Ферритные дисперсно-упрочненные стали для горячей зоны реакторов на быстрых нейтронах

Изложены основные результаты исследований разработанных порошковых ферритных сталей, упрочненных высокодисперсными оксидами. Приведены результаты изучения механических характеристик в области температур (196…700 ºС) и длительной прочности при 700 ºС. Оценена радиационная стойкость сталей после облу...

Ausführliche Beschreibung

Gespeichert in:

Bibliographische Detailangaben
Datum:	2001
Hauptverfasser:	Иванова, И.И., Демидик, А.Н.
Format:	Artikel
Sprache:	Russian
Veröffentlicht:	Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України 2001
Schriftenreihe:	Вопросы атомной науки и техники
Schlagworte:	Состояние и проблемы конструкционных материалов активной зоны реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных реакторов
Online Zugang:	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/78281
Tags:	Tag hinzufügen Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Zitieren:	Ферритные дисперсно-упрочненные стали для горячей зоны реакторов на быстрых нейтронах / И.И. Иванова, А.Н. Демидик // Вопросы атомной науки и техники. — 2001. — № 4. — С. 65-68. — Бібліогр.: 2 назв. — рос.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	irk-123456789-78281
record_format	dspace
spelling	irk-123456789-782812015-03-14T03:01:54Z Ферритные дисперсно-упрочненные стали для горячей зоны реакторов на быстрых нейтронах Иванова, И.И. Демидик, А.Н. Состояние и проблемы конструкционных материалов активной зоны реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных реакторов Изложены основные результаты исследований разработанных порошковых ферритных сталей, упрочненных высокодисперсными оксидами. Приведены результаты изучения механических характеристик в области температур (196…700 ºС) 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. 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. 2001 Article Ферритные дисперсно-упрочненные стали для горячей зоны реакторов на быстрых нейтронах / И.И. Иванова, А.Н. Демидик // Вопросы атомной науки и техники. — 2001. — № 4. — С. 65-68. — Бібліогр.: 2 назв. — рос. 1562-6016 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/78281 621.039.53:621.762 ru Вопросы атомной науки и техники Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	Russian
topic	Состояние и проблемы конструкционных материалов активной зоны реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных реакторов Состояние и проблемы конструкционных материалов активной зоны реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных реакторов
spellingShingle	Состояние и проблемы конструкционных материалов активной зоны реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных реакторов Состояние и проблемы конструкционных материалов активной зоны реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных реакторов Иванова, И.И. Демидик, А.Н. Ферритные дисперсно-упрочненные стали для горячей зоны реакторов на быстрых нейтронах Вопросы атомной науки и техники
description	Изложены основные результаты исследований разработанных порошковых ферритных сталей, упрочненных высокодисперсными оксидами. Приведены результаты изучения механических характеристик в области температур (196…700 ºС) 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.
format	Article
author	Иванова, И.И. Демидик, А.Н.
author_facet	Иванова, И.И. Демидик, А.Н.
author_sort	Иванова, И.И.
title	Ферритные дисперсно-упрочненные стали для горячей зоны реакторов на быстрых нейтронах
title_short	Ферритные дисперсно-упрочненные стали для горячей зоны реакторов на быстрых нейтронах
title_full	Ферритные дисперсно-упрочненные стали для горячей зоны реакторов на быстрых нейтронах
title_fullStr	Ферритные дисперсно-упрочненные стали для горячей зоны реакторов на быстрых нейтронах
title_full_unstemmed	Ферритные дисперсно-упрочненные стали для горячей зоны реакторов на быстрых нейтронах
title_sort	ферритные дисперсно-упрочненные стали для горячей зоны реакторов на быстрых нейтронах
publisher	Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
publishDate	2001
topic_facet	Состояние и проблемы конструкционных материалов активной зоны реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных реакторов
url	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/78281
citation_txt	Ферритные дисперсно-упрочненные стали для горячей зоны реакторов на быстрых нейтронах / И.И. Иванова, А.Н. Демидик // Вопросы атомной науки и техники. — 2001. — № 4. — С. 65-68. — Бібліогр.: 2 назв. — рос.
