров вакансионных пор (размер, концентрация, объемная доля) в облученных нейтронами до высоких повреждающих доз отечественных аустенитных нержавеющих сталях ЭИ-847, ЭП-172 и ЧС-68.

2. Впервые определены закономерности эволюции дислокационной структуры и построены дозно-температурные диаграммы существования вторичных фаз в облученных нейтронами сталях ЭИ-847 А, ЭИ-847 х.д., ЭП-172 х.д. и ЧС-68 х.д.

3. Получены новые данные о характере повреждения оболочек твэлов быстрых реакторов при высоких выгораниях и установлена их взаимосвязь с вакансионным распуханием материала оболочек.

Практическая значимость. Результаты данной работы были использованы для:

• повышения выгорания ядерного топлива в твэлах реактора БН-600 с 6 до 11 % т.а.;

• определения и обоснования срока безопасной эксплуатации твэлов реактора БН-600;

• выбора стали ЧС-68 х.д. как штатного материала оболочек твэлов реактора БН-600;

• оптимизации химического состава оболочечных аустенитных нержавеющих сталей с целью улучшения их радиационной стойкости.

На защиту выносятся.

1. Установленные механизмы повреждаемости оболочек твэлов реактора БН-600 из аустенитных нержавеющих сталей ЭИ-847 А, ЭИ-847 х.д., ЭП-172 х.д. и ЧС-68 х.д. при высоких уровнях выгорания топлива.

2. Установленные закономерности изменения параметров вакансионного распухания аустенитных нержавеющих сталях ЭИ-847 А, ЭИ-847 х.д., ЭП-172 х.д. и ЧС-68 х.д. в зависимости от повреждающей дозы и температуры облучения.

3. Результаты исследования эволюции дислокационной структуры и фазового состава аустенитных нержавеющих сталях ЭИ-847 А, ЭИ-847 х.д., ЭП-172 х.д. и ЧС-68 х.д. при высокодозном нейтронном облучении.

4. Результаты расчета фактора предпочтения в облученных нейтронами аустенитных нержавеющих сталях ЭИ-847 х.д., ЭП-172 х.д. и ЧС-68 х.д.

Апробация работы. Основные результаты диссертационной работы были доложены и обсуждены на Всесоюзных и Международных семинарах и конференциях:

- Всесоюзной конференции «Конструкционные материалы и технологии изготовления элементов активной зоны реакторов на быстрых нейтронах», Обнинск, 1984;

- International conference "Fast reactor core and fuel structural behaviour, Inverness, 1990, Международной конференции по радиационному материаловедению, Алушта, 1990;

- Конференции «Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов и TBC энергетических реакторов», Электросталь, 1994;

- Четвертой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению, Димитровград, 1996;

- Втором Международном Уральском Семинаре «Радиационная физика металлов и сплавов», Снежинск, 1997;

- Technical Committee Meeting IAEA "Influence of high dose irradiation on core structural and fuel materials in advanced reactor", Obninsk, Russia, 1998;

- Twelfth International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-12), Santa Barbara, USA, 2005.

По материалам диссертации опубликовано 12 печатных работ.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из Введения, четырех глав и Заключения. Работа изложена на 155 страницах, включая 95 рисунков, 28 таблиц и список литературы из 65 наименований.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Поролло, Сергей Иванович

Выводы к Главе 4.

1. Анализ дозно-температурных зависимостей распухания сталей ЭИ-847, ЭП-172 и ЧС-68 показывает, что 20 % холодная деформация приводит к увеличению инкубационного периода распухания, не изменяя скорости распухания стали на установившейся стадии. Максимум распухания при этом смещается в область более низких температур облучения.

2. Наименьшее распухание среди исследованных холодно-деформированных сталей ЭИ-847, ЭП-172 и ЧС-68 имеет сталь ЧС-68 х.д. Сталь ЧС-68 х.д. имеет более пологую температурную зависимость распухания по сравнению со сталью ЭП-172 х.д., что снижает уровень напряжений в оболочках твэлов из стали ЧС-68 х.д.

3. Распухание стали ЭИ-847 в аустенизированном состоянии зависит от содержания кремния. Скорость распухания стали снижается почти в пять раз с увеличением содержания кремния от 0,005 вес.% до 0,47 вес.%. Такое поведение обусловлено замедлением роста пор в стали с высоким содержанием кремния.

4. В результате анализа фазового состава исследованных сталей после облучения показано, что лишь два типа фазовых выделений оказывают заметное влияние на процесс порообразования, а именно, мелкодисперсные выделения типа MX и выделения G-фазы. Выделения типа MX подавляют зарождение пор путем захвата гелия и точечных дефектов на поверхности раздела выделение-матрица. Образование G-фазы, напротив, способствует распуханию сталей, главным образом, из-за обеднения твердого раствора кремнием и никелем.

