автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Особенности эволюции структуры и свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при проектном и запроектном сроке службы

Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт»

На правах рукописи

МАЛЬЦЕВ Дмитрий Андреевич

ОСОБЕННОСТИ ЭВОЛЮЦИИ СТРУКТУРЫ И СВОЙСТВ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000 ПРИ ПРОЕКТНОМ И ЗАПРОЕКТНОМ СРОКЕ СЛУЖБЫ

Специальность 05.14.03. - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

з ОКТ 21)13

ци«'*'"

Москва — 2013

005533784

Работа выполнена в Национальном исследовательском центре «Курчатовский институт»

Научный руководитель: Евгения Анатольевна Кулешова

доктор технических наук, главный научный сотрудник ИРМТ НИЦ «Курчатовский институт»

Официальные оппоненты: Калин Борис Александрович,

доктор физико-математических, профессор, заведующий кафедрой Физических проблем материаловедения НИЯУ МИФИ

Никулин Сергей Анатольевич, доктор технических наук, профессор, заведующий кафедрой Металловедения и физики прочности НИТУ МИСиС

Ведущая организация: ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»

Защита диссертации состоится «....»...... 2013 г. в ... ч.....мин. на заседании

диссертационного совета Д 520.009.06 в Национальном исследовательском центре «Курчатовский институт» по адресу: 123182, г. Москва, пл. Курчатова, Д.1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке НИЦ "Курчатовский Л г институт"

Автореферат разослан «_»_2013 г.

Ученый секретарь диссертационного совета, доктор технических наук, профессор

В.Г. Мадеев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ Актуальность работы

В настоящее время одним из приоритетных направлений модернизации российской экономики является развитие атомной энергетики, которое предусматривает не только строительство новых АЭС, но и продление срока эксплуатации действующих энергоблоков. Для реакторных установок типа ВВЭР-1000 рассматривается возможность продления срока службы до 60 лет и более. Для наиболее проблемных с точки зрения химического состава корпусов реакторов (КР) для продления срока службы запланировано проведение компенсирующих мероприятий - восстановительного отжига. Однако для ряда корпусов возможно обоснование продление срока службы без использования процедуры восстановительного отжига, а задача по продлению срока эксплуатации сводится к обоснованию требуемого уровня свойств материалов конкретного КР на запроектный период.

При прогнозировании свойств материалов КР на запроектный период обязательным и необходимым этапом является проведение структурных исследований, что позволяет не только выявить механизмы, ответственные за деградацию свойств отдельных элементов корпуса на разных этапах эксплуатации, но и существенно повысить надежность прогнозируемых свойств.

Так, для необлучаемых элементов КР ВВЭР-1000 (обечаек зоны патрубков) изменение свойств обусловлено длительным воздействием рабочих температур. Поэтому исследование эффектов температурного старения является важнейшим этапом при прогнозировании изменения свойств материалов корпуса реакторов в процессе эксплуатации.

При прогнозировании свойств облучаемых элементов КР возникает необходимость расширения существующей базы данных до флюенсов, соответствующих сроку эксплуатации 60 лет, за счет ускоренного облучения представительных материалов в исследовательском реакторе. При этом для адекватной интерпретации результатов ускоренно облученных материалов необходимо четко понимать механизмы, ответственные за деградацию свойств материалов КР при облучении высоким флаксом до различных флюенсов.

Всё вышесказанное определяет актуальность данной работы, в которой высокоразрешающими аналитическими методами трансмиссионной и сканирующей электронных микроскопий, а также оже-электронной спектроскопии проведены исследования широкого круга материалов КР ВВЭР-1000, в состояниях, необходимых для их аттестации до 60 лет.

Цель работы

Целью работы являются исследования особенностей структуры и их связь со свойствами материалов КР ВВЭР-1000 при проектном и запроектном сроке службы.

Для достижения поставленной цели были сформулированы следующие задачи:

• для необлучаемых элементов КР определить механизмы, ответственные за деградацию свойств материалов, вследствие длительного воздействия повышенных рабочих температур. Оценить вклад каждого механизма на всех этапах эксплуатации;

• для материалов, облученных в различных условиях, провести комплекс структурных исследований для выявления вклада эффекта флакса в конечное охрупчивание;

• оценить вклад упрочняющих и неупрочняющих механизмов в охрупчивание материалов КР ВВЭР-1000 при их эксплуатации в течение 60 лет.

Научная новизна и практическая значимость работы

• впервые проанализирована накопленная в НИЦ «Курчатовский институт» база данных по фрактографическим исследованиям образцов-свидетелей (ОС) КР ВВЭР-1000. Построена зависимость доли хрупкого межзеренного разрушения от химического состава и рабочих параметров КР ВВЭР-1000 (химического состава, флюенса быстрых нейтронов и продолжительности термической выдержки);

• по результатам структурных исследований определены механизмы, ответственные за деградацию свойств необлучаемых элементов КР ВВЭР-1000. Выполнена оценка сдвига критической температуры хрупкости для необлучаемых материалов корпусов ВВЭР-1000 в зависимости от доли хрупкого межзеренного разрушения образцов Шарпи;

• экспериментально получены характеристики структурного состояния, обуславливающие изменение свойств сталей КР ВВЭР-1000, при облучении до флюенсов, соответствующих времени эксплуатации до 60 лет.

• по результатам структурных исследований определены механизмы, обуславливающие наличие эффекта флакса для сталей КР ВВЭР-1000 при облучении в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов;

Степень обоснованности и достоверности полученных научных результатов

Сформулированные в диссертационном исследовании положения, выводы и рекомендации обоснованы большой базой полученных экспериментальных результатов комплексных структурных исследований высокоразрешающими аналитическими методами исследования материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000, подтвержденные результатами механических испытаний.

Основные положения и результаты, выносимые на защиту

• влияния макроструктуры на охрупчивание сталей КР ВВЭР-1000;

• фазовые превращения, происходящих в материалах КР ВВЭР-1000 в процессе длительных термических выдержках и облучения при рабочих температурах;

• оценка вклада зернограничных сегрегаций примесей в изменение свойств материалов КР ВВЭР-1000 при длительных термических выдержках при рабочих температурах;

• оценка вклада неупрочняющего механизма в эффект флакса для сталей КР ВВЭР-1000;

• оценка вклада упрочняющего механизма в эффект флакса для сталей КР ВВЭР-1000;

• изменения структуры и свойств основного металла (ОМ) и металла сварного шва (МШ) КР ВВЭР-1000 при облучении до запроектных флюенсов быстрых нейтронов.

Личный вклад автора

• Автор принимал активное участие в постановке экспериментальных исследований, в выборе методов их решения и в анализе полученных результатов.

• Автором выполнены фрактографические и структурные исследования образцов сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000 в исходном состоянии, после длительных термических выдержек при рабочей температуре корпуса реактора, после облучения в составе образцов-свидетелей ВВЭР-1000 и ускоренного облучения в исследовательском реакторе, осуществлен анализ полученных экспериментальных данных.

• Автором проведены исследования методами ТЭМ и СЭМ фазовых превращений в сталях корпусов реакторов ВВЭР-1000 в процессе длительных термических выдержек и облучения.

• Автор принимал активное участие в анализе и обсуждении результатов ТЭМ и оже-спектроскопических исследований.

• Автором проведен анализ результатов структурных исследований и выявлена корреляция с результатами механических испытаний, определены механизмы ответственных за изменение свойств в процессе длительных термических выдержек при рабочей температуре корпуса реактора, механизмы, ответственные за эффект флакса, получена картина структурно-фазового состояния сталей корпусов ВВЭР-1000 после облучения до запроектных флюенсов.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и списка литературы из 126 наименований, содержит 156 страниц, 15 таблиц и 50 рисунков.

Апробация работы

Основные результаты диссертации опубликованы в 20 статьях и докладах, среди которых 9 публикаций в ведущих рецензируемых изданиях, рекомендованных в действующем перечне ВАК. Материалы докладывались и обсуждались на 15 международных и всероссийских конференциях.

Публикации

Список основных публикаций приведен в конце автореферата.

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении отражена актуальность темы диссертации, поставлена цель работы, сформулированы задачи для достижения поставленной цели, научная новизна и практическая значимость, а также основные положения, выносимые на защиту.

В первой главе «Трансформация структуры и деградация свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 под воздействием эксплуатационных факторов (литературный обзор)» В данном разделе представлена общая характеристика материалов КР ВВЭР-1000 и их склонность к хрупкому разрушению под действием эксплуатационных факторов.

Охрупчивание материалов КР ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации может быть обусловлено действием упрочняющих и неупрочняющих механизмов. Действие упрочняющих механизмов связано с увеличением предела текучести материалов в процессе эксплуатации, что может быть обусловлено образованием радиационно-индуцированных элементов наноструктуры под облучением (радиационно-индуцированных преципитатов и радиационных дефектов - дислокационных петель) или протеканием в сталях КР ВВЭР-1000 различных фазовых превращений. К неупрочняющим механизмам относится обратимая отпускная хрупкость (образование сегрегаций примесей по границам зерен и межфазным границам).

