Необходимость продления назначенного срока службы реакторов ВВЭР в России и Украине, реакторов PWR в Европе, Японии и Америке привела к появлению большого количества работ, посвященных исследованиям радиационных явлений в аустенитных сталях, облученных при условиях, близких к условиям эксплуатации внутрикорпусных устройств этих реакторов. Данная статья посвящена анализу экспериментальных результатов упрочнения и изменения характеристик микроструктуры стали Х18Н10Т, облученной в реакторе ВВЭР-1000 при относительно низких температурах (285…320 °С)
Необхідність продовження призначеного терміну служби реакторів ВВЕР у Росії й Україні, реакторів PWR у Європі, Японії й Америці привели до появи великої кількості робіт, присвячених дослідженням радіаційних явищ в аустенітних сталях, опромінених при умовах, близьких до умов експлуатації внутрікорпусних пристроїв цих реакторів. Стаття присвячена аналізу експериментальних результатів зміцнення й зміни характеристик мікроструктури стали Х18Н10Т, опроміненої в реакторі ВВЕР-1000 при відносно низьких температурах (285...320 °С).
The necessity of prolongation of operating lifetime of the WWER reactors in Russia and Ukraine, PWR reactors in Europe, Japan and America evoked a great number of examinations of radiation phenomena in austenitic steels under irradiation conditions close to those of operation of power reactor in-vessel devices. This paper is devoted to analysis of the examination results of hardening and changing of microstructure characteristic Fe-18Cr-10Ni-Ti steel irradiated in the WWER-1000 reactors at relatively low irradiation temperatures (285…320 °C).