series	Вопросы атомной науки и техники
work_keys_str_mv	AT ivanovaii ferritnyedispersnoupročnennyestalidlâgorâčejzonyreaktorovnabystryhnejtronah AT demidikan ferritnyedispersnoupročnennyestalidlâgorâčejzonyreaktorovnabystryhnejtronah
first_indexed	2025-07-06T02:26:14Z
last_indexed	2025-07-06T02:26:14Z
_version_	1836862695328972800
fulltext	УДК 621.039.53:621.762 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:+380 44 444 21 31, тел.+380 44 444 11 24 Викладені основні результати досліджень розроблених порошкових феритних сталей, зміцнених високодисперсними оксидами. Приведені результати визначення механічних характеристик сталей в інтервалі температур (196...700°С) та довготривалої міцності при 700°С. 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 2,6х10 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. Изложены основные результаты исследований разработанных порошковых ферритных сталей, упрочненных высоко- дисперсными оксидами. Приведены результаты изучения механических характеристик в области температур (196…700 0C) и длительной прочности при 700 0С. 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%. Коррозион- ная 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. The main results of developments of powder ferritic steels strengthened by fine dispersed oxides are stated. Mechanical prop- erties of the steels were investigated at the temperature range of –196…700 °C, and the creep resistance at 700 0C. The steel ra- diation resistance were determined by the accelerator heavy ions and by reactors WWR-M and BN-600. The elongation dose de- pendence and the strength dose dependence are not observed. Swelling of steels is 0, % and elongation 3…4% after the irradi- ation 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. Поставленная в настоящее время перед атомной энергетикой задача достичь 15…20% выгорания топлива в тепловыделяющих сборках быстрых реак- торов требует создания новых материалов, способ- ных обеспечить данный ресурс работы. Основными характеристиками конструкционных материалов, ра- ботающих в активной зоне атомных реакторов, яв- ляется радиационная стойкость и сопротивление ползучести. Кроме того, в зависимости от типа реак- тора требуется коррозионная стойкость материала в конкретном теплоносителе (натрий, литий, сложные эвтектические сплавы). В результате ядерных реак- ций в материале образуются примесные атомы цезия и теллура, которые способны, накапливаясь, образо- вывать легкоплавкие эвтектики с железом, в связи с чем материал должен иметь также удовлетворитель- ную коррозионную стойкость в парах цезия и теллу- ра, особенно по отношению к коррозии по границам зерен. Анализ существующих данных по разрабатывае- мым и эксплуатируемым в быстрых реакторах мате- риалам показывает, что одними из наиболее пер- спективных являются стали ферритного класса. Од- нако, обладая высокими радиационными характери- стиками, эти стали значительно уступают по жаро- прочности аустенитным. Учитывая, что в данном случае важна стабильность структуры при длитель- ных выдержках при 700…720 °C в условиях жестко- го нейтронного облучения, перспективным является метод дисперсного упрочнения, позволяющий вво- дить упрочняющую фазу, не взаимодействующую с матрицей и не растворяющуюся в ней. В данной работе изложены основные результаты по разработке и исследованию ферритных дисперс- но-упрочненных сталей указанного назначения. В качестве основы материала выбрана сталь Х13, кото- рая является базовой для всего класса ферритных нержавеющих сталей. Проведенные ранее исследования вызвали со- мнения по поводу возможности выбора оптимально- го состава материала по данным кратковременных испытаний. Так как разрабатываемые материалы предназначены для длительной эксплуатации при высоких температурах, необходимо определить оп- тимальное количество упрочняющей фазы в матери- але именно при этих условиях. Для исследований были изготовлены 6 партий образцов следующего состава: Fe, Fe+0,5 % TiO2, Fe+1,5 %TiO2, Fe+3,0 %TiO2, Fe+0,5 %Y2O3, Fe+1,5 %Y2O3, Fe+3,0%Y2O3. Смеси порошков, полу- ченные высокоэнергетическим размолом, прессова- ли в брикеты с относительной плотностью 0,7…0,75 и подвергали горячей экструзии при температуре 1150 °C с вытяжкой 6. Перед испытаниями образцы были отожжены при 550 °C в течение 3 ч. Для срав- нения были проведены исследования длительной __________________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2001. №4. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (80), с.65-68. 65 прочности чистого железа, прошедшего аналогич- ную термомеханическую обработку, которые выпол- нялись на испытательной установке JVC при темпе- ратуре 550 °C и постоянной нагрузке в среде возду- ха. Полученные данные приведены на рис.1,а. Вве- дение оксида титана повышает длительную проч- ность материала при всех нагрузках, при этом уве- личение содержания упрочняющей фазы приводит, соответственно, к повышению уровня свойств. Наи- более высокой длительной прочностью обладает же- лезо, содержащее 3,0 % TiO2. В данном случае на- блюдается определенная корреляция с данными кратковременных испытаний при 700 °C. Введение оксида иттрия в количествах 0,5 и 1,5 % так же закономерно повышает длительную прочность материала, как и введение оксида титана. Однако дальнейшее увеличение содержания Y2O3 привело к снижению уровня достигнутых свойств, и длительная прочность материала с 3 % оксида ит- трия оказалась наиболее низкой. Микроструктурные исследования показали, что структура материала, со- держащего 3,0 % Y2O3, значительно более мелкозер- ниста, чем остальных. Высокое содержание оксида позволило стабилизировать границы зерен, обеспе- чив устойчивое существование структуры 7…8 бал- ла. Следующая партия образцов, содержащих 3,0 % Y2O3, была отожжена при 900 °С. Микроструктура материала существенно изменилась, размер зерна увеличился в 4…5 раз, границы зерен не связаны с выделениями оксидов. Длительная прочность мате- риала значительно повысилась, существенно превы- сив таковую железа с 0,5 и 1,5 % Y2O3. На следующем этапе исследовали жаропроч- ность дисперсно-упрочненной стали Х13М2. Полу- ченные результаты дали основание выбрать матрицу, упрочненную 1,5 %Y2O3; 3,0 %Y2O3 или 3,0 %TiO2. Образцы стали были получены по той же техноло- гии, что и образцы железа. Перед испытаниями об- разцы отжигали при температуре 90…920 °С в тече- ние 3 ч. Испытания проводили на воздухе при 700 °С. Наиболее высокими характеристиками обладают стали, упрочненные 3,0 % оксида иттрия или титана. Трансполирование полученных результатов на 10000-часовую выдержку позволяет предположить, что прочность стали, содержащей 3,0 % Y2O3, соста- вит 70…80 МПа (см.рис.1,б). Микроструктурные исследования на трансмис- сионном микроскопе изучаемых материалов показа- ли, что в исходных образцах после отжига существу- ет ячеистая структура. Внутри ячеек наблюдаются дислокации, единичные и в виде клубков. После ис- пытаний при небольших выдержках и значительной нагрузке увеличивается плотность свободных дисло- каций. По мере увеличения времени испытаний ячейки распадаются, в структуре возникают свобод- ные дислокации. Время выдержки, необходимое для указанных процессов, зависит от количества введен- ного оксида. Следует отметить, что подобные изме- нения структуры также наблюдали при испытаниях на ползучесть при фиксированной скорости дефор- мации. Уровень свойств дисперсно-упрочненной стали был достаточно определенно связан с преоб- разованием ячеистой структуры в процессе высоко- температурной деформации. 