автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Развитие зернограничных сегрегаций фосфора в материалах корпусов реакторов ВВЭР-1000 под действием облучения и длительных термических выдержек

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЦЕНТР «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ»

САЛТЫКОВ Михаил Алексеевич

РАЗВИТИЕ ЗЕРНОГРАНИЧНЫХ СЕГРЕГАЦИИ ФОСФОРА В МАТЕРИАЛАХ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000 ПОД ДЕЙСТВИЕМ ОБЛУЧЕНИЯ И ДЛИТЕЛЬНЫХ ТЕРМИЧЕСКИХ ВЫДЕРЖЕК

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

На правах рукописи

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

I 4 НОЯ 2013

005538335

Москва — 2013

005538335

Работа выполнена в Федеральном Государственном бюджетном учреждении Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт»

Научный руководитель: Забусов Олег Олегович, к.ф.-м.н.

Официальные оппоненты: Рязанов Александр Иванович, д.ф.-м.н.,

проф., НИЦ Курчатовский институт.

Печенкин Валерий Александрович, к.т.н., ГНЦ ФЭИ.

Ведущая организация: ОАО ОКБ «Гидропресс»

Защита диссертации состоится «_» _ 2013 г. в _ часов на

заседании диссертационного совета Д 520.009.06 НИЦ «Курчатовский институт» по адресу: 123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке НИЦ «Курчатовский институт»

Автореферат разослан «_»_2013 года.

Ученый секретарь диссертационного совета д.т.н., профессор

В.Г. Мадеев

| Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», 2013

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ Актуальность:

Деградация эксплуатационных характеристик корпусных сталей ВВЭР с ОЦК решеткой под действием реакторного облучения и рабочих температур обусловлена образованием радиационных дефектов и радиационно-индуцированных преципитатов, а также зернограничных сегрегаций примесей (в первую очередь фосфора). Эти процессы сопровождаются увеличением температуры вязко-хрупкого перехода (Тк), которая определяется по сдвигу температурных зависимостей работы разрушения при ударных испытаниях образцов Шарпи с У-образным надрезом. Повышение Тк может ограничить срок службы ядерного реактора из-за опасности хрупкого разрушения его корпуса.

В связи с планируемым продлением срока службы ядерных энергетических установок, оснащенных реакторами ВВЭР-1000, до 60 лет и более, в том числе с использованием восстановительного отжига, вопрос о вкладе зернограничного охрупчивания в изменение механических свойств корпусных материалов при длительном воздействии облучения и повышенной температуры приобретает особую важность.

До настоящего момента не проводились работы по оценке возможного влияния отпускной хрупкости на эксплуатационные характеристики обечаек патрубковой зоны, в которых содержание примесей, в частности фосфора, может значительно превышать их содержание в облучаемых элементах корпуса реактора. Исследования, проведенные в ИРМТ КЦЯТ НИЦ «Курчатовский институт» показали, что длительная температурная выдержка приводит к повышению доли межзеренного разрушения в хрупкой составляющей излома термокомплектов образцов-свидетелей ВВЭР-1000. В связи с этим, для обоснования подхода к оценке вклада зернограничного охрупчивания в изменение механических свойств встает вопрос о прямом измерении концентрации примесных и легирующих элементов (в первую очередь, фосфора) на границах зерен материалов термокомплектов образцов-свидетелей. Исследование образцов-свидетелей при температурных выдержках 200000 часов и более и проведение специальных калибровочных экспериментов позволит в дальнейшем связать изменение концентрации фосфора на границах зерен с изменением механических характеристик сталей.

Поскольку теория равновесной зернограничной сегрегации неадекватно описывает процессы, происходящие в сталях подобного типа при температурах эксплуатации обечаек патрубковой зоны (-320 °С), необходимо проведение исследования структуры границ зерен с целью определения возможности протекания неравновесных процессов, связанных с перераспределением примесей по элементам микроструктуры.