Анализ литературных данных показывает, что сдвиг критической температуры хрупкости в сталях КР ВВЭР-1000 может быть обусловлен: • длительными термическими выдержек при рабочих температурах КР: о Явлением обратимой отпускной хрупкости. При этом вклад сегрегационных процессов становится особенно значимым при больших временах термических выдержек (более 100 тыс. ч) и зависит от содержания никеля в стали. В этой связи материалы сварных швов КР ВВЭР-1000, характеризующиеся повышенным по сравнения с ОМ содержанием никеля (1,5-1,9 масс.%), в большей степени склонны к термическому охрупчиванию, чем материалы ОМ КР ВВЭР-1000, в которых содержание никеля составляет 1,0-1,3 масс.%. о Протеканием различных фазовых превращений. Влияние фазовых превращений на деградацию свойств материалов КР может быть обусловлено выделением и коагуляцией карбидный фаз в различных

временных диапазонах, а также возможным выделением других фаз. Необходимо отметить, что опубликованные в настоящее время литературные данные по влиянию фазовых превращений на механические свойства сталей КР ВВЭР-1000 в процессе длительных термических выдержек при рабочих температурах КР противоречивы, что потребовало уточнения этих данных. • Под воздействием нейтронного облучения:

о длительными термическими выдержек при рабочих температурах КР (явлением обратимой отпускной хрупкости и гипотетическим протеканием возможных фазовых превращений).

о Образованием радиационно-индуцированных элементов структуры - радиационных дефектов и радиационно-индуцированных преципитатов на основе никеля, марганца и кремния. Необходимо отметить, что темп радиационного охрупчивания материалов КР ВВЭР существенно зависит от условий облучения (эффект флакса). Для материалов КР ВВЭР-440 наиболее распространенной к настоящему времени является модель, связывающая эффект флакса с содержанием меди -основного элемента, входящего в состав радиационно-индуцированных преципитатов в сталях КР ВВЭР-440. Для материалов КР ВВЭР-1000 влияние плотности потока быстрых нейтронов на темп радиационного охрупчивания до конца не изучено. Однако механизмы эффекта флакса для сталей КР ВВЭР-1000 к настоящему времени детально не определены, что затрудняет применение результатов ускоренного облучения для прогнозирования свойств сталей КР ВВЭР-1000 при запроектном сроке службы.

Таким образом, анализ литературных источников показывает, что механизмы и структурные аспекты, ответственные за деградацию свойств материалов облучаемых и необлучаемых элементов КР ВВЭР-1000 при проектном и запроектном сроке службы на данный момент времени детально не определены. Именно на выявление механизмов, ответственных за деградацию свойств облучаемых и необлучаемых элементов КР ВВЭР-1000, и оценку их вклада при проектном и запроектном сроке службы направлена данная работа.

Во второй главе «Материалы и методы исследования структуры»

приведен химический состав исследованных материалов и описание методик исследований, использованных в работе.

Исследованы материалы тепловых и лучевых комплектов образцов-свидетелей (ОС) КР ВВЭР-1000 с различными временами термических выдержек, а также материалы КР ВВЭР-1000, ускоренно облученные в исследовательском реакторе ИР-8. Химический состав исследованных материалов представлен в таблице 1.

Таблица 1 - Химический состав исследованных материалов

Материал Химический состав, вес.%

С № Р Си Б Мп 81 Сг Мо V

МШ Бал АЭС-1 0,06 1,89 0,011 0,03 0,019 0,99 0,33 1,74 0,67 0,01

МШ Кал АЭС-1 0,07 1,73 0,008 0,03 0,012 0,98 0,30 1,72 0,63 0.02

МШ Кал АЭС-2 0,07 1,61 0,009 0,06 0,013 0,81 0,33 1,78 0,58 0.03

МШ Бал АЭС-3 0,07 1,54 0,008 0,06 0,012 0,76 0,30 1,75 0,62 0,02

МШ Хм АЭС-1 0,07 1,82 0,008 0,03 0,009 0,91 0,26 1,83 0,61 0.01

МШ НВ АЭС-5 0,07 1,22 0,015 0,04 0,012 0,72 0,30 1,62 0,61 0,02

МШ Ров АЭС-3 0,07 1,56 0,011 0,02 0,012 0,76 0,36 1,78 0,60 0,02

МШ Кал АЭС-3 0,07 1,34 0,006 0,03 0,08 0,89 0,35 1,87 0,59 0,02

МШ Бал АЭС-2 0,06 1,53 0,010 0,05 0,012 0,83 0,33 1,76 0,60 0,02

ОМ Кал АЭС-1 0,15 1,20 0,007 0,05 0,015 0,44 0,26 1,82 0,56 0,09

ОМ Кал АЭС-2 0,16 1,19 0,007 0,10 0,0012 0,39 0,26 1,98 0,49 0,11

ОМ Бал АЭС-1 0,14 1,00 0,009 0,04 0,010 0,41 0,20 1,76 0,48 0,07

Исследования структуры материалов КР ВВЭР-1000 в различных состояниях проводили следующими методами:

• Фрактографические исследования методами растровой электронной микроскопии (РЭМ) для выявления возможных фазовых превращений и участков хрупкого межзеренного разрушения. Определение доли хрупкого межзеренного разрушения в изломах образцов, испытанных на ударный изгиб, позволяет экспрессно оценить степень развития сегрегационных процессов в стали.

Для корректной сравнительной оценки доли хрупкого межзеренного разрушения в сталях КР ВВЭР-1000 разработаны методика и Ноу-хау № 34/2009 от 23.09.2009 г. «Методика проведения фрактографических исследований сталей корпусов реакторов ВВЭР с целью определения степени развития сегрегационных процессов в условиях высоких температур и облучения».

• Исследования методами трансмиссионной электронной микроскопии (ТЭМ) для выявления радиационно-индуцированных элементов структуры (определения плотностей и размеров радиационных дефектов дислокационных петель и радиационно-индуцированных преципитатов), а также определения типа кристаллической решетки фазовых выделений.

• Исследования методами оже-электронной спектроскопии (ОЭС) для количественного определения уровня зернограничных сегрегаций примесей (прежде всего, фосфора).

В третьей главе «Исследования кинетики теплового охрупчивания материалов КР ВВЭР-1000 при длительных термических выдержках при рабочих температурах корпуса реактора» проведены структурные исследования тепловых комплектов материалов образцов-свидетелей ВВЭР-1000 (с времени выдержки до ~ 140 000 ч) для выявления упрочняющих и

неупрочняющих механизмов, ответственных за сдвиг критической температуры хрупкости необлучаемых элементов корпуса реактора.

Действие упрочняющего механизма начинается с влияния размера зерна на сдвиг предела текучести и, соответственно, на критическую температуру хрупкости уже в исходном состоянии. В работе экспериментально показано значительное снижение критической температуры хрупкости сталей КР ВВЭР-1000 при уменьшении размера зерна (рисунок 1), что согласуется с имеющимися в литературе данными.

-115-, -120-125-

о -130 *

ь

-135 -140

-145

3.5

6.0

0 4.5 5.« 5 Ln(d/d0)

Рисунок 1 - Зависимость критической температуры хрупкости от логарифма

размера зерна. do=l мкм.

Установлено, что сдвиг критической температуры хрупкости образцов стали с искусственно созданными термообработкой размерами зерен, отличающимися на порядок, достигает 24°С при увеличении размера зерна от 35 до 350 мкм. Такой сдвиг критической температуры хрупкости является значимым, поэтому при сравнении результатов испытаний образцов сталей КР ВВЭР-1000 в различных состояниях следует учитывать влияние размера зерна на предел текучести и критическую температуру хрупкости.

Для уточнения влияния фазовых превращений в образцах-свидетелях термокомплектов различной выгрузки на охрупчивания сталей КР ВВЭР-1000 были проведены исследования, которые показали, что в образцах ОМ и МШ КР в исходном состоянии и после термических выдержек, наряду с a-Fe, присутствуют следующие фазы (рисунки 2-3): • В металле сварного шва обнаружены карбиды трех типов:

о Ме2зСб на основе хрома, которые имеют состав (Сг,Мо)2зСб с переменным содержанием молибдена и небольшими добавками железа и марганца, имеют объемно-центрированную кристаллическую решетку.

о Карбиды типа - Ме4С2)5 на основе молибдена имеют состав Мо3СгС2>5 с добавками железа, никеля, марганца и кремния и имеют гексагональную кристаллическую решетку.

о Карбиды на основе молибдена состава Моз,08Сг0,92С2,5 имеют гексагональную кристаллическую решетку, существенно меньшие размеры и большую плотность по сравнению с карбидами типа (Сг,Мо)23С6.

• В образцах основного металла обнаружены выделения двух типов:

о Карбиды типа Ме2зС6, имеющие состав (Сг,У)23С6 с переменным содержанием ванадия и небольшими добавками железа, молибдена и марганца и объемно-центрированную кристаллическую решетку.

о Карбонитриды У(С,К), имеющие объемно-центрированную кристаллическую решетку.

В таблице 2 представлены результаты измерений плотности и размеров фазовых выделений в материалах ОМ и МШ КР ВВЭР-1000 в исходном состоянии и после длительных термических выдержек при рабочих температурах КР.