0 50 100 150 200 250 0,01 0,1 1 10 100 100 0 Время, ч П ре де л пр оч но ст и, М П а 4 3 2 1 а 0 50 100 150 200 250 0,01 0,1 1 10 100 1000 1000 0 Время, ч Пр ед ел п ро чн ос ти , М Па 7 6 5 б Рис.1. Длительная прочность дисперсно- упрочненного железа (а) и дисперсно-упрочненной стали (б) с различным содержанием упрочняющей фазы: 1-Fe; 2-Fe+0,5 % TiO2; 3-Fe+5 % TiO2; 4-Fe+3,0 % TiO2; 5- X13M2+1,5 % TiO2; 6-X13M2+3,0 % TiO2; 7-X13M2+3,0 % Y2O3 Характеристики радиационного распухания ста- лей определяли на ускорителе ЭСУВИ. Образцы об- лучали ионами Сr3+ в интервале температур 400… 600 °С до дозы 100 сна (смещение на каждый атом). Величина распухания дисперсно-упрочненной стали не превышает 0,25 %. Размер пор составляет 3… 8 нм, пространственное распределение в матрице однородное. Влияние облучения на механические характери- стики стали Х13М2TiO2 исследовали в реакторе ВВР-М. Плоские холоднокатаные образцы облучали в ненагруженном состоянии при потоке быстрых нейтронов 1013 нейтр./см2 и температурах 500 и 700 0С до флюенсов 1019, 1020, 5…1020 нейтр./см2 [1]. Пределы прочности и текучести при исследо- ванных флюэнсах не меняются под воздействием об- лучения. Облучение при 700 °С приводит к значи- тельному увеличению пластичности, снижению прочности, что связано с термическим воздей- __________________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2001. №4. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (79), с. 68-71. 66 ствием. Дозная зависимость удлинения и прочност- ных характеристик не проявляется (рис.2,3). Для получения результатов по высокодозному ре- акторному облучению были исследованы образцы, облученные в активной зоне реактора БН-600 до 60 сна (1023 нейтр./см2) при охлаждении проточным натрием с температурой 450 °C. Исследования об- разцов, прошедших испытания в реакторе, показали, что распухание материала при облучении составило 0.2 %. Микроструктурные исследования подтверди- ли полученный результат в структуре наблюдались отдельные мелкие поры. Частицы упрочняющей фазы сохранили размер и морфологию. Прочност- ные характеристики дисперсно-упрочненной стали в облученном состоянии снизились примерно на 20 %, а пластичность осталась почти неизменной и соста- вила 3…4 %. Выделения отсутствуют в зернах, и на их границах не зафиксированы [2]. 200 400 600 200 400 600 800 1 2 3 4 5 6 7 Предел текучести, МПа Температура испытаний, о С Рис. 2. Влияние нейтронного облучения на предел прочности стали Х13М2TiO2: 1-необлученная сталь; 2, 3, 4- температура облуче- ния 5000 С; 5,6,7- температура облучения 7000 С; - флюенс 1019, - флюенс 1020, - флюенс 5…1020 нейтр./см2 0 200 400 600 0 20 40 60 Температура испытаний, оС 1 2 3 4 5 6 7 У дл ин ен ие , % Рис. 3. Влияние нейтронного облучения на удлинение стали Х13М2TiO2. Обозначения те же, что и на рис.2 На следующем этапе в работе исследовались сов- местимость разработанных сталей с жидкими ме- таллами, а также с парами цезия и теллура. Проведе- ны коррозионные испытания порошковых сталей Х13М2Y2O3, Х13М2TiO2 и литой стали 10Х12М- ВБФР в жидком литии и литий-свинцовой эвтектике при 350 и 500 °С; определена малоцикловая уста- лость указанных сталей в литий-свинцовой эвтекти- ке при 250 и 450 °С; изучено взаимодействие фер- ритных дисперсно-упрочненных сталей, прошедших различную термомеханическую обработку, с парами цезия и теллура. Коррозионные испытания сталей при 350оС как в литии, так и в литий-свинцовой эвтектике не вы- явили потери массы при всех выдержках. При 500оС потери массы несколько возрастают со временем вы- держки, однако в пределах разброса данных не обна- ружено разницы в поведении всех испытанных ста- лей (рис.4). 