5. Влияние бора на распухание сталей ЭП-172 х.д. и ЧС-68 х.д. сказывается посредством замедления эволюции дислокационной структуры под облучением из-за замедления процесса превращения петель Франка в совершенные петли.

147

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Проведенные исследования распухания и микроструктуры оболочек твэлов, изготовленных из аустенитных нержавеющих сталей ЭИ-847, ЭП-172 и ЧС-68, после облучения в реакторе БН-600 в диапазоне выгораний топлива (6,2-11,6)% т.а. и повреждающих доз (35,5-87,5) сна позволили получить следующие научные результаты.

1. Показано, что одним из основных факторов, ограничивающих работоспособность твэлов реактора БН-600, является высокое распухание материала оболочек, приводящее к их охрупчиванию и коррозионному растрескиванию.

2. Установлено, что важный вклад в напряженно-деформированное состояние оболочек твэлов под облучением вносят напряжения, обусловленные неравномерностью распухания по толщине оболочки, приводя к их разрушению при послереакторных исследованиях. Уровень этих напряжений определяется, как абсолютной величиной распухания, так и формой температурной зависимости распухания.

3. Определены температурно-дозовые характеристики вакансионных пор, дислокационной структуры и области существования вторичных фаз в сталях ЭИ-847, ЭП-172 и ЧС-68.

4. Показано, что наибольшее влияние на развитие пористости в исследованных сталях оказывают мелкодисперсные выделения типа МХ и выделения О-фазы. Выделения типа МХ подавляют зарождение пор путем захвата гелия и образующихся при облучении точечных дефектов поверхностью раздела выделение-матрица. Образование выделений О-фазы ускоряет распухание из-за обеднения матрицы кремнием и никелем.

5. В результате проведенных микроструктурных исследований определено влияние микролегирования сталей ЭП-172 и ЧС-68 бором. Добавка бора приводит к замедлению эволюции дислокационной структуры стали под облучением, задерживая превращение дефектных петель Франка и совершенные дислокационные петли и сетку дислокаций.

6. Впервые установлено, что распухание оболочек твэлов из стали ЭИ-847 в аустенизированном состоянии изменяется при вариации содержания кремния в пределах, определяемых техническими условиями. Скорость распухания стали снижается с 0,5 %/сна до 0,1 %/сна при увеличении содержания кремния с 0,005 мас.% до 0,47 мае. %.

7. Наименьшее распухание среди исследованных сталей ЭИ-847, ЭП-172 и ЧС-68 в холодно-деформированном состоянии имеет сталь ЧС-68. Сталь ЧС-68 х.д. при этом имеет более пологую температурную зависимость распухания по сравнению со сталью ЭП-172 х.д., что снижает уровень напряжений в оболочках твэлов.

Полученные в данной работе научные результаты позволили установить эксплуатационные ресурсы оболочек твэлов из сталей ЭИ-847, ЭП-172 и ЧС-68 и рекомендовать сталь ЧС-68 в холодно-деформированном на 20 % состоянии в качестве штатного материала оболочек твэлов реактора БН-600. Результаты данной работы были использованы при повышении радиационной стойкости стали ЧС-68 за счет оптимизации химического состава и структурно-фазового состояния материала, а также при разработке новой стали для оболочек твэлов- ЭК-164.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Поролло, Сергей Иванович, 2008 год

1. Cawthorne С., Fulton E.J., Voids in Irradiated Stainless Steel, Nature, 1967, 216, pp. 576-576.

2. Porter D.L., Garner F.A., Irradiation creep and embrittlement behavior of AISI 316 stainless steel at very high neutron fluences, Journal of Nucl. Mater., 1988, 159, pp. 114-121.

3. Edwards D.J, Simonen E.P, Garner F.A, Greenwood L.R, Oliver B.M, Bruemmer

4. M, Influence of irradiation temperature and dose gradients on the microstructural evolution in neutron-irradiated 316 SS, Journal of Nucl. Mater, 2003, 317, pp. 32-45.

5. Thomas L.E, Beeston J.M, The microstructure of neutron irradiated type-348 stainless steel and its relation to creep and hardering, Journal of Nucl. Mater, 1982, 107, pp. 159-167.

6. Быков B.H, Дмитриев В.Д, Костромин Л.Г, Поролло С.И, Щербак В.И, Эмпирическая зависимость распухания стали 0Х16Н15МЗБ от дозы и температуры облучения, Атомная энергия, 1976, т.40, вып.4, сс.293-295.