Таблица 2 - Плотность и размеры фазовых выделений в ОМ и МШ образцов-свидетелей температурных комплектов ВВЭР-1000_

Время изотермии- Карбонитриды V(C,N) Мелкие карбиды Mo3CiC2.5 Карбиды Сг23Сб Крупные карбиды Мо,СгС?,

ческой Средний Плотность •1021, Средний Плотность Средний Плотность Средний Плотность

выдержки, размер, размер, •1021, размер, •1019, размер, •10",

ч нм м"3 нм и"3 нм м3 нм м"3

ОМ Калининская АЭС, блок 3

исходное 12-14 3,8±1,0 - - 90-110 4,0±0,7 _

11496 12-14 3,9±0,7 - - 90-110 3,8±0,6 _ _

19512 12-14 4,1±0,5 - - 80-100 4,2±0,6 _ _

27048 10-12 3,9±0,8 - - 90-110 3,9±0,8 - -

ОМ Балаковская АЭС, блок 3

исходное 19-21 4,3±1,3 - - 80-100 4,8±0,7 - -

36048 20-22 4,0±0,8 - - 80-100 4,3±0,6 _ _

89400 20-22 4,2±0,5 - - 70-90 4,9±0,6 _ _

136896 22-24 4,3±0,8 - - 80-100 4,7±0,8 _ _

МШ Калининская АЭС, блок 2

исходное - - 18-20 0,9±0,1 60-80 1,7±0,3 60-80 1,2±0,3

67032 - - 20-22 1,1±0,1 60-80 1,6±0,3 70-90 0,9±0,3

136656 - - 22-24 1,0±0,1 60-80 1,8±0,3 70-90 1,0±0,2

МШ Балаковская АЭС, блок 3

исходное - - 20-22 1,0±0,2 60-80 1,5±0,3 60-80 1,1±0,3

36048 - - 20-22 1,2±0,1 80-100 1,7±0,3 60-80 0,9±0,3

89400 - - 22-24 1,1±0,2 80-100 1,4±0,3 60-80 1,2±0,3

136896 - - 20-22 1,3±0,2 80-100 1,8±0,3 60-80 1,3±0,3

Анализ таблицы 2 показывает, что во всех исследованных состояниях состав карбидов и карбонитридов практически одинаковый с учетом возможной разницы в химическом составе образцов, вырезанных из различных мест выбранного для исследования слоя. По мере увеличения длительности термической выдержки не наблюдается существенного изменения в размерах и плотности карбидных и карбонитридных фаз. При этом микротвердость исследованных образцов после различных изотермических выдержек также не изменяется, т.е. не происходит дополнительного доотпуска бейнита, полученного после штатной термообработки (рисунок 2).

Таким образом, экспериментально показано, что предпосылки для изменения прочностных характеристик ОМ и МШ, обусловленные

изменением фазового состава исследованных образцов-свидетелей из термокомплектов при выдержке в интервале температур 300-320°С длительностью до -140 ООО часов, отсутствуют.

360

ОМ Кал АЭС, блокЗ ОМ Бал АЭС, блок 3 МШ Бал АЭС, блок 3 МШ Кал АЭС, блок 2

40000 80000 120000 Время выдержки, ч

160000

Рисунок 2 - Микротвердость образцов-свидетелей ОМ и МШ температурных

комплектов.

Для оценки вклада неупрочняющего механизма в охрупчивание сталей КР ВВЭР-1000 в работе проведены фрактографические исследования, которые, наряду с анализом накопленной в НИЦ Курчатовский институт базой данных фрактографических исследований, показали, что существует зависимость доли хрупкого межзеренного разрушения в изломах образцов, испытанных на ударный изгиб, от длительности термической выдержки и содержания никеля в стали (рисунок 3).

Для

тепловых комплектов

Т, тыс ч

Рисунок 3 - Хрупкое межзеренное разрушение (а) и зависимость доли хрупкого межзеренного разрушения образцов Шарпи материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 от содержания никеля и продолжительности изотермической выдержки (б).

Из рисунка 3 видно, что процесс образования сегрегации примесей (прежде всего фосфора) не прекращается на протяжении всего периода эксплуатации и зависит от содержания никеля в стали. Увеличение содержания никеля в стали способствует интенсификации процессов образования сегрегаций уже в исходном состоянии при медленном охлаждении после штатной термической обработки. Материалы сварных швов КР ВВЭР-1000 с содержанием никеля более 1,5 масс.% характеризуются большей по сравнению с ОМ долей хрупкого межзеренного разрушения в изломах образцов, испытанных на ударный изгиб, и, как следствие, большей склонностью к тепловому охрупчиванию. Темп образования сегрегаций постепенно замедляется.

Установлена корреляция между долей хрупкого межзеренного разрушения и сдвигом критической температуры хрупкости для образцов-свидетелей МШ ВВЭР-1000 тепловых комплектов различной выгрузки. Коэффициент составил 0,8, что является значимой и высокой величиной. Зависимость сдвига критической температуры хрупкости от доли хрупкого межзеренного разрушения в изломах образцов Шарпи материалов тепловых комплектов МШ представлена на рисунке 4.

Необходимо отметить, что при построении зависимостей, представленных на рисунках 3-4, для исключения влияния размера зерна отбирались образцы с одинаковым размером зерен (100-150мкм), испытанные в температурном интервале максимального проявления хрупкого межзеренного разрушения.

О МШ Бал АЭС, блок 1, МИ,88 Д МШ бал АЭС, блок 2, N¡-1.59 О МШ Бал АЭС, блок 3, N¡-1,57 О МШ Кал АЭС, блок 1, N¡-1,77

* МШ Кал АЭС, блок 2, N¡-1,64 » МШНВАЭС, блок 5, N¡-1,21 » МШ Ров АЭС, блок 3, N¡-1,64

* МШ Хм АЭС, блок 1, N¡-1,88 О МШ Кал АЭС, блок 3,№-1,34

0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 Прирост доли хрупкого межзеренного разрушения, %

Рисунок 4 — Зависимость сдвига критической температуры хрупкости от доли хрупкого межзеренного разрушения. Данные фрактографических исследований доли хрупкого межзеренного разрушения коррелируют с количественными измерениями концентрации фосфора на границах зерен, и подтверждаются полученными по результатам ожэ-спектроскопических исследований1 (рисунок 5).

1 Здесь и далее результаты оже-спектроскопических исследований получены совместно с к.ф.-м.н О.О.Забусовым и М.А.Салтыковым

40

>5

£ X 35

Ф

а Ф 30

2 п 25

3

Л 20

С

о £ 15

Г

8 10

1 5

ю

о 0

н

о

—Ш— МШ Кал АЭС, блок 2 исходное;

МШ Кал АЭС, блок 2 67 032 ч -»й&г-МШ Кал АЭС, блок 2 136 656 ч

.$> ¿У.!? #

Зернограничная сегрегация Р, % покрытия монослоем

Рисунок 5 - Концентрация фосфора на поверхностях межзеренного разрушения образцов МШ Калининской АЭС блок 2 в исходном состоянии и после термических выдержек при рабочей температуре КР.

Как было показано выше, структурные предпосылки для изменения прочностных характеристик исследованных образцов ОМ и МШ в интервале температур 300-320°С до -140 ООО часов отсутствуют. Поэтому наблюдаемое изменение предела текучести2 (рисунки 6-7) может быть обусловлено разбросом свойств, вследствие неоднородности химического состава и термической обработки образцов, вырезанных из разных слоев. Единственным механизмом, ответственным за сдвиг критической температуры хрупкости необлучаемых элементов КР ВВЭР-1000 является образование сегрегаций примесей (прежде всего, фосфора) по границам зерен.

ДИрад.МПа

ДТ,»С

10 00 80 100 120 МО Кагендерное время, тыс ч

АО «I 80 1 00 120 МО 160 Кзпендарное время, тыс ч

а - изменение предела текучести

б - изменение критической температуры хрупкости Рисунок 6(а,б) - Изменение механических свойств для образцов-свидетелей ОМ тепловых комплектов ВВЭР-1000.

2 Здесь и далее результаты механических испытаний получены сотрудниками ИРМТ НИЦ «Курчатовский институт» под руководством Д.А. Журко

iRtí:,Wlj

Д VC

О 0

•

• i i* 1 n* 0 rt Да & *

" * * » t ■

« » »

О 20 40 60 80 tOO 120 140 Календарное ереш тыс ч

40 60 80 100 120 140 160 180 Какнаариое время, тыс ч

б - изменение критической температуры хрупкости Изменение механических свойств для образцов-свидетелей МШ тепловых комплектов ВВЭР-1000.

а - изменение предела текучести Рисунок 7(а,б)

В четвертой главе «Микроструктурные исследования материалов, облученных в различных условиях, для выявления структурных предпосылок эффекта флакса» проведены сравнительные структурные исследования сталей КР ВВЭР-1000, облученных в составе образцов-свидетелей и ускоренно (при плотностях потока в 20-200 раз больше) в исследовательском реакторе ИР-8.

Сравнительные исследования вклада теплового воздействия в общее охрупчивание материалов, облученных в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов, показали, что доля хрупкого межзеренного разрушения при ускоренном облучении МШ с учетом разброса значений, обусловленным различиями в химическом составе и зеренной структуре, существенно ниже, чем в случае облучения в составе образцов-свидетелей (рисунок 8). При этом при ускоренном облучении МШ в интервале флюенсов быстрых нейтронов (28-68)х1022 м-2 не наблюдается дозовой зависимости доли хрупкого межзеренного разрушения в изломах образцов Шарпи.