Для облучаемых элементов корпусов реакторов ВВЭР-1000 до сих пор не проводились систематические исследования развития радиационно- и термически-стимулированных зернограничных процессов, не было показано

наличие значимых сегрегационных эффектов, связанных с радиационной составляющей. Актуальность проведения прямых измерений концентрации фосфора на границах зерен лучевых комплектов образцов-свидетелей и ускоренно облученных в исследовательском реакторе образцов основного металла и металла шва корпусов реакторов обусловлена необходимостью получения исходных данных для прогнозирования вклада зернограничного охрупчивания в деградацию свойств корпусных материалов, а также для обоснования методики оценки механических свойств корпуса реактора к завершению продленного срока службы с использованием ускоренного облучения.

При обосновании режимов восстановительного отжига, предлагаемых для продления срока службы корпусов реакторов с повышенным содержанием никеля, необходимо проведение исследований, позволяющих оценить степень возврата уровня зернограничных сегрегации фосфора, поскольку при охлаждении корпуса реактора материал проходит через интервал температур максимальной отпускной хрупкости.

Всё вышесказанное определяет актуальность данной работы, в которой методом оже-электронной спектроскопии проведено измерение концентрации фосфора на границах зерен материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000, подвергнутых облучению и длительной температурной выдержке в составе лучевых и термокомплектов образцов-свидетелей, ускоренному облучению в исследовательском реакторе ИР-8, а также после восстановительного отжига.

Цель работы

Целью данной работы является определение основных закономерностей развития зернограничных сегрегации фосфора и оценка их вклада в изменение механических характеристик облучаемых и необлучаемых элементов корпусов реакторов ВВЭР-1000 вплоть до 60 лет эксплуатации.

Для достижения поставленной цели решались следующие научно -технические задачи:

- анализ литературных данных по физическим закономерностям процесса зернограничной сегрегации фосфора под действием длительных температурных выдержек и нейтронного облучения в сталях и сплавах железа и его влиянию на механические характеристики сталей, используемых для изготовления корпусов реакторов водо-водяного типа и их сварных соединений;

- отбор материалов корпусных сталей в исходном состоянии, после различных по длительности температурных выдержек и/или облучения в условиях эксплуатации реакторной установки;

- разработка методики исследования образцов корпусных сталей с помощью оже-электронной спектроскопии;

- получение экспериментальных зависимостей изменения концентрации фосфора на границах зерен для различных материалов корпусов реакторов, подвергавшихся воздействию эксплуатационных факторов и восстановительных отжигов;

- исследование влияния тонкой структуры границ зерен на процесс зернограничной сегрегации фосфора в корпусных материалах необлучаемых элементов корпуса реактора ВВЭР-1000 при длительной эксплуатации;

- расчетная оценка изменения концентрации фосфора в материалах облучаемых и необлучаемых элементов корпуса реактора с учетом планируемого продления сроков службы до 60 лет.

Научная новизна и практическая значимость работы

1. Впервые в мире проведено систематическое исследование процессов зернограничной сегрегации фосфора в материалах различных элементов корпусов реакторов водо-водяного типа на различных этапах эксплуатации.

2. Получены данные по развитию отпускной хрупкости в необлучаемых элементах корпусов реакторов ВВЭР-1000 под действием длительных выдержек при температуре эксплуатации.

3. Получены данные по распределению фосфора по элементам микроструктуры границы зерна, в частности по поверхности карбидов, что позволило обосновать физическую модель зернограничной сегрегации фосфора при температуре эксплуатации верхней обечайки патрубковой зоны корпуса реактора ВВЭР-1000.

4. Показан значимый эффект облучения на уровень развития зернограничной сегрегации фосфора в материалах образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1000.

5. Показано, что положение об аддитивности вкладов облучения и термической выдержки, принятое в нормативной документации, не является физически обоснованным с точки зрения процесса зернограничной сегрегации и может привести к недооценке уровня охрупчивания материалов корпуса реактора при использовании ускоренного облучения.

6. Показано, что восстановительный отжиг облученных материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 по предлагаемому НИЦ «Курчатовский институт» режиму приводит практически к полному возврату концентрации фосфора на границах зерен.