7. V.I. Shcherbak, V.N. Bykov, V.D. Dmitriev, L.G. Kostromin, A.Ya. Ladygin, S.I. Porollo, Temperature and dose dependence of swelling of austenitic steels irradiated in the BR-5 reactor, J. Br. Nucl. Soc, 1975, 14, Apr.2, pp. 145-148.

8. Щербак В.И, Быков B.H, Дмитриев В.Д, Поролло С.И, Влияние условий облучения и химического состава на развитие радиационных повреждений в облученных нейтронами сталях и сплавах, Атомная энергия, 1979, т.46, вып.2, сс. 91-96.

9. Быков В.Н, Дмитриев В.Д, Поролло С.И, Влияние примесных элементов и структурного состояния на распухание нержавеющей стали типа 0Х16Н15МЗБ,

10. Porollo S.I., Shulepin S.V., Konobeev Yu.V., Garner F.A., Influence of silicon on swelling and microstructure in Russian austenitic stainless steel EI-847 irradiated to high neutron doses, Journal of Nucl. Mater., 2008, 378, pp. 17-24.

11. Неустроев B.C., Голованов B.H., Шамардин В.К., Радиационное охрупчивание материалов ТВС в температурном диапазоне максимума распухания, Атомная энергия, 1990, т.69, вып.4, сс.223-226.

12. Straalsund J.L., Day C.K., Effect of neutron irradiation on the elastic constants of type 304 stainless steel, Nucl. Technology, 1973, 20(1), pp. 27-34.

13. Schramm R.E., Reed R.P., Stacking fault energies of seven commercial austenitic stainless steels, Metall. Trans., 1975, 6A, pp. 1345-1351.

14. Okamoto P.R., Wiedersich H., Segregation of alloying elements to free surfaces during irradiation, Journal of Nucl. Mater., 1974, 53, pp. 336-346.

15. Гудремон Э. "Специальные стали". M. Металлургия, 1966.

16. Kenik Е.А., Inazumi Т., Bell G.E.C. "Radiation-induced grain boundary segregation and sensitization of a neutron irradiated austenitic stainless steel", Journal of Nucl. Mater., 1991, 183, pp. 145-153.

17. Головнин И.С., Бибилашвили Ю.К., Меньшикова T.C., Разработка тепловыделяющих элементов для энергетических реакторах на быстрых нейтронах, Атомная энергия, 1973, т.34, вып.З, сс. 147-153.

18. Лихачев Ю.И., Пупко В .Я., Прочность тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1975.

19. Лихачев Ю.И., Пупко В.Я. Попов В.В., Методы расчета на прочность тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. М., Энергоатомиздат, 1982.

20. Foster J.P., Boltax A., Observation of swelling-irradiation creep interaction at low values of swelling with CW 316 SS, Journal of Nucl. Mater., 1991, 183, pp. 115-123.

21. Ehrlich K., "Deformation behavior of austenitic stainless steels after and during neutron irradiation", Journal of Nucl. Mater., 1985, 133&134, pp. 119-126.

22. G.L. Hofman, Irradiation behavior of experimental Mark-II experimental breeder reactor II driver fuel, Nucl. Tech., 47, n.l, 1980, pp. 7-22.

23. B.A. Chin, R.J. Neuhold, J.L. Straalsund, Material development for fast breeder reactor core, Nucl. Tech., 57, n.3, 1982, pp. 426-435.

24. B.J. Makenas, S.A. Chastain, B.C. Gneiting, Dimensional changes in FFTF austenitic cladding and ducts, Proc. "LMR: A Decade of LMR progress and promise", Washington, D.C., November 11-15, 1990, pp. 176-183.

25. R.B. Baker, E.E. Bard, R.D. Leggett, A.L. Pitner, Status of fuel, blanket and absorber testing in the fast flux test facility, J. of Nucl. Mat., 204, 1993, pp. 109118.

26. M. Katsuragawa, H. Kashihara, M. Akebi, Status of liquid metal fast breeder reactor fuel development in Japan, J. of Nucl. Mat., 204, 1993, pp. 14-22.

27. Shibahara, S. Ukai, S.Onose, S. Shikakura, Irradiation performance of modified 316 steel for Monju fuel, J. of Nucl. Mat., 204, 1993, pp. 131-140.

28. S. Ukai, S. Ohtsuka, Irradiation creep- swelling interaction in modified 316 stainless steel up to 200 dpa, J. of Nucl. Science and Tech., 44, n. 5, 2007, pp. 743757.

29. S. Nomura, S. Shikakura, S. Ukai, I. Seshimo, M. Havada, I. Shibahara, M. Katsuragawa, Development of Long Life FBR core materials, Proc. of Inter. Conf. on Fast Reactor and related Fuel Cycles, 1991, Kyoto, Japan, vol.1, pp. 7.4-R7.4-10.

