Описано сучасний стан реакторних матеріалів для ядерної енергетики. Швидко зростаючий попит на енергію та заклопотаність з приводу зміни клімату вимагають від ядерної енергетики відігравати важливу роль серед інших джерел енергії для задоволення майбутніх потреб всього людства в енергії. Саме основна поведінка матеріалів забезпечує безпечну й економічну експлуатацію атомних електростанцій. Метали та сплави, які використовуються в ядерній галузі, працюють за дуже складних умов за наявності високих температур і напружень, а також впливу високих доз опромінень. Описано проблеми радіаційної стійкості матеріалів реакторів, що експлуатуються в наш час, а також реакторів наступного покоління.

Індекс рубрикатора НБУВ: К235.160.6

Рубрики:

Властивості титану та його сплавів

Шифр НБУВ: Ж41115 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Наведено результати кінетичного розгляду нерівноважної динаміки електрон-фононної системи кристала в сильному електричному полі на базі запропонованого методу числового розв'язку системи кінетичних рівнянь Больцмана для електронної та фононної функцій розподілу без використання розкладення функції розподілу електронів у ряд за енергією фонона. Показано, що електромагнітна дія збуджує електронну підсистему, створює велику кількість короткохвильових фононів, які ефективно діють на дефекти (точкові, лінійні, межі розділу та виділення різних фаз) кристалічної гратки, що призводить до перерозподілу та зниження густини дефектів кристалічної гратки, заліковування пошкоджень, зменшення локальної пікової напруги та зниження рівня деградації властивостей конструкційних матеріалів.

Індекс рубрикатора НБУВ: К222.091

Рубрики:

Вплив опромінювання на структуру і властивості заліза та його сплавів

Шифр НБУВ: Ж43925 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Індекс рубрикатора НБУВ: К232.704.3

Шифр НБУВ: Ж41115 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Індекс рубрикатора НБУВ: Л428.851-106

Рубрики:

Карбіди

Шифр НБУВ: Ж41115 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Індекс рубрикатора НБУВ: З42-5

Рубрики:

Дозиметрія ядерних випромінювань

Шифр НБУВ: Ж25640 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Індекс рубрикатора НБУВ: К651.64,351

Рубрики:

Дифузійна металізація металів

Шифр НБУВ: Ж69121 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Індекс рубрикатора НБУВ: Л428.85 + В372.9

Рубрики:

Кермети

Шифр НБУВ: Ж43925 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Індекс рубрикатора НБУВ: К621.004,351

Рубрики:

Холодне прокатування металів

Шифр НБУВ: Ж43925 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Індекс рубрикатора НБУВ: К621.500.4-1

Рубрики:

Холодне прокатування листового металу

Шифр НБУВ: Ж43925 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Індекс рубрикатора НБУВ: К621.500.4-1

Рубрики:

Холодне прокатування листового металу

Шифр НБУВ: Ж43925 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Індекс рубрикатора НБУВ: К222.08 + К222.06 + К222.04 + З46-03 + З46-035

Рубрики:

Вплив легувальних елементів і домішок на структуру і властивості залізних сплавів. Теорія легування. Леговані залізні сплави

Властивості заліза та його сплавів

Стан і структура заліза та його сплавів

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж41115 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Індекс рубрикатора НБУВ: З464.22-04

Рубрики:

Реактори з водою під тиском

Шифр НБУВ: Ж69121 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Індекс рубрикатора НБУВ: К222.043

Рубрики:

Структурні і фазові перетворення в залізі та його сплавах. Теорія термічної обробки

Шифр НБУВ: Ж43925 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Показано світові наукові напрями по створенню оболонок тепловиділяючих елементів (ТВЭЛ) стійких до аварій із втратою теплоносія (АЕС Фукусіма, Японія, березень 2011 р.) для водо-охолоджуваних реакторів. Наведено основні результати досліджень отриманих у ННЦ ХФТІ, щодо створення матеріалів для оболонок ТВЕЛ стійких до аварій із втратою теплоносія. Досліджено структуру та властивості розроблених вакуумно-дугових хромових покриттів, які можуть бути використані для захисту існуючих паливних оболонок із цирконієвих сплавів для легководних реакторів типу PWR і BWR. Розроблено леговану кераміку на основі SiC для заміни паливних оболонок із цирконієвих сплавів. Встановлено, що введення 0,5 % Cr у SiC призводить до підвищення здатності чинити опір утворенню тріщин (тріщиностійкість) на 25 - 30 %. Проаналізовано вплив Cr на корозійну стійкість SiC кераміки за умов, що імітують середу 1-го контуру реактора ВВЕР-1000. Встановлено, що введення навіть невеликої кількості Cr призводить до уповільнення корозійних процесів у SiC кераміці. З метою створення нових металевих паливних оболонок також були розроблено та досліджено сплави на основі Fe - Cr - Al із добавкою легуючих елементів (Y, Zr і Mo). Показано високі механічні властивості та стійкість отриманих сплавів щодо високотемперутурного окиснення.

Індекс рубрикатора НБУВ: К235.170.73

Шифр НБУВ: Ж43925 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Вивчено зміну мікроструктури та нанотвердості в сталях Х18Н10Т і Х18Н10Т-ДЗО після опромінення іонами аргону за допомогою комбінації методів наноіндентування, рентгеноструктурного аналізу (РСА), просвічувальної та сканувальної електронної мікроскопії. Модифікований ДЗО сплав отримано на основі звичайної аустенітної сталі Х18Н10Т шляхом механічного легування сталевого порошку нанооксидами Y(Zr) із подальшою термо-механічною обробкою. РСА не показав суттєвих змін у структурі сталі Х18Н10Т після опромінення за кімнатної та підвищених температур (873 K) і в ДЗО-сталі після опромінення за 873 K, тоді як ознаки подрібнення доменів і появи мікродеформації виявлено після опромінення сталі Х18Н10Т-ДЗО за кімнатної температури. Пошаровий ПЕМ-аналіз проведено для дослідження мікроструктури сплавів уздовж профіля пошкоджень. Більш висока концентрація пошкоджень і Ar явно призводить до збільшення розміру порожнин та їх щільності в обох сталях. Розпухання склало майже половину для Х18Н10Т-ДЗО (4,8 %) у порівнянні з Х18Н10Т (9,4 %), що свідчить про поліпшений опір розпуханню в ОДЗ-сталі. Обговорено роль межі розподілу оксид/матриця як стоку для радіаційних точкових дефектів та атомів інертного газу. Дрібнодисперсні частки оксиду розглянуто як ефективний фактор у пригніченні укрупнення порожнин та обмеження скупчень дефектів невеликим розміром. Поведінку твердості досліджено як на неопромінених, так і на опромінених зразках і порівняно з такими за кімнатної та підвищеної температур опромінення. Підвищення твердості неопроміненої ДЗО-сталі в основному пов'язано з подрібненням зерна та додаванням частинок оксиду ітрію. Зміцнення сталі Х18Н10Т-ДЗО після опромінення іонами Ar за кімнатної температури виявилося набагато нижчим, ніж Х18Н10Т. Для обох сталей у приповерхневій області спостерігаються чорні точки та дислокаційні петлі; однак основний ефект зміцнення обумовлений порожнинами. Встановлено, що ДЗО-сталь є менш схильною до радіаційного зміцнення/окрихчення в порівнянні зі звичайною аустенітною сталлю.

При визначенні механічних властивостей кільцевих зразків (КЗ) особливість одновісної (стандартної) схеми навантаження полягає в тому, що спосіб прикладання навантаження до зразка кілька віддалений від того, яким можуть піддаватися стінки труб за реальних умов експлуатації, зокрема це трубки ТВЕЛ. Як альтернативний спосіб навантаження розглянуто та випробувано спосіб деформації КЗ на циліндричні стрижні (ЦС). Шляхом стиснення ЦС із торців, який у цьому випадку розширювався та тиснув на внутрішні стінки КЗ у радіальному напрямку, відбувалася деформація зразка. Проведено оцінку пластичності оболонок ТВЕЛ зі сплаву Zr - 1 % Nb на КЗ за різних способів навантаження: одновісне розтягнення на напівдискові опори (НДО), на ЦС і на конусні оправи (КО). Деформацію за одновісного розтягування визначено відповідно до нормативної документації на метод випробування. При випробуванні на конусі застосовано зразок зі стоншеною робочою частиною. Для запропонованого способу навантаження радіальну деформацію виміряно зі зміни діаметра зразка. Результати випробувань зразків на ЦС були зіставлені з раніше отриманими результатами на НДО і КО. Спосіб деформації КЗ на ЦС надає можливість отримати великі значення пластичності в порівнянні з одноосьовим розтягуванням. Крім того, запропонований спосіб деформації зразка на ЦС на відміну від одновісного розтягу за характером напруженого стану наближається до експлуатаційних реакторних умов.