Методология и методы исследования

В работе представлены результаты исследования поверхности границ зерен и преципитатов с помощью оже-электронной спектроскопии (ОЭС). Данный метод позволяет определять химический состав элементов на глубине до нескольких атомных монослоев и обладает высокой пространственной разрешающей способностью.

С помощью ОЭС были получены спектры основных примесных и легирующих элементов на поверхности хрупкого межзеренного разрушения и проведены оценки уровня зернограничной сегрегации фосфора в облучаемых и необлучаемых материалах корпусных сталей ВВЭР-1000.

Положения, выносимые на защиту

1. Закономерности процесса зернограничной сегрегации фосфора в условиях эксплуатации необлучаемых и облучаемых элементов корпусов реакторов ВВЭР-1000.

2. Особенности протекания процессов зернограничной сегрегации фосфора, обусловленных тонкой структурой границ зерен, в материалах корпусов реакторов ВВЭР-1000 под действием длительной температурной выдержки.

3. Обоснование неконсервативности аддитивного подхода к оценке изменения критической температуры хрупкости облучаемых элементов корпусов реакторов ВВЭР-1000 за счет зернограничного охрупчивания при использовании ускоренного облучения в исследовательских реакторах.

4. Оценки уровня развития зернограничной сегрегации фосфора в корпусных материалах под действием облучения и/или длительной температурной выдержки к концу продленного срока службы с использованием полуэмпирической модели.

5. Оценка влияния восстановительного отжига на уровень зернограничной сегрегации фосфора в металле сварного шва с повышенным содержанием никеля.

Личный вклад автора при выполнении диссертационной работы:

1. Автор принимал активное участие в разработке методики проведения измерений материалов данного типа методом оже-электронной спектроскопии и методики обработки результатов измерений.

2. Автором лично выполнено несколько тысяч измерений концентрации примесных и легирующих элементов на границах зерен образцов сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000 в исходном состоянии, после длительных термических выдержек в составе термокомплектов образцов-свидетелей, после облучения в составе образцов-свидетелей и ускоренного облучения в исследовательском реакторе ИР-8, а также после восстановительного отжига.

3. Автор принимал участие в исследовании распределения фосфора по микроструктурным элементам границы зерна с использованием метода оже-электронной спектроскопии.

4. Автор принимал участие в обработке и анализе экспериментальных результатов и результатов механических испытаний.

5. Автором произведена оценка диффузионных параметров и развития сегрегационных процессов под действием длительных температурных выдержек и облучения с использованием полуэмпирической модели, основанной на модели равновесной сегрегации Маклина.

Степень достоверности и апробация работы

Сформулированные в диссертационном исследовании положения, выводы и рекомендации обоснованы значительным количеством проведенных измерений, результаты которых согласуются с данными, полученными с использованием сканирующей электронной микроскопии и с результатами механических испытаний. На основании проведенной методической и 6

экспериментальной работы в настоящее время разрабатывается методика предприятия по измерению концентрации фосфора на границах зерен в сталях корпусного типа.

Основное содержание диссертационной работы и ее результатов было доложено на 4 конференциях и полностью отражено в 8 научных работах, которые приведены в конце автореферата.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении дана общая характеристика диссертационной работы, обоснована актуальность темы, изложены научная новизна и практическая значимость работы. Сформулированы цели и решаемые задачи, а также основные положения, выносимые на защиту.

В первой главе приведен обзор литературных данных, посвященных исследованию влияния облучения и длительных температурных выдержек на склонность сплавов железа и малоуглеродистых низколегированных сталей к проявлению отпускной хрупкости.

Анализ представленных в литературе экспериментальных данных связанных с определением изменения уровня зернограничных сегрегации показал, что систематические исследования неупрочяющих механизмов в основном металле (ОМ) и металле шва (МШ) корпусных сталей при температурах 290-320 °С ранее не проводились. Также отсутствуют данные связывающие изменение механических характеристик исследуемых материалов с концентрацией примеси (фосфора) по границам зерен при температурах эксплуатации реакторной установки.