30. M. Fromont, Current status of fast reactor fuel activities in France, "Current status and Future Prospects of Liquid Metal Cooled Fast Reactor Fuel Cycle and Fuel", Obninsk, November, 2005.

31. B. Weiss, R. Stickler, Phase Instabilities During High Temperature Exposure of 316 Austenitic Stainless Steel, Met. Trans., 3, 1972, pp.851-865.

32. B.C. Агеев, Исследование и выбор оптимального фазового состава и структуры стали ЭИ-847 с целью снижения радиационного распухания оболочек твэлов, Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук, Москва, 1976.

33. А.В. Целищев, Структурно-фазовые изменения в оболочках твэлов из сталей аустенитного и феррито-мартенситного классов при облучении до высоких повреждающих доз, Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук, Москва, 1991.

34. A. F. Rowcliffe, Е.Н. Lee, High temperature radiation damage phenomena in complex alloys, J. ofNucl. Mat., 108&109, 1982, pp. 306-318.

35. H.R. Brager, F.A. Garner, Swelling as consequence of gamma-prime (y') and M23(C,Si)6 formation in neutron irradiated 316 stainless steel, J. of Nucl. Mat., 73, 1978, pp. 9-19.

36. С. Cowthorne, C. Brown, The occurrence of an ordered FCC phase in neutron irradiated M316 stainless steel, J. of Nucl. Mat., 66, 1977, pp. 201-202.

37. L.E. Tomas, Phase Instabilities and swelling behavior in fuel cladding alloys, Trans. ANS, 28, 1978, p. 151.

38. B.R. Seidel, R.E. Eiziger, G.D. Hudman, Analitical evaluation of ovality and application to fuel element in Experimental Breeder Reactor 2 subassemblies, Nucl. Tech., 53, n.l, 1981, pp. 37-45.

39. П. Хирш, А. Хови, P. Николсон, Д. Пэшли, M. Уэлан, Электронная микроскопия тонких кристаллов. М.: Мир, 1968.

40. Е. Wolff, Metallography, 1969, 2, pp. 89-92.

41. Т.М. Williams, J.M. Titchmarsh, D.R. Arkell, Void-swelling and precipitation in a neutron-irradiated, niobium-stabilised austenitic stainless steel, J. of Nucl. Mater^ 1982, vol.107, pp. 222-244.

42. Асташов С.Е., Козманов Е.А., Огородов А.Н. и др., Формоизменение элементов активной зоны реактора БН-600, Атомная энергия, 1993, т.75, вып.З, сс.167+175.

43. Е. Lee, A. Rowcliffe, Е. Kenic, Effects of Si and Ti on the phase stability and swelling behaviour of AISI 316 stainless steel, J. of Nucl. Mater, 1979, vol.83, pp. 79-89.

44. Mazey D.J., Harries D.R., Hudson J.A., The effects of Si and Ti on void swelling and phase stability in 12Cr-15Ni austenitic alloys with 46 Mev nickel ions, J. ofNucl. Mater., 1980, vol.89, pp. 155-181.

45. Makin M.J., Walters G.P., Singh R.N., Leffers Т., The effect silicon on the void swelling of a "pure" austenitic steel, Proc. of conf. "Irradiation behaviour of metallic materials for fast reactor core components", Ajaccio, France, 1979, pp.196-203.

46. H. R. Brager and F. A. Garner, "Radiation-Induced Evolution of the Austenite Matrix in Silicon-Modified AISI 316 Alloys," in Proceedings of AIME Symposiumon Irradiation Phase Stability," Pittsburgh, PA, (October 5-9, 1980), pp. 219-235.

47. B. Esmailzadeh, A. S. Kumar and F. A. Garner, "The Influence of Silicon on Void Nucleation in Irradiated Alloys," J. of Nucl. Mater, 1985, vol. 133 & 134, pp. 590-593.

48. F. A. Garner and H. R. Brager, "The Influence of Mo, Si, P, C, Ti, Cr, Zr and Various Trace Elements on the Neutron-Induced Swelling of AISI 316 Stainless Steel," J. of Nucl. Mater^ 1988, vol. 155-157, pp. 833-837.

49. N. Sekimura, F. A. Garner and J. W. Newkirk, "Silicon's Role in Determining Swelling in Neutron-Irradiated Fe-Cr-Ni-Si Alloys", 1992, J. of Nucl. Mater^ vol. 191-194, pp. 1244-1247.

50. H. Watanabe, F. A. Garner, T. Muroga, and N. Yoshida, "The Influence of Silicon and Phosphorus Additions on Neutron Induced Micro structural Evolution of Fe-Cr-Ni Ternary Alloys at 646-703K", J. of Nucl. Mater^ 1995, vol. 225, pp. 76-84.