О ^ 40

ге 40

« 35

■ i 30

' э

& 25-j

а Я 20-

^ О.

5 р

го й)

Е г

15 > 10 fr

ОО

О* О <1

О «в

5-)Э СПО Ш

□ МШ Кап АЭС, блок 2 облучение ОС

■ МШ Кал АЭС, блок 2 облучение в ИР-8

О МШ Бал АЭС, блок 3 облучение ОС

• МШ бал АЭС облучение в ИР-8

О МШ Кал АЭС, блок 2 облучение ОС

ф МШ Кап АЭС, блок 2 облучение а ИР-8

■ÍT МШ Хм АЭС, блок 1 облучение ОС

* МШ Хм АЭС. блок 1 облучение в ИР-8 < МШ Бал АЭС. блок 1 облучение ОС

^ МШ Бал АЭС, блок 1 облучение в ИР-8

£

О. 2

х 3

S £

I s

1 о.

« о

С i

ГС Ф

5 Й-

О 20 40 60 80 100 120 Флюенс быстрых нейтронов, хЮ22 м~2

а-МШ

□ ОМ Кал АЗС, блок 1 облучение ОС

■ ОМ Кал АЭС. блок 1 облучение в ИР-8

<] ОМ Бал АЭС, блок 1 облучение ОС

4 ОМ Бал АЭС, блок 1 облучение в ИР-8

0 20 40 60 80 100 120 Флюенс быстрых нейтронов, хЮ22 м-2

б-ОМ

Рисунок 8 (а, б) - Зависимость доли хрупкого межзеренного разрушения в изломах исследованных образцов, облученных в различных условиях, от флюенса быстрых нейтронов.

Для образцов ОМ (с содержанием никеля 1,0-1,3 масс.%) доля хрупкого межзеренного разрушения не превышает 10% во всем исследованном интервале флюенсов быстрых нейтронов. При этом наблюдается некоторая разница в долях хрупкого межзеренного разрушения в образцах ОМ, облученных в составе образцов-свидетелей (открытые символы), и ускоренно облученных образцах (закрытые символы). В первом случае доля хрупкого межзеренного разрушения в изломах некоторых образцов несколько выше (для ОМ-1).

Для подтверждения результатов структурных исследований теплового охрупчивания материалов, облученных в исследовательском реакторе ИР-8 в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов, проведены дополнительные структурные исследования архивных материалов ОМ и МШ КР ВВЭР-1000 после термических выдержек до 10 000 ч при температуре 290°С, что соответствует температурно-временным параметрам ускоренного облучения в реакторе ИР-8. Исследования показали3 отсутствие изменений в доле хрупкого межзеренного разрушения при отсутствии фазовых превращений и изменений микротвердости, что не должно приводить к изменению свойств материалов КР ВВЭР-1000 за счет только термических выдержек при 290°С до 10000 ч. Результаты структурных исследований подтверждены отсутствием изменений механических характеристик.

Необходимо отметить, что температура 290°С соответствует температуре эксплуатации облучаемых элементов КР ВВЭР-1000, поэтому проведенные структурные исследования образцов архивных ОМ и МШ ВВЭР-1000 после термических выдержек до 10000 ч при 290°С свидетельствуют об отсутствии фазовых превращений и изменений уровня зернограничных сегрегаций, вследствие температурного старения, в материалах облучаемых элементов КР ВВЭР-1000 на ранних стадиях эксплуатации.

Результаты фрактографических исследований подтверждаются исследованиями методами оже-электронной спектроскопии (рисунок 9).

Из рисунка 9 видно, что изменение максимума частотного распределения зернограничной концентрации фосфора в МШ 1 блока Балаковской АЭС под действием облучения в составе ОС составило ~ 5% покрытия монослоем, а под действием ускоренного облучения в ИР-8— 2%. Это различие значимо превышает погрешность измерения, что является прямым экспериментальным подтверждением наличия эффекта флакса, приводящего к тому, что при длительном облучении уровень зернограничной сегрегации фосфора превышает величину, получаемую при ускоренном облучении. Различие в положениях максимумов для исходного состояния и после ускоренного облучения при отсутствии изменений в доли хрупкого

Структурные исследования сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000, подвергнутых изотермической выдержке в течение 1000-6000 часов при 290°С. Е.А.Кулешова, Д.А.Мальцев, Д.Ю. Ерак, Д.А. Журко, В.Б. Папина в материалах «12 международной конференции Проблемы материаловеления при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС» г. Санкт-Петербург 5-8 июня 2012г., ЦНИИ КМ Прометей.

межзеренного разрушения в процессе термических выдержек до 10000 ч при 290° может свидетельствовать о наличии радиационно-стимулированной диффузии для данного материала.

■•%■■ MUI Бал АЭС. блок I исходное -♦—VIII] Бал АЭС; блок 1 облучение F-JOvIO'V"' ~~aÉí™MÍII Бал АЭС, блок I ускоренное облучение F~30xí0 м

Г,

« >!У к?' ►?>' <£> г? $ о?- %

Зернограничная концентрация Р, % покрытия монослоем

Рисунок 9 - Концентрация фосфора на поверхностях межзеренного разрушения МШ 1-го блока Балаковской АЭС после облучения до одинакового флюенса в составе ОС и в реакторе ИР-8.

Наличие радиационно-стимулированной диффузии для широкого круга материалов экспериментально можно наблюдать, сравнивая долю хрупкого межзеренного разрушения для материалов тепловых и лучевых комплектов (рисунок 10).

1.2 1,4 1j6 XN¡, масс.%

7S 100

Т, тыс. ч

150 100

Рисунок 10 - Зависимость доли хрупкого межзеренного разрушения сталей КР ВВЭР-1000 от химического состава, времени термической выдержки и флюенса быстрых нейтронов. Анализ зависимостей на рисунке 10 показывает, что вклад радиационной составляющей растет с увеличением флюенса быстрых нейтронов. При этом необходимо отметить, что большая доля хрупкого межзеренного разрушения

в облученных образцах по сравнению с образцами тепловых комплектов может быть обусловлена наряду с радиационно-стимулированной диффузией упрочнением тела зерна при облучении, что увеличивает вероятность прохождения трещины по границе.

Как отмечалось ранее, упрочнение нейтронного облучения обусловлено индуцированных элементов структуры (дислокационных петель) и радиационно-индуцированных преципитатов. В таблице 3 представлены результаты исследований радиационно-индуцированных элементов структуры материалов, облученных в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов. Для подтверждения результатов структурных исследований проведены измерения твердости материалов после облучения в составе ОС и ускоренно в ИР-8 (рисунок 11).

Таблица 3 - Результаты измерений плотности и размеров радиационно-

материалов под действием образованием радиационно-— радиационных дефектов

Состояние, Флюенс (Р), 10" м"2 ^петель? Ю21 м"3 петель) нм №Прец5 10 м"3 '' прец; нм

МШ Калининская АЭС, блок 2, № - 1,64

Облучение в составе ОС: Р=43,7; 3-4 3-5 2,5±0,3 1-3

Облучение ИР-8: Р= 48,4; 3-4 3-5 1,4±0,2 1-3

МШ Хмельницкая АЭС, блок 1, № - 1,88

Облучение в составе ОС: Р=42,2; 3-4 3-5 2,7±0,3 1-3

Облучение ИР-8: 1=45,1; 3-4 3-5 1,7±0,2 1-3

МШ Балаковская АЭС, блок 1, № - 1,88

Облучение в составе ОС: Р=30,9; 2-3 3-5 1,8±0,2 1-3

Облучение ИР-8: Р=28,5; 2-3 3-5 1,4±0,1 1-3

ОМ Калининская АЭС, блок 1, № - 1,16

Облучение в составе ОС: К=45,9; 3-4 3-5 1,1±0,1 1-3

Облучение ИР-8: 1=47,8; 3-4 3-5 1,0±0,1 1-3

260

240-

> 220 X

200

180

#

□ мш хм АЭС, блок 1 облучение ос

■ МШ Хм АЭС, блок 1 облучение в ИР-Е

О МШ Кал АЭС, блок 1 облучение ОС

• МШ Кал АЭС, блок 1 облучение в ИР-

20 40 60 80 Флюенс, х1022 м"2

100 120

Рисунок 11 - Твердость материалов КР ВВЭР-1000, облученных в составе ОС и ускоренно в реакторе ИР-8.

Анализ таблицы 3 и рисунка 11 показывает, что при одинаковых размерах радиационно-индуцированных преципитатов наблюдается некоторые различия в их плотности, при сравнительном анализе структуры МШ после ускоренного облучения и облучения в составе образцов-свидетелей. Значения плотности радиационно-индуцированных преципитатов и твердости в образцах МШ, облученных в составе ОС (открытые символы), несколько выше, что может свидетельствовать о вкладе упрочняющего механизма в эффект флакса, наблюдаемый в МШ. Для образцов ОМ различия в плотности радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в составе ОС и в реакторе ИР-8 не обнаружены.

Таким образом, проведенные комплексные структурные исследования материалов, облученных в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов, показали наличие структурных предпосылок для эффекта флакса при ускоренном облучении образцов МШ КР ВВЭР-1000, обусловленного, прежде всего, различиями в кинетике накопления зернограничных сегрегаций при разных скоростях облучения, а также вкладом радиационного упрочнения. Для ОМ ВВЭР-1000 не выявлено значимого эффекта флакса для образцов, облученных с разницей в плотности потока быстрых нейтронов до 200 раз.