200 400 600 800 1000 10 20 30 1 2 3 4 5 6 По те ря м ас сы , г /м 2 Длительность испытаний, час Рис.4. Зависимость коррозионных потерь массы различных сталей от длительности испытаний: 1,2,3- испытания в расплаве лития; 4,5,6 – в распла- ве литий-свинец. - Х13М2TiO2; 10Х12МФБР; - Х13М2Y2O3 Испытания на малоцикловую усталость проводи- ли при симметричном изгибе плоских образцов, ча- стота нагружений составляла 0.5 Гц, амплитуда де- формации не превышала ±3%. В качестве испыта- тельных сред использовали литий-свинцовую эвтек- тику и олово, для сравнения образцы испытывали также на воздухе. При всех изученных амплитудах долговечность на воздухе дисперсно-упрочненной стали была ниже, чем литой. В то же время в распла- вах металлов долговечность обеих сталей оказалась практически одинаковой. Таким образом, степень снижения долговечности под воздействием распла- вов у литой стали оказалась выше, чем у порошко- вой. Не обнаружено также разницы в долговечно- стях, которая могла бы иметься в резуьтате различия во взаимодействии между исследуемым материалом и средой. Несмотря на то, что олово по отношению к исследуемым сталям является диффузионновоздей- ствующей средой, а литий-свинцовая эвтектика всего лишь адсорбционно-воздействующей, наблю- дается полное совпадение долговечностей при дан- ных амплитудах деформации. Ранее нами было установлено, что границы зерен дисперсно-упрочненных порошковых сталей отли- чаются высокой чистотой, при этом она сохраняется даже после длительного облучения. Вероятно, с __________________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2001. №4. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (80), с.65-68. 67 этим связано отсутствие охрупчивания данных ста- лей в жидких металлах, а также меньшая степень снижения долговечности под воздействием распла- вов, чем у литых сталей. Коррозионные испытания порошковых сталей X13М2Y2O3 и Х13М2TiO2 в парах цезия и теллура проведены при температурах 500…7500С и концен- трациях, соответствующих 10%-у выгоранию урана. Для сравнения в тех же условиях исследовали стали аустенитную ЭП172 и ферритную ЭП450. Послед- няя является наиболее перспективной для чехлов кассет быстрых реакторов. Практически при всех температурах порошковые стали показали более вы- сокую коррозионную стойкость, чем указанные ли- тые стали. Коррозия поверхности порошковых ста- лей практически равномерна, отсутствует избира- тельное проникновение реагента вдоль границ зерен [3]. Суммируя вышеизложенное, можно утверждать, что разработанные дисперсно-упрочненные стали по коррозионной стойкости, по крайней мере, не усту- пают лучшим сталям реакторного назначения как аустенитного, так и ферритного классов, а в ряде случаев и превышают их. Выполненный цикл исследований позволяет сде- лать вывод, что разработанная дисперсно упрочнен- ная сталь обладает достаточно высокой жаропрочно- стью при 700 С, высокой радиационной и корро- зионной стойкостью в жидкометаллических средах и продуктах деления и может служить основой конструкционных материалов, пригодных для дли- тельной высокотемпературной эксплуатации в усло- виях нейтронного облучения в расплавах активных металлов. ЛИТЕРАТУРА 1.В.С. Карасев, С.Д. Мамчич, Ю.П. Мельник-Ку- цин, В.И. Славута, И.И. Иванова, А.Н.Демидик, И.М. Неклюдов, Б.В. Матвиенко. Влияние облуче- ния нейтронами и заряженными частицами на ра- диационную стойкость дисперсно-упрочненной ферритной стали //Радиационные эффекты в ме- таллах и сплавах. Алма-Ата, 1983, с.127-131. 2.И.М. Федорченко. И.И. Иванова, А.Н. Демидик, Е.Н. Логунцев, В.М. Налесник, М.В. Аверина. Влияние облучения на структуру и свойства дис- персноупрочненной ферритной стали //Труды Международной конференции по радиационному материаловедению. Алушта, 1990, с.89-95. И.И. Иванова, А.Н. Демидик, В.В. Попович, С.А. Кохтев. Исследование коррозионной стойкости фер- ритных дисперсно-упрочненных сталей, предназна- ченных для горячей зоны атомных реакторов //По- рошковая металлургия. 1997, № 3 / 4, с.25-31 __________________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2001. №4. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (79), с. 68-71. 68 ФЕРРИТНЫЕ ДИСПЕРСНО-УПРОЧНЕННЫЕ СТАЛИ ДЛЯ ГОРЯЧЕЙ ЗОНЫ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ ЛИТЕРАТУРА

Ферритные дисперсно-упрочненные стали для горячей зоны реакторов на быстрых нейтронах

Institution

Ähnliche Einträge