ВАНТ №4 2001

СОДЕРЖАНИЕ СТАТЬЯ

ФЕРРИТНЫЕ ДИСПЕРСНО-УПРОЧНЕННЫЕ СТАЛИ ДЛЯ ГОРЯЧЕЙ ЗОНЫ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

И.И. Иванова, А.Н. Демидик
Институт проблем материаловедения НАН Украины, г. Киев, Украина
факс: +38(044) 444 2131, тел. +38(044) 444 1124


Изложены основные результаты исследований разработанных порошковых ферритных сталей, упрочненных высокодисперсными оксидами. Приведены результаты изучения механических характеристик в области температур (196…700 ºC) и длительной прочности при 700 ºС. Оценена радиационная стойкость сталей после облучения в ускорителе тяжелых ионов, а также в реакторах ВВР-М и БН-600. При всех условиях облучения охрупчивания материала не наблюдается. При флюенсе 2,6х1023 нейтр./см2 распухание материала составляет 0,25%, остаточная пластичность 3…4%. Коррозионная стойкость дисперсно-упрочненных сталей в жидком литии, эвтектике литий-свинец, в парах цезия и теллура равна или несколько выше таковой лучших из промышленных сталей реакторного назначения.
УДК 621.039.53:621.762


Викладені основні результати досліджень розроблених порошкових феритних сталей, зміцнених високодисперсними оксидами. Приведені результати визначення механічних характеристик сталей в інтервалі температур (196...700 ºС) та довготривалої міцності при 700 ºС. Радіаційну стійкість оцінювали після опромінення в прискорювачі важких іонів та в реакторах ВВР-М та БН-600. При всіх умовах опромінення не спостерігається втрата пластичності матеріалу. При флюенсі 2,6х1023 нейтр./см2 розпухання матеріалу складає 0,25%, залишкова пластичність 3...4%. Корозійна стійкість сталей в рідкому літії, евтектиці літій-свинець та в випарах цезію та телуру дорівнює або трохи перевищує стійкість кращих з існуючих сталей реакторного призначення.


The main results of developments of powder ferritic steels strengthened by fine dispersed oxides are stated. Mechanical properties of the steels were investigated at the temperature range of –196…700 ºC, and the creep resistance at 700 ºC. The steel radiation resistance were determined by the accelerator heavy ions and by reactors WWR-M and BN-600. The elongation dose dependence and the strength dose dependence are not observed. Swelling of steels is 0, % and elongation 3…4% after the irradiation fluence of 2,6x1023 n/cm2. The corrosion resistance of dispersion strengthened steels in Li and Li-Pb eutectics, and in Cs and Te vapours is higher or equal then these of most existing steels for the fast reactors.