Результаты структурных исследований подтверждаются измерениями механических характеристик (рисунки 12-13).

100

80

о

о 60

с

г

о 40

'£

о

20

МШ облучение в рамках ОС; МШ облучение в ИР-8

□ □

О од?

■Чг г

100 120

,22 „-2

0 20 40 60 80 Флюенс быстрых нейтронов, х10

б - изменение критической температуры хрупкости

200 180 160 140 120 100 I 80 ' 60 40 20

< О

<

О МШ Кап АЭС, блок 2 облучение ОС ф МШ Кал АЭС, блок 2 облучение в ИР-8

А МШ Хм АЭС. блок 1 облучение ОС

* МШ Хм АЭС, блок 1 облучение в ИР-8

<] МШ Бал АЭС блок 1 облучение

-4) МШ Бал АЭС блок 1 облучение в ИР-8

0 20 40 60 80 100 120 Флюенс быстрых нейтронов, х10^2 м_2

б - изменение предела текучести

Рисунок 12(а,б) - Изменение механических свойств МШ КР ВВЭР-1000 облученных в условиях разных флаксов.

100

80

60

о

о

£ 40

1-

<

20

0

□ ОМ Кап АЭС, блок 1 облучение ОС

■ ОМ Кал АЭС, блок 1 облучение в ИР-8

< ОМ Бал АЭС, блок 1 облучение ОС

4 ОМ Бал АЭС, блок 1 облучение в ИР-8

200

180

160

140

(0 с 120

г 100

СЧ 80

о О. 60

се < 40

20

□ ОМ Кал АЭС, блок 1 облучение ОС

■ ОМ Кал АЭС, блок 1 облучение 8 ИР-8

< ОМ Бал АЭС, блок 1 облучение ОС

-4 ОМ Бал АЭС, блок 1 облучение в ИР-8

^ 4

О 20 40 60 80 100 120

п22 м-2

Флюенс быстрых нейтронов, x10¿

i - изменение предела текучести

0 20 40 60 80 100 120 Флюенс быстрых нейтронов, х10 м"^

б - изменение критической температуры хрупкости Рисунок 13(а,б) - Изменение механических свойств ОМ КР ВВЭР-1000

облученных в условиях разных флаксов. Из рисунков 12-13 видно, что для ОМ отсутствует разница в сдвигах критической температуры хрупкости и предела текучести при облучении в условиях разных флаксов. Для МШ сдвиги критической температуры хрупкости при облучении в составе ОС существенно выше, чем при ускоренном облучении, что обусловлено, прежде всего, различиями в кинетике теплового охрупчивания. Наблюдаемая некоторая разница в изменении предела текучести связана с различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов.

В пятой главе «Оценка вклада упрочняющих и неупрочняющих механизмов в радиационное охруичивание материалов корпусов ВВЭР-1000 при облучении до запроектных флюенсов» проведены структурные исследования сталей КР ВВЭР-1000, облученных ускоренно в исследовательском реакторе ИР-8 до запроектных флюенсов. Облучению подвергались материалы ОМ и МШ ВВЭР-1000 тепловых комплектов ОС с временами термических выдержек более 100 тыс. ч.

Результаты фрактографических исследований сталей КР ВВЭР-1000 после ускоренного облучения в реакторе ИР-8 до запроектных флюенсов представлены на рисунке 14.

о 20 ¡16

А О

< *

ф МШ Кал АЭС, блок 2 136 856ч + ИР-8 ф МШ Кал АЭС, блок 2 облучение ОС М МШ Бал АЭС, блок 1 106 936ч + ИР-В <] МШ Бал АЭС, блох 1 облучение ОС А МШ Бал АЭС, блок 2 116 496ч+ИР-8 МШ Бал АЭС, блок 2 облучение ОС

■ ОМ Кал АЭС, блок 1 126 288 ч + ИР-8

□ ОМ Кал АЭС, блок 1 облучение ОС

ф ОМ Кал АЭС, блок 2 136 656 ч + ИР-8

О ОМ Кал АЭС. блок 2 облучение ОС

□

♦

-щ-

100 <,22 .,-2

О 20 40 Флюенс быстрых нейтронов, х10'

100 ,22 „-2

Флюенс быстрых нейтронов, х10

а - для МШ б - для ОМ

Рисунок 14(а,б) - Изменение доли хрупкого межзеренного разрушения при ускоренных облучениях сталей КР ВВЭР-1000 до запроектных флюенсов.

Из рисунка 14 видно, что ускоренное облучение до запроектных флюенсов ОМ и МШ тепловых комплектов КР ВВЭР-1000 не приводит к изменению доли хрупкого межзеренного разрушения по сравнению с исходным состоянием. При этом необходимо отметить, что сдвиги предела текучести при ускоренном облучении до флюенсов, соответствующих времени эксплуатации в 60 лет, достигали 150 МПа. Отсутствие значимых изменений в доле хрупкого межзеренного разрушения в ускоренно облученных сталях, предварительно длительно выдержанных при рабочей температуре корпуса реактора, даже при столь высоком флюенсе быстрых нейтронов и упрочнении свидетельствует о том, что за относительно короткое время облучения не успевают образоваться дополнительно зернограничные сегрегации фосфора, а более высокая доля зернограничного разрушения в материалах лучевых комплектов по сравнению с ускоренно облученными тепловыми комплектами (рисунок 10) обусловлена исключительно радиационно-стимулированной диффузией.

Исследования радиационно-индуцированных элементов структуры (рисунок 15) показали, что плотность радиационно-индуцированных преципитатов монотонно растет с увеличением флюенса быстрых нейтронов и коррелирует с содержанием никеля в стали - основного элемента, входящего в состав преципитатов. Таким образом, кинетика накопления радиационно-индуцированных преципитатов в сталях КР ВВЭР-1000 при облучении до запроектных флюенсов (~80х1022 м-2) принципиально отличается от кинетики накопления преципитатов в сталях КР ВВЭР-440, где

Рисунок 15 - Изменение плотности радиационно-индуцированных преципитатов в сталях КР ВВЭР-1000 при ускоренных облучениях до

запроектных флюенсов. На рисунке 16 представлены результаты механических испытаний ОС тепловых комплектов ВВЭР-1000, ускоренно облученных до запроектных

флюенсов, соответствующих 60 и более годам эксплуатации корпуса реактора.

< МШ Бал АЭС, блок 1 -1,88 Д МШ Бал АЭС, блок 2 №-1,59 О МШ Кал АЭС, блок 2 N¡ -1,64 ■ ОМ Кал АЭС, блок 1 N¡-1,16 ф ОМ Кал АЭС, блок 2 N¡-1,18

<

О А

80 100 „22 -2

0 20 40 60

Флюенс быстрых нейтронов,

Рисунок 16 - Изменение критической температуры хрупкости в сталях КР ВВЭР-1000 при ускоренном облучении тепловых комплектов ОС до запроектных флюенсов.

Из рисунка 16 видно, что сдвиги критической температуры хрупкости при ускоренном облучении до запроектных флюенсов для МШ КР ВВЭР-1000 значительно больше, чем для ОМ, что связано, главным образом, с более высоким уровнем сегрегаций в тепловых комплектах МШ по сравнению с ОМ и добавкой, обусловленной большей плотностью радиационно-индуцированных преципитатов в МШ.

Таким образом, экспериментально получены характеристики структурного состояния сталей КР ВВЭР-1000, обуславливающие изменение механических свойств при облучении до запроектных флюенсов.

Выводы

Проведен комплекс структурных исследований и установлена корреляция между фазово-структурным состоянием и механическими свойствами сталей КР ВВЭР-1000 при облучении до проектных и запроектных флюенсов.

При этом:

• установлено влияние размера зерна на значение критической температуры хрупкости в исходном состоянии. Показано, что уменьшение размера зерна приводит к значимому уменьшению критической температуры хрупкости;

• показано, что фазовые превращения в процессе длительных термических выдержек (вплоть до 140 000 ч) отсутствуют, а микротвердость не изменяется. Отстуствие фазовых превращений при неизменной микротвердости не должно приводить к сдвигу предела текучести и, соответственно, влиять на сдвиг критической температуры хрупкости;

• по результатам фрактографических исследований показано, что процесс образования сегрегации в процессе длительных термических выдержек не прекращается на протяжение всего периода эксплуатации. Увеличение содержания никеля способствует интенсификации сегрегационных процессов;

• экспериментально установлено, что для необлучаемых элементов KP сдвиг критической температуры хрупкости может быть обусловлен только образованием сегрегаций примесей по границам зерен. Вклад сегрегационных процессов становится особенно значимым на поздних стадиях эксплуатации (более 100 тыс ч);

• экспериментально показано, что эффект флакса для МШ обусловлен различиями в кинетике теплового охрупчивания при облучении в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов, а также вкладом упрочняющего механизма, связанного с различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов. Для ОМ наличие эффекта флакса в исследованном диапазоне флюенов не обнаружено;

• по результатам фрактографических исследований показано наличие радиационно-стимулированной диффузии;

• экспериментально получены характеристики структурного состояния, обусловливающие изменение механических свойств при облучении до запроектных флюенсов.