Во второй главе изложена разработанная в рамках данной работы методика измерений концентрации фосфора на поверхности хрупкого межзеренного разрушения с помощью ОЭС, которая включает следующие этапы:

• Поиск подходящего участка хрупкого межзеренного разрушения;

• Исключение из исследуемой области следов скола и крупных

преципитатов;

• Правильное ориентирование плоскости фасетки относительно пучка.

Так как концентрация фосфора на поверхности границы зерна (Ср) может зависеть от взаимной ориентации зерен, которые ее образуют и от структурной неоднородности материала, результаты измерений представлены в виде частотных распределений, интервал разбиения которых подобран в соответствии с величиной абсолютной погрешности измерений интенсивности оже-пика фосфора, отнормированного на интенсивность оже-пика железа.

Также во второй главе приведены данные по химическому составу (таблица 1) и условиям облучения и термических выдержек (таблица 2) изученных материалов. В работе были проведеные исследования образцов-свидетелей ОМ и МШ корпусов реакторов ВВЭР-1000 нескольких АЭС в исходном состоянии, после различных режимов облучения и термических выдержек.

Таблица 1 - Химический состав исследованных материалов

АЭС Химический состав, вес.%

С № Р Си Б Мп 81 Сг Мо V

ОМ реактора-прототипа 0,24 1,07 0,018 0,10 0,04 0,49 0,28 3,30 0,40 -

МШ 1-го блока Балаковской АЭС 0,07 1,88 0,009 0,03 0,010 1,10 0,31 1,72 0,68

МШ 1-го блока Калиниской АЭС 0,04 1,76 0,010 0,04 0,006 0,98 0,28 1,71 0,66

ОМ 2- блока Калининской АЭС 0,16 1,09 0,006 0,04 0,011 0,43 0,26 2,05 0,51 0,10

МШ 2-го блока Калининской АЭС 0,06 1,64 0,008 0,03 0,008 0,76 0,36 1,72 0,63 -

Таблица 2 - Механические характеристики, условия облучения и температурной выдержки исследованных материалов __

Материал Состояние А Тк, °С Кро.2; МПа

ОМ реактора-прототипа 260 тыс. ч при 276°С, без облучения 165 612

МШ 2-го блока Калининской АЭС исходное 0 489

67 тыс. ч при 320°С, без облучения 34 523

137 тыс. ч при 320°С, без облучения 22 505

облучение Р^ОхЮ" м-2 (137 тыс. ч) 51 636

ОМ 2-го блока Калининской АЭС исходное -

67 тыс. ч при 320°С, без облучения 15 -

137 тыс. ч при 320°С, без облучения - -

МШ 1-го блока Калининской АЭС исходное 0 -

облучение Б^ЗхЮ23 м-2, ср^БхЮ13 м~2с-1 69 -

ускоренное облучение, ^5x102"1 м~2, Ф=1,8х1017м"2с-1 64 -

МШ 1-го блока Балаковской АЭС исходное 0 533

облучение Р=3х10" м-2 91 626

облучение Р=ЗхЮ23 м~2 + отжиг 500°С/100 ч 41 -

1 по результатам испытаний образцов мини-Шарпи

В третьей главе представлены экспериментальные результаты исследования зернограничных сегрегации фосфора в корпусных сталях облучаемых и необлучаемых элементов ВВЭР-1000 в различных состояниях.

Влияние длительных изотермических выдержек на уровень зернограничных сегрегаиий

В процессе эксплуатации реакторной установки необлучаемые элементы корпусов реакторов ВВЭР-1000, такие как обечайки зоны патрубков, подвергаются длительному термическому воздействию (при температуре 320 °С) в отсутствии облучения.

Исследования термокомплектов (ТК) образцов-свидетелей (ОС) материалов корпусов ВВЭР-1000, проведенные в НИЦ «Курчатовский институт», показали увеличение доли зернограничного разрушения в хрупкой составляющей излома при неизменных размерах и плотности карбидных выделений. Эти данные являются свидетельством протекания зернограничных процессов и отсутвия причин для проявления упрочняющего механизма, хотя именно он считался основным при изