Персона: Кулешова, Евгения Анатольевна
Email Address
Birth Date
Результаты поиска
Термическая стойкость сталей с повышенными характеристиками прочности для корпусов перспективных реакторов ВВЭР различных проекто
Рассмотрены результаты структурных исследований и механических испытаний после длительного теплового воздействия лабораторных плавок металлургически усовершенствованной стали 15Х2НМФА и стали с повышенным содержанием никеля, рассматриваемых в качестве материалов корпусов перспективных реакторов ВВЭР различных проектов. Показано, что как для усовершенствованной стали 15Х2НМФА, так и для высоконикелевой стали отсутствуют признаки зернограничного охрупчивания после проведения термообработки, провоцирующей охрупчивание, что связано с очень низкой зернограничной сегрегацией фосфора в исходном состоянии, обусловленной повышенной дисперсностью структуры, а также достаточно низким содержанием примесей. Кроме того, для усовершенствованной стали 15Х2НМФА не выявлено изменения предела текучести, что согласуется с результатами структурных исследований. Для высоконикелевой стали в результате длительного теплового воздействия выявлена тенденция к небольшому снижению предела текучести на 5 – 10% и закономерному снижению критической температуры хрупкости. Снижение механических характеристик связано с относительно низкой температурой высокого отпуска высоконикелевой стали и, соответственно, возможным протеканием процессов доотпуска структуры при длительном тепловом воздействии, о чем свидетельствуют результаты рентгеноструктурных исследований. Несмотря на протекание процессов доотпуска в высоконикелевой стали при длительном тепловом воздействии сохраняется стабильность основных упрочняющих карбидных фаз, за счет чего предел текучести остается на достаточно высоком уровне, превышающем значения для используемых сталей корпусов реакторов ВВЭР даже при тепловом воздействии с параметрами, значительно превосходящими предполагаемые условия эксплуатации корпусов перспективных ВВЭР. При этом снижение критической температуры хрупкости при тепловом воздействии лишь способствует повышению стойкости стали против хрупкого разрушения при эксплуатации.
Радиационно-индуцированная деградация структуры конструкционных материалов водо-водяных реакторов
Монография предназначена для широкого круга научных сотрудников, специалистов и аспирантов, интересующихся перспективными направлениями развития атомной энергетики и реакторного материаловедения, а также студентов кафедр, обучающихся по специальности "Ядерные реакторы и материалы". В монографии представлены как литературные, так и оригинальные данные, полученные в НИЦ "Курчатовский институт". Исследования облученных реакторных материалов в СССР были впервые начаты в НИЦ "Курчатовский институт" в 1951 году и охватили практически все материалы активных зон реакторов на тепловых нейтронах: материалы корпусов реакторов, оболочек тепловыделяющих элементов и топлива, материалы канальных труб, реакторных графитов и т.п. Эти работы включали исследования как структуры, так и свойств материалов. При этом был накоплен уникальный опыт выявления факторов и механизмов, определяющих поведение и ресурс материалов и элементов активных зон под воздействием нейтронного облучения в ядерных реакторах.