Основные публикации по теме диссертации:

Публикации в изданиях, рекомендованных ВАК России:

1. Б.А. Гурович, Е.А. Кулешова, О.О. Забусов, C.B. Федотова, К.Е. Приходько, A.C. Фролов, Д.А. Мальцев, М.А. Салтыков. Радиационно-индуцированные структурные эффекты, наблюдаемые в сталях корпусов реакторов ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации, восстановительного отжига и повторного ускоренного облучения. - Известия вузов. Ядерная энергетика. 2011, №3, с 3-13.

2. C.B. Федотова, Д.А. Мальцев, A.C. Фролов. Физические механизмы охрупчивания конструкционных сталей с ОЦК-решеткой в условиях эксплуатации атомных энергетических реакторов авторов. -Физическое образование в вузах. 2012, Т18, №1, с. 63.

3. Б.А. Гурович, Е.А. Кулешова, C.B. Федотова, A.C. Фролов, Д.А. Мальцев. Фазовые превращения в материалах образцов-свидетелей в процессе длительных температурных выдержек при рабочих температурах корпусов реактора ВВЭР-1000. - Тяжелое машиностроение. 2012, №7, с. 2226.

4. Б.А. Гурович, Е.А.Кулешова, Д.А.Мальцев, С.В.Федотова, A.C. Фролов, О.О.Забусов, М.А.Салтыков. Структурные исследования стали

15Х2НМФАА и ее сварных соединений после длительных термических выдержек и облучения при рабочей температуре корпуса реактора. -Известия вузов. Ядерная энергетика. 2012, №4, с. 110-121.

5. B.Gurovich, E.Kuleshova, O.Zabusov, S.Fedotova, A.Frolov, M.Saltykov, D.Maltsev. Influence of structural parameters on the tendency of WER-1000 reactor pressure vessel steel to temper embrittlement. J. Nucl. Mat., 435,(2013), p.25-31.

6. Б.А.Гурович, Е.А.Кулешова, Д.А.Мальцев, С.В.Федотова, A.C. Фролов. Связь служебных характеристик сталей корпусов реакторов с эволюцией их наноструктуры под действием рабочих температур и облучения. - ВАНТ, 2013, №2(84), с. 3-10.

7. Б.А.Гурович, Е.А.Кулешова, Д.А.Мальцев, С.В.Федотова, A.C. Фролов. Структурные исследования сталей корпусов реакторов для нового поколения реакторов типа ВВЭР. - ВАНТ, 2013, №2(84), с. 69-75.

8. A.A. Чернобаева, Е.А. Кулешова, Д. А. Мальцев, К.И. Медведев, Е.А. Красиков, В.Б. Папина, Т.И. Титова, H.A. Шульган, Е.В. Корбатова, Ю.М. Батов. Сравнительный анализ металла обечаек из стали 15Х2НМФАА современного производства и производства 70-80-х годов — принята к публикации в История науки и техники.

9. Б. С. Бокштейн, А. Н. Ходан, О. О. Забусов, Д. А. Мальцев, Б. А. Гуровича. Кинетика сегрегации фосфора на границах зерен в низколегированной малоуглеродистой стали авторов — принята к публикации в Физика металлов и металловедение.

Материалы конференций:

1. Б.А.Гурович, Е.А.Кулешова, С.В.Федотова, Д.А.Мальцев. Связь служебных характеристик сталей корпусов ядерных реакторов с эволюцией их наноструктуры под действием рабочих температур и облучения. - В материалах V-й Евразийской научно-практической конференции «Прочность неоднородных структур», Россия, Москва, НИТУ МИСиС, 20-22 апреля 2010 г.

2. C.B. Федотова, Д.А. Мальцев. Сравнение склонности корпусных сталей к развитию отпускной хрупкости в результате облучения и термической выдержки при рабочих температурах реактора. - В материалах VI Курчатовской молодежной научной школы, Россия, Москва, 22-25 ноября 2010 г.

3. Д.А. Мальцев, C.B. Федотова, С.А. Фролов. Структурные исследования стали 15Х2МФА-А модификации А категории прочности КП-45 для перспективных ядерных реакторов. - В материалах Конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам - 2011, Россия, Подольск, ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 16-17 марта, 2011 г.

4. М.А. Салтыков, О.О. Забусов, Д. А. Мальцев, C.B. Федотова. Сегрегации фосфора в корпусных сталях с высоким содержанием никеля, подвергшихся длительной температурной выдержке. - В материалах Конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам - 2011, Россия, Подольск, ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 16-17 марта, 2011 г.

5. Б .А. Гурович, Е.А. Кулешова, О.О. Забусов, C.B. Федотова, К.Е. Приходько, A.C. Фролов, Д.А. Мальцев, М.А. Салтыков. Радиационно-индуцированные структурные эффекты, наблюдаемые в сталях корпусов реакторов ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации, восстановительного отжига и повторного ускоренного облучения. - В материалах семинара «Физика радиационных повреждений материалов атомной техники», Россия, Обнинск, 19-21 апреля 2011 г.

6. Б.А. Гурович, Е.А. Кулешова, C.B. Федотова, Д. А. Мальцев, С.А. Фролов. Влияние химического состава и структурных параметров сталей корпусов реакторов ВВЭР на склонность к охрупчиванию, обусловленному образованием зернограничных сегрегации, в том числе, в условиях, характерных для длительной эксплуатации энергетических установок. - В материалах 7-й международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», Россия, Подольск, ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 17-20 мая 2011 г.

7. Б.А.Гурович, Е.А.Кулешова, О.О.Забусов, С.В.Федотова, А.С.Фролов, Д.А.Мальцев, М.А.Салтыков. Структурные параметры, влияющие на склонность к развитию отпускной хрупкости теплостойких сталей при длительной эксплуатации изделий из них. - В материалах 9-й международной научно-технической конференции «Современные металлические материалы и технологии», Россия, Санкт-Петербург, 21-25 июня 2011г.

8. Б.А.Гурович, Е.А.Кулешова, К.Е.Приходько, А.С.Фролов, C.B. Федотова, Д.А. Мальцев, И.В.Теплухина. Структурные исследования новой стали для корпусов реакторов повышенной мощности и ресурса в исходном и облученном состояниях. - В материалах 9-й международной научно-технической конференции «Современные металлические материалы и технологии», Россия, Санкт-Петербург, 21-25 июня 2011г.

9. Е.А.Кулешова, С.В.Федотова, Д.А.Мальцев, A.C. Фролов. Микроструктурные исследования фазовых превращений в сталях корпусов реакторов в процессе длительных температурных выдержек при рабочих температура корпуса реактора ВВЭР-1000. - В материалах VII Курчатовской молодежной научной школы, Россия, Москва, 22-25 ноября 2011 г.

10. Б.А. Гурович, Е.А. Кулешова, C.B. Федотова, A.C. Фролов, Д.А. Мальцев. Фазовые превращения в материалах образцов-свидетелей в процессе длительных температурных выдержек при рабочих температурах

корпусов реактора ВВЭР-1000. - В материалах конференции «Инновационные материалы и технологии для атомного, энергетического и тяжелого машиностроения», Россия, Москва, ЦНИИТМАШ, 15-16 декабря 2011 г.

11. C.B. Федотова, Д. А. Мальцев, A.C. Фролов. Физические механизмы охрупчивания конструкционных сталей с ОЦК-решеткой в условиях эксплуатации атомных энергетических реакторов. - В материалах конференции-конкура молодых физиков, Россия, Москва, 13 февраля 2012г.

12. Б.А. Гурович, Е.А.Кулешова, Д.А.Мальцев, С.В.Федотова, A.C. Фролов, О.О.Забусов, М.А.Салтыков. Структурные исследования стали 15Х2НМФАА и ее сварных соединений после длительных термических выдержек и облучения при рабочей температуре корпуса реактора. - В материалах семинара «Физика радиационных повреждений материалов атомной техники», Россия, Обнинск, 22 - 24 апреля 2011 г.

13. А.А.Чернобаева, Е.А.Кулешова, Д.А.Мальцев, К.И. Медведев,

B.Б. Папина, Т.И. Титова, H.A. Шульган, Е.В. Корбатова, Ю.М. Батов. Сравнительный анализ качества металла обечаек из стали 15Х2НМФАА современного производства и производства 80-х годов. - В материалах VI-й Евразийской научно-практической конференции «Прочность неоднородных структур», Россия, Москва, НИТУ «МИСиС», 18-20 апреля 2012 г.

14. Б.А. Гурович, Е.А.Кулешова, Д.А.Мальцев, О.О.Забусов, М.А.Салтыков. Структурные исследования термокомплектов сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000. - В материалах 12-й международной конференции «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС», Россия, Санкт-Петербург, ЦНИИ КМ Прометей, 5-8 июня 2012г.

15. Я.И. Штромбах, Б.А.Гурович, Е.А.Кулешова, Д.А. Журко, Д.Ю. Ерак, А.С.Фролов, Д.А. Мальцев, И.В.Теплухина. Структурные исследования новых сталей корпусов реакторов нового поколения с повышенной мощностью и ресурсом. - В материалах 12-й международной конференции «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС», Россия, Санкт-Петербург, ЦНИИ КМ Прометей, 5-8 июня 2012г.

16. Е.А.Кулешова, Д.А.Мальцев, Д.Ю. Ерак, Д.А. Журко, В.Б. Папина. Структурные исследования сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000, подвергнутых изотермической выдержке в течение 1000-6000 часов при 290°С. - В материалах 12-й международной конференции «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС», Россия, Санкт-Петербург, ЦНИИ КМ Прометей, 5-8 июня 2012г.

17. Я.И.Штромбах, Б.А. Гурович, Е.А.Кулешова, Д.А.Мальцев,

C.В.Федотова, A.C. Фролов. Механизмы деградации и хрупкое разрушение

сталей корпусов реакторов при их длительной эксплуатации. - В материалах девятнадцатой европейской конференции по механике разрушения ECF-19, Россия, Казань, 26-31 августа 2012 г.

18. Б.А.Гурович, Е.А.Кулешова, Д.А.Мальцев, С.В.Федотова, A.C. Фролов. Связь служебных характеристик сталей корпусов реакторов с эволюцией их наноструктуры под действием рабочих температур и облучения. - В материалах 20-ой международной конференции по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению, Украина, Алушта, 5-10 сентября 2012г.

19. Б.А.Гурович, Е.А.Кулешова, Д.А.Мальцев, С.В.Федотова, A.C. Фролов. Структурные исследования сталей корпусов реакторов для нового поколения реакторов типа ВВЭР. - В материалах 20-ой международной конференции по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению, Украина, Алушта, 5-10 сентября 2012г.

20. Б.А.Гурович, Е.А.Кулешова, А.А.Чернобаева, О.О.Забусов, Д.А.Мальцев, М.А.Скундин, В.Н.Ловчев. Исследование эффектов температурного старения материалов корпусов ВВЭР-1000. - В материалах заседании комитета Росэнергоатома и EDF, Франция, 8-11 октября 2012 г.

Подписано в печать 28.06.2013. Формат 60x90/16 Печать цифровая. Усл. печ. л. 1,5 Тираж 90. Заказ 60

Отпечатано в НИЦ «Курчатовский институт» 123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЦЕНТР «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ»

На правах рукописи

МАЛЬЦЕВ ДМИТРИЙ АНДРЕЕВИЧ

ОСОБЕННОСТИ ЭВОЛЮЦИИ СТРУКТУРЫ И СВОЙСТВ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000 ПРИ ПРОЕКТНОМ

И ЗАПРОЕКТНОМ СРОКЕ СЛУЖБЫ

Специальность 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

о

(О

см СО СО г-

со 8

Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук

Научный руководитель: доктор технических наук

СМ 2 Евгения Анатольевна Кулешова

Москва, 2013

ВВЕДЕНИЕ..................................................................................................................6

ГЛАВА 1. ТРАНСФОРМАЦИЯ СТРУКТУРЫ И ДЕГРАДАЦИЯ СВОЙСТВ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000 ПОД ВОЗДЕЙСТВИЕМ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ФАКТОРОВ (ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР)........................................................................................................................10

1.1 Склонность сталей корпусов реакторов ВВЭР-1 ООО к хрупкому разрушению...........................................................................................................10

1.2 Механизмы охрупчивания сталей КР ВВЭР-1 ООО...................................14

1.2.1 Упрочняющие механизмы охрупчивания сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000..........................................................................................................16

1.2.2 Неупрочняющие механизмы охрупчивания сталей корпусов.............36

реакторов ВВЭР-1000 .......................................................................................36

1.3 Методы исследования радиационного охрупчивания..........................43

1.3.1 Механические испытания........................................................................44

1.3.2 Структурные исследования.....................................................................44

Заключение по главе 1........................................................................................46

ГЛАВА 2. МАТЕРИАЛЫ И МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЯ СТРУКТУРЫ........49

2.1 Исследованные материалы.........................................................................49

2.2 Методики исследований методами растровой электронной микроскопии.........................................................................................................51

2.2.1 Методика исследований фазовых превращений...................................51

2.2.2 Методика фрактографических исследований.......................................52

2.3 Методика исследований методом оже-электронной спектроскопии 57

2.4 Методика электронно-микроскопических исследований....................59

2.5 Механические испытания...........................................................................62

ГЛАВА 3. ИССЛЕДОВАНИЕ КИНЕТИКИ ТЕПЛОВОГО ОХРУПЧИВАНИЯ МАТЕРИАЛОВ КР ВВЭР-1000 ПРИ ДЛИТЕЛЬНЫХ ТЕРМИЧЕСКИХ ВЫДЕРЖКАХ ПРИ РАБОЧИХ ТЕМПЕРАТУРАХ КОРПУСА РЕАКТОРА....64

3.1 Исследования влияния макроструктуры на сдвиг критической

температуры хрупкости......................................................................................65

3.2 Исследования фазовых превращений в материалах КР ВВЭР-1000 в

процессе длительных термических выдержках при рабочих температурах

.................................................................................................................................71

3.2 Оценка вклада зернограничных сегрегации в изменение свойств

материалов корпусов ВВЭР-1000 при термическом старении....................77

Заключение по главе 3........................................................................................84

ГЛАВА 4. МИКРОСТРУКТУРНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ МАТЕРИАЛОВ, ОБЛУЧЕННЫХ В РАЗЛИЧНЫХ УСЛОВИЯХ, ДЛЯ ВЫЯВЛЕНИЯ СТРУКТУРНЫХ ПРЕДПОСЫЛОК ЭФФЕКТА ФЛАКСА.................................87

4.1 Исследования вклада неупрочнящего механизма в эффекта флакса88

4.1.1 Исследования уровня зернограничных сегрегаций в образцах МШ и ОМ, облученных при разнличных флаксах методами фрактографического и оже-спектрального анализов.........................................................................88

4.1.2 Структурные исследования материалов после выдержек при температурно-временных параметрах ускоренного облучения.................106

4.2 Исследования вклада упрочняющего механизма в эффект флакса 113 Заключение по главе 4......................................................................................123

ГЛАВА 5. ОЦЕНКА ВКЛАДА УПРОЧНЯЮЩИХ И НЕУПРОЧНЯЮЩИХ МЕХАНИЗМОВ В РАДИАЦИОННОЕ ОХРУПЧИВАНИЕ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ ВВЭР-1000 ПРИ ОБЛУЧЕНИИ ДО ЗАПРОЕКТНЫХ ФЛЮЕНСОВ............................................................................................................125

5.1 Фрактографические исследования образцов металла сварных швов и основных металлов, облученных до запроектных флюенсов..................125

5.2 Исследования упрочняющих механизмов охрупчивания при

облучении до запроектных флюенсов...........................................................131

Заключение по главе 5......................................................................................137

ЗАКЛЮЧЕНИЕ........................................................................................................139

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ..............................................141

ОСНОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ

АЭС - атомная электростанция

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка

КР - корпус реактора

Тк - критическая температура хрупкости

Ярод - предел текучести

Б - флюенс быстрых нетйронов (Е>0,5 МэВ)

Ф - флакс быстрых нейтронов

ОС - образцы-свидетели

ОМ - основной металл

МШ - металл сварного шва

ВХП - вязко-хрупкий переход

ТЭМ - трансмиссионная электронная микроскопия

СЭМ - сканирующая электронная микроскопия

ОЭС - оже-электронная спектроскопия

АЗТ - атомно-зондовая томография

Бал АЭС - Балаковская атомная электростанция

Кал АЭС - Калининская атомная электростанция

Хм АЭС - Хмельницкая атомная электростанция

НВ АЭС - Нововоронежская атомная электростанция

Ров АЭС - Ровенская атомная электростанция

Зап АЭС - Запарожская атомная электростанция

ЮУ АЭС - Южно-Украинская атомная электростанция

ВВЕДЕНИЕ

В настоящее время одним из приоритетных направлений модернизации российской экономики является развитие атомной энергетики, которое предусматривает не только строительство новых АЭС, но и продление срока эксплуатации действующих энергоблоков. Для реакторных установок типа ВВЭР-1000 рассматривается возможность продления срока службы до 60 лет и более. Срок службы ядерной энергетической установки (ЯЭУ) определяется ресурсом ее несменяемых узлов и, главным образом, сроком эксплуатации корпуса реактора (КР), в течение которого исключается возможность его хрупкого разрушения в любом режиме, включая аварийные ситуации. Таким образом, задача по продлению срока эксплуатации всей ЯЭУ в целом сводится к обоснованию остаточной ресурсоспособности материалов КР на запроектный период.

Эксплуатация материалов КР в условиях повышенных температур и нейтронного облучения приводит к деградации их свойств. Основной наиболее широко используемой характеристикой при обосновании хрупкой прочности КР является критическая температура хрупкости (Тк). Эта характеристика в ряде случаев значительно изменяется в результате воздействия на материал потока быстрых нейтронов и высокой температуры. Кроме того, склонность сталей к охрупчиванию существенно зависит от их химического состава, прежде всего, от содержания никеля. Для наиболее проблемных КР с точки зрения химического состава сдвиги критической температуры хрупкости (АТк) достигли таких величин, что для их дальнейшей эксплуатации необходимо проведение компенсирующих мероприятий, в частности, восстановительного отжига. Однако для ряда корпусов с более низким содержанием никеля можно обосновать продление срока службы без использования процедуры восстановительного отжига.

