Mod. 9Cr–1Mo steel is considered fo

Mod. 9Cr–1Mo steel is considered for cladding of sodium fast reactors and pressure vessel of very high
temperature reactor because this material had higher thermal conductivity, lower thermal expansion coefficients, and
low void swelling[1-3]. Void swelling limited the use of austenitic steels for fuel cladding and other in-core
applications.
Low cycle fatigue is one of the most important damage mechanisms that limit operation of next generation
reactor during 60 years. Low cycle fatigue is induced by temperature gradient during start-up and cool-down of
nuclear reactor. Cyclic stress of Mod. 9Cr-1Mo steel which has tempered martensite microstructure is softened
during low cycle fatigue[4-6]. Cyclic softening during low cycle fatigue is affected by microstructural change and
experimental condition because cyclic softening is caused by the decrease of dislocation density and the amount and
distribution of precipitation[7-9]. Cyclic softening is an important factor to determine allowable stress and design
reactor safely. Cyclic softening behavior should be evaluated with operating condition (temperature and strain
range) and metallurgical change (heat treatment, welding and aging) to assess integrity of structure until 60 years. In this study, cyclic softening behaviors are evaluated with metallurgical and experimental change

ผลลัพธ์ (ไทย) 1:

มด 9Cr – 1Mo เหล็กเป็นผนังเตาปฏิกรณ์อย่างรวดเร็วของโซเดียมและความดันเรือสูงมากเครื่องปฏิกรณ์อุณหภูมิเนื่องจากวัสดุนี้มีการนำความร้อนสูง ลดสัมประสิทธิ์การขยายตัว และต่ำยกเลิกบวม [1-3] ยกเลิกจำกัดบวมใช้เหล็กสเตสลายน้ำมันเชื้อเพลิงและอื่น ๆ ในหลักการใช้งานรอบต่ำความเหนื่อยล้าเป็นหนึ่งกลไกสำคัญที่สุดความเสียหายที่จำกัดการทำงานของรุ่นต่อไปเครื่องปฏิกรณ์ในระหว่าง 60 ปี รอบต่ำความเหนื่อยล้าเป็นชักนำ โดยไล่ระดับอุณหภูมิในช่วงเริ่มต้น และการเย็นลงของเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ ความเครียดที่วงจรของ Mod เหล็ก 9Cr 1Mo ซึ่งมีอารมณ์เป็นจุลภาคคือนุ่มนวลในระหว่างรอบต่ำล้า [4-6] ทุกรอบอ่อนในช่วงรอบต่ำความเหนื่อยล้าเป็นผลกระทบจากเปลี่ยนแปลงจุลภาค และทดลองสภาพเนื่องจากวงจรอ่อนเกิดจากการลดลงของความหนาแน่นของกระดูกเคลื่อนและปริมาณ และการกระจายของฝน [7-9] วงจรอ่อนเป็นปัจจัยสำคัญเพื่อกำหนดความเครียดที่ได้รับอนุญาตและการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์อย่างปลอดภัย ลักษณะการทำงานวงจรอ่อนควรถูกประเมิน ด้วยสภาวะ (อุณหภูมิและความเครียดในการทำงานช่วง) และเปลี่ยนโลหะ (ความร้อน เชื่อม และอายุ) เพื่อประเมินความสมบูรณ์ของโครงสร้างจนถึง 60 ปี ในการศึกษานี้ มีประเมินพฤติกรรมอ่อนวงจรทางโลหะวิทยา และการทดลองการเปลี่ยนแปลง

ผลลัพธ์ (ไทย) 2:

พอควร เหล็ก 9Cr-1 เดือนที่อยู่ในการพิจารณาสำหรับการหุ้มเครื่องปฏิกรณ์รวดเร็วโซเดียมและภาชนะรับความดันสูงมาก
ปฏิกรณ์อุณหภูมิเพราะสารนี้มีการนำความร้อนที่สูงกว่าค่าสัมประสิทธิ์การขยายตัวของความร้อนที่ต่ำกว่าและ
เป็นโมฆะต่ำบวม [1-3] อาการบวมเป็นโมฆะ จำกัด การใช้งานของเหล็กสเตนสำหรับหุ้มเชื้อเพลิงและในหลักอื่น ๆ
การใช้งาน.
ความเมื่อยล้ารอบต่ำเป็นหนึ่งในกลไกความเสียหายที่สำคัญที่สุดที่จะ จำกัด การดำเนินงานของรุ่นต่อไป
ของเครื่องปฏิกรณ์ในช่วง 60 ปีที่ผ่านมา ความเมื่อยล้ารอบต่ำที่เกิดจากการไล่ระดับอุณหภูมิในช่วงเริ่มต้นขึ้นและเย็นลงของ
เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ ความเครียดเป็นวงกลมของมด เหล็ก 9Cr-1 เดือนซึ่งได้อารมณ์จุลภาค martensite มีการปรับตัวลดลง
ในช่วงรอบต่ำเมื่อยล้า [4-6] ชะลอความเมื่อยล้า Cyclic ในช่วงรอบต่ำได้รับผลกระทบจากการเปลี่ยนแปลงโครงสร้างจุลภาคและ
สภาพการทดลองเพราะวงจรอ่อนที่เกิดจากการลดลงของความหนาแน่นของการเคลื่อนที่และจำนวนเงินและ
การกระจายของฝน [7-9] อ่อน Cyclic เป็นปัจจัยสำคัญในการกำหนดความเครียดอนุญาตและการออกแบบ
เครื่องปฏิกรณ์ได้อย่างปลอดภัย พฤติกรรมอ่อน Cyclic ควรมีการประเมินที่มีสภาพการดำเนินงาน (อุณหภูมิและความเครียด
ช่วง) และการเปลี่ยนแปลงโลหะ (การรักษาความร้อนเชื่อมและริ้วรอย) เพื่อประเมินความสมบูรณ์ของโครงสร้างจนถึง 60 ปี ในการศึกษานี้พฤติกรรมอ่อนวงจรจะมีการประเมินกับการเปลี่ยนแปลงโลหะและการทดลอง

ผลลัพธ์ (ไทย) 3:

mod 9cr – 1mo เหล็กถือว่า cladding ของโซเดียมปฏิกรณ์เร็วและภาชนะความดันสูงมากอุณหภูมิของเครื่องปฏิกรณ์เนื่องจากวัสดุนี้สูงกว่าค่าการนำความร้อนต่ำ ค่าสัมประสิทธิ์การขยายตัวเนื่องจากความร้อน และต่ำโมฆะบวม [ 1-3 ] โมฆะบวม จำกัด ใช้เหล็กวิทยาทานสำหรับ cladding เชื้อเพลิงและอื่น ๆ ในหลักการประยุกต์ใช้ความเหนื่อยล้ารอบต่ำเป็นหนึ่งในที่สำคัญที่สุดกลไกการดําเนินการ จำกัด ความเสียหายของรุ่นต่อไปเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ในช่วง 60 ปี ความเหนื่อยล้ารอบต่ำเกิดจากการเย็นลงของอุณหภูมิในช่วงเริ่มต้นเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ ความเครียดเป็นวงกลมของ mod 9cr-1mo เหล็กซึ่งมีโครงสร้างมาร์เทนไซต์กระจกเป็นนิ่มในความเหนื่อยล้ารอบต่ำ [ 4-6 ] อาศัยแรงในรอบต่ำจะได้รับผลกระทบจากความเมื่อยล้าเปลี่ยนแปลงโครงสร้างจุลภาคและทดลองเป็นเงื่อนไข เพราะอาศัยเกิดจากการลดลงของความหนาแน่นและปริมาณ และเคลื่อนการตกตะกอน [ 4-5 ] แบบแรกเป็นปัจจัยสำคัญที่จะกำหนดด่างและการออกแบบเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์อย่างปลอดภัย พฤติกรรมแบบที่อาศัยควรได้รับการประเมินภาวะเครียดด้วย ( อุณหภูมิช่วง ) และโลหการเปลี่ยนแปลง ( การรักษาความร้อน , เชื่อมและผู้สูงอายุ ) เพื่อประเมินความสมบูรณ์ของโครงสร้างถึง 60 ปี ในการศึกษานี้ได้อาศัย เป็นพฤติกรรมจะถูกประเมินด้วยโลหะและทดลองเปลี่ยน