Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Теория радиационного упрочнения металлов и сплавов на основе энергетического условия пластичности

28.11.2017 2017 - №04 Материалы и ядерная энергетика

Ю.В. Конобеев В.А. Печенкин Ф.А. Гарнер

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2017.4.10

УДК: 539.214 + 621.039.531

Общепринятый подход при оценке упрочнения состоит в вычислении критического скалывающего напряжения при продавливании сегмента скользящей дислокации между двумя однотипными барьерами. Согласно теории Орована, критическое сдвиговое напряжение τk определяется средним расстоянием l между препятствиями: τk = αGb/l (α – константа; G – модуль сдвига; b – вектор Бюргерса). Суперпозиция различных барьеров учитывается либо простым суммированием их вкладов τi (i = 1, 2, 3, … ) в критическое скалывающее напряжение τk = τ1 + τ2 + τ3 + …, либо как τk2 = τ12 + τ22 + τ32 + … . Оба способа суммирования вкладов не имеют до сих пор теоретического обоснования. На основе принципа максимального сдвигового напряжения (критерий Треска) τk для поликристаллических образцов связывается с пределом текучести в испытаниях на растяжение σy соотношением σy = 2τk. На основе понятия эффективного напряжения (энергетическое условие пластичности) эта связь имеет вид σy = (√3)τy (критерий Мизеса). Иногда используется критерий Тейлора, согласно которому σy = 3.06⋅τk .

Предлагается другой способ вычисления предела текучести металлов и сплавов. Использовано энергетическое условие пластичности (критерий Мизеса), согласно которому пластическое течение материала происходит тогда, когда удельная потенциальная энергия формоизменения, пропорциональная квадрату эффективного напряжения σeff, достигает некоторого предельного для данного материала значения, пропорционального квадрату предела текучести σy при одноосном растяжении.

Предполагается, что для начала пластического течения обусловленная внешними силами удельная потенциальная энергия формоизменения должна превысить предельное значение, равное удельной потенциальной энергии формоизменения, созданной всеми дефектами микроструктуры (дислокациями, дислокационными петлями, порами, выделениями и др.). Такой подход позволяет вычислить коэффициенты барьерного упрочнения α. Согласно предлагаемому подходу, предел текучести равен корню квадратному из суммы квадратов вкладов всех типов дефектов («геометрическое» суммирование вкладов).

Ссылки

  1. Orowan E. in: Internal Stresses in Metals and Alloys. – Institute of Metals, London, 1948. – 451 p.
  2. Diehl J. and Seidel G.P. Proc. Symp. on Radiation Damage in Reactor Materials. – IAEA, Vienna, 1969. – Vol. 1. – P.187.
  3. Bement A.L. Jr. in: Strength of Metals and Alloys. / Proceedings of Second International Conference, ASM International. – Metals Park, OH, 1973. – P. 693.
  4. Was G.S. Fundamentals of Radiation Materials Science: Metals and Alloys. – Springer Verlag, New York, 2007. – 827 p.
  5. Garner F.A., Hamilton M.L., Panayotou N.F., Johnson G.D. The microstructural origins of yield strength changes in AISI 316 during fission or fusion irradiation. // J. Nucl. Mater. – 1981. – Vol. 103104. – PP. 803808.
  6. Kuleshova E.A., Gurovich B.A., Shtrombakh Ya.I., Nikolaev Yu.A., Pechenkin V.A. Microstructural behavior of VVER440 reactor pressure vessel steels under irradiation to neutron fluences beyond the design operation period. // J. Nucl. Mater. – 2005. – Vol. 342. – PP. 7789.
  7. Hill R. The Mathematical Theory of Plasticity. – Oxford, Clarendon Press, 1950.
  8. Friedel J. Dislocations. Pergamon Press, 1964.
  9. Ландау Л.Д., Лифшиц Е.М. Теория упругости. М.: Наука, 1965.
  10. Ashby M.F. and Brown L.M. Diffraction Contrast from Spherically Symmetrical Coherency Strains. // Phil. Mag. – 1963. – Vol. 8. No. 91. – P. 1083.
  11. Buswell J.T., Phythian W.J., МсElroy R.J., Dumbill S., Ray P.H.N., Mace J. and Sinclair R.N. Irradiationinduced microstructural changes, and hardening mechanisms, in model PWR reactor pressure vessel steels. // J. Nucl. Mater. – 1995. – Vol. 225. – P. 196.
  12. Odette G.R. and Lucas G.E. Radiation Embrittlement of Nuclear Reactor Pressure Vessel Steels: An International Review, ASTM STP 909, Volume 2. – The American Society for Testing and Materials, 1986. – P. 206.
  13. Fisher S.B. and Buswell J.T. A Model For PWR PressureVessel Embrittlement // Int. J. Press. Vessel & Piping. – 1987. – Vol. 27. – No. 2. – PP. 91135.
  14. Williams T.J., Burch P.R., English C.A. and Ray P.H.N. Proc. 3rd Int. Symp. on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reactors. – Traverse City, MI, USA (The Metallurgical Society), 1988. – P. 121.
  15. Keating D.T. and Goland A.N. Atomic Displacements around Dislocation Loops. // J. Appl. Physics. – 1968. –Vol. 39. – No. 13. – P. 6018.
  16. Tucker R.P., Ohr S.M. and Wechsler M.S. Proc. Symp. on Radiation Damage in Reactor Materials. – IAEA, Vienna, 1969. – Vol. 1. – P. 215.
  17. Moteff J., Michel D.J. and Sikka M.L. in: Defects and Defects Clusters in BCC Metals and Their Alloys. Arsenault R.J. Ed. // Nuclear Metallurgy. – 1973. – Vol. 18. – P. 198.

радиационное упрочнение предел текучести металлы и сплавы дислокации поры частицы фазовых выделений