Радіаційне розпухання матеріалів внутрішньокорпусних пристроїв реакторів ВВЕР (за матеріалами наукового повідомлення на засіданні Президії НАН України 2 жовтня 2013 р.)

Abstract

Методом експресного опромінення на прискорювачі отримано систематичні дані з розпухання сталі 08Х18Н10Т — матеріалу внутрішньокорпусних пристроїв реакторів ВВЕР за різних умов опромінення (дози, температури, швидкості створення зміщень, концентрації гелію й водню). Встановлено особливості впливу гелію і водню на процеси розпухання за зміни температури опромінення. Побудовано функцію, яка описує розпухання досліджуваної сталі в широкому інтервалі доз, температур і швидкостей створення зміщень, характерних як для реакторних умов, так і для опромінень на іонних прискорювачах. Виконано прогноз розпухання сталі 08Х18Н10Т по перетину вигородки реактора ВВЕР-1000 у процесі тривалої експлуатації (30—60 років). Досліджено розпухання перспективної сталі 08Х18Н10Т ДЗО (дисперсно-зміцненої оксидами), опроміненої на прискорювачі, й виявлено, що її стійкість до радіаційного розпухання вища, ніж сталі 08Х18Н10Т.

Методом экспрессного облучения на ускорителе получены систематические данные по распуханию стали 08Х18Н10Т — материала внутрикорпусных устройств реакторов ВВЭР — при различных условиях облучения (дозах, температурах, скоростях создания смещений, концентрациях гелия и водорода). Установлены особенности влияния гелия и водорода на процессы распухания при изменении температуры облучения. Построена функция, описывающая распухание исследуемой стали в широком интервале доз, температур и скоростей создания смещений, характерных как для реакторных условий, так и для облучений на ионных ускорителях. Выполнен прогноз распухания стали 08Х18Н10Т по сечению выгородки реактора ВВЭР-1000 в процессе длительной эксплуатации (30—60 лет). Исследовано распухание перспективной стали 08Х18Н10Т, дисперсно-упрочненной оксидами, облученной на ускорителе. Установлено, что ее стойкость к радиационному распуханию выше по сравнению со сталью 08Х18Н10Т.

The systematic data on swelling of 08Cr18Ni10Ti steel — material of pressure vessel internals of WWER reactors — under different irradiation parameters (dose, temperature, dose rate, concentration of hydrogen and helium) are obtained by the method of simulation by accelerator. The features in the effect of helium and hydrogen on the processes of swelling versus irradiation temperature variation are established. A function which describes the swelling of the investigated steel in a wide range of doses, temperatures and dose rates is plotted both for reactor conditions as for irradiations in ion accelerators. Prediction of 08Cr18Ni10Ti steel swelling behaviour over a cross-section of the baffle ring of a WWER- 1000 reactor during long-term operation 30—60 years is made. Swelling of oxide dispersion strengthened (ODS) 08Cr18Ni10Ti promising steel was investigated after the irradiation in accelerator. It was determined that swelling resistance of ODS 08Cr18Ni10Ti steel is higher than that of 08Cr18Ni10Ti steel.