Увеличение Тк материалов КР в процессе эксплуатации обусловлено исключительно структурными изменениями и может происходить по упрочняющему (за счет образования радиационных дефектов и радиационно-

индуцированных преципитатов) и неупрочняющему (за счет образования сегрегации: примесей на границах зерен и межфазных границах) механизмам. В этой связи при прогнозировании свойств материалов КР на запроектный период обязательным и необходимым этапом является проведение структурных исследований, что позволяет не только существенно повысить надежность прогнозируемых величин, но и выявить механизмы, ответственные за деградацию свойств отдельных элементов КР на разных этапах эксплуатации.

Для необлучаемых элементов КР ВВЭР-1000 (обечаек зоны патрубков) изменение свойств обусловлено длительным воздействием рабочих температур. Поэтому исследование эффектов температурного старения является важнейшим этапом при прогнозировании изменения свойств материалов КР в процессе эксплуатации.

При эксплуатации до 60 лет и более облучаемых элементов КР ВВЭР-1000 интегральная доза нейтронного облучения на стенке корпуса может дос-

24 2

тигнуть величины 1,0x10 нейтрон/м , в то время как на данный момент разработаны нормативные зависимости для определения радиационного охрупчива-

23 2

ния только для флюенсов 6,0x10 нейтрон/м . В связи с этим возникает необходимость расширения существующей базы данных до флюенсов, соответствующих сроку эксплуатации 60 лет за счет ускоренного облучения представительных материалов в исследовательском реакторе. При этом для адекватной интерпретации результатов ускоренного облучения необходимо четко понимать механизмы, ответственные за деградацию свойств материалов КР при облучении до различных флюенсов.

Всё вышесказанное определяет актуальность данной работы, в которой высокоразрешающими аналитическими методами трансмиссионной и сканирующей электронных микроскопий, а также оже-электронной спектроскопии проведены исследования широкого круга материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000, в состояниях, необходимых для их доттистации до 60 лет: после длительных температурных выдержек при рабочих температурах КР, ускорен-

ного облучения до флюенсов, соответствующих сроку эксплуатации в 60 лет, а также после облучения в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов.

Целью работы явились исследования эволюции структуры материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 под действием эксплуатационных факторов для обоснования возможности продления срока службы до 60 лет.

Для достижения поставленной цели были сформулированы следующие задачи:

• для необлучаемых элементов КР определить механизмы, ответственные за деградацию свойств материалов вследствие длительного воздействия повышенных рабочих температур. Оценить вклад каждого механизма на всех этапах эксплуатации;

для материалов, облученных в различных условиях, провести комплекс структурных исследований для выявления вклада эффекта флакса в конечное охрупчивание;

• оценить вклад упрочняющих и неупрочняющих механизмов в охрупчивание материалов КР ВВЭР-1000 при их эксплуатации в течение 60 лет.

Научная новизна и практическая значимость работы

- впервые проанализирована накопленная в НИЦ «Курчатовский институт» база данных по фрактографическим исследованиям образцов-свидетелей (ОС) КР ВВЭР-1000. Построена зависимость доли хрупкого межзеренного разрушения от химического состава и рабочих параметров КР ВВЭР-1000 флюен-са и флакса быстрых нейтронов и продолжительности термической выдержки);

- по результатам структурных исследований определены механизмы, ответственные за деградацию свойств необлучаемых элементов КР ВВЭР-1000. Выполнена оценка сдвига критической температуры хрупкости для необлучаемых материалов корпусов ВВЭР-1000 в зависимости от доли хрупкого межзеренного разрушения образцов Шарпи;

- экспериментально получены характеристики структурного состояния, обуславливающие изменение свойств сталей КР ВВЭР-1000 при облучении до флюенсов, соответствующих времени эксплуатации до 60 лет.

- по результатам структурных исследований определены механизмы, обуславливающие наличие эффекта флакса для сталей КР ВВЭР-1000 при облучении в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов;

Основные положения, выносимые на защиту:

влияния макроструктуры на охрупчивание сталей КР ВВЭР-1000; фазовые превращения, происходящих в материалах КР ВВЭР-1000 в процессе длительных термических выдержках и облучения при рабочих температурах;

оценка вклада зернограничных сегрегаций примесей в изменение свойств материалов КР ВВЭР-1000 при длительных термических выдержках при рабочих температурах;

оценка вклада неупрочняющего механизма в эффект флакса для сталей КР ВВЭР-1000;

оценка вклада упрочняющего механизма в эффект флакса для сталей КР ВВЭР-1000;

изменения структуры и свойств основного металла (ОМ) и металла сварного шва (МШ) КР ВВЭР-1000 при облучении до запроектных флюенсов быстрых нейтронов.

Публикации

Основные результаты работы докладывались и обсуждались на 20 всероссийских и международных конференциях. Материалы опубликованы в 10 статьях, среди которых 9 публикаций в ведущих рецензируемых изданиях, рекомендованных в действующем перечне ВАК. Часть работ опубликована в отчетах в рамках трех государственных контрактов и договорных работ с ОАО «Концерн Росэнергоатом».

ГЛАВА 1. ТРАНСФОРМАЦИЯ СТРУКТУРЫ И ДЕГРАДАЦИЯ СВОЙСТВ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000 ПОД ВОЗДЕЙСТВИЕМ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ФАКТОРОВ (ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР)

1.1 Склонность сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000 к хрупкому

разрушению

Для оценки состояния материалов КР после его эксплуатации различной длительности необходимо понимание рабочих условий, которым подвергаются различные элементы КР.

Корпус реактора ВВЭР-1000 (рисунок 1.1) представляет собой толстостенный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем и плоской сферической крышкой, снабженной отверстиями для органов управления реактором [1]. Корпуса ВВЭР изготовляются из цельнокованых цилиндрических обечаек, соединенных сварными швами.

04585

Рисунок 1.1 - Общий вид и основные размеры КР ВВЭР-1000. КР ВВЭР-1000: 1 - фланцевая обечайка, 2 - верхняя обечайка зоны патрубков, 3 -разделительное кольцо, 4 - нижняя обечайка зоны патрубков, 5 - опорная обечайка, 6 - верхняя обечайка активной зоны, 7 - нижняя обечайка активной зоны, 8 - эллиптическое днище [1]

Верхняя часть сосуда, состоящая из обечаек зоны патрубков, к которым привариваются трубопроводы для подачи и отвода теплоносителя, относится к необлучаемым элементам корпуса и подвергается воздействию только повышенной рабочей температуры. В случае возникновения проектной аварии одновременно через верхнюю и нижнюю обечайки зоны патрубков происходит залив холодной воды в реактор, поэтому расчетное допустимое значение критической температуры хрупкости для металла обечаек зоны патрубков самое низкое по сравнению с остальными элементами КР. При этом металл обечаек зоны патрубков является самым грязным по сравнению с остальными элементами корпуса с точки зрения содержания вредных примесей [2]. В связи с этим материал зоны патрубков является наиболее требовательным с точки зрения влияния теплового охрупчивания на обеспечение безопасной эксплуатации КР ВВЭР-1000.

Однако в целом наиболее критичными элементами корпуса, главным образом, лимитирующими его ресурс, являются сварные швы №3 и 4, расположенные напротив активной зоны и, вследствие этого, в наибольшей степени подвергающиеся воздействию нейтронного облучения [1, 3]. Возникающее в результате нейтронного облучения упругое взаимодействие быстрых нейтронов с атомами кристаллической решетки приводит к формированию каскадных атомных столкновений с последующим образованием комплексов различных дефектов от аннигилирующих внутри каскада до~ устойчиво сохраняющихся в материалах [1, 4, 5, 6]. Это, наряду с воздействием повышенных рабочих температур, приводит к существенным изменениям механических свойств КР, главными и наиболее опасными, последствиями которых являются смещение критической температуры хрупкости в область более высоких температур [7, 8, 9,10,11].

Явление вязко-хрупкого перехода (ВХП), присущее многим конструкционным сталям с о.ц.к. решеткой, к которым относятся и стали КР ВВЭР, является наиболее важным процессом, лимитирующим, в конечном счете, срок

службы КР и, как следствие, всей ядерной энергетической установки [1]. Объ-

11

яснение явления ВХП было предложено А.Ф.Иоффе с помощью схемы, (рисунок 1.2).

Рисунок 1.2 - Схема вязко-хрупкого перехода. Тв и Тн соответствуют началу и концу вязко-хрупкого перехода

Согласно схеме А.Ф.Иоффе, температура ВХП (критическая температура хрупкости - Тк) определяется как точка пересечения температурных зависимостей сопротивления отрыва (о0трыва) и сопротивления пластической деформации - предела текучести (ах). Поскольку сопротивление отрыва практически не изменятся при понижении температуры, а сопротивление пластической деформации повышается, то металлы вязкие при сравнительно высоких температурах, при понижении температуры могут разрушаться хрупко (сопротивление отрыва достигается при напряжениях, меньших предела текучести). При этом вязкому разрушению соответствует волокнистый излом, а хрупкому фасеточный транс-кристаллитный или межкристаллитный (межзеренный).

Появление хрупкого межзеренного разрушения в изломах образцов Шар-пи, испытнных на ударный изгиб, свидетельствует о наличии сегрегаций примесей (прежде всего, фосфора) по границам зерен [12, 13, 14]. В работах НИЦ «Курчатовский институт» показано [15, 16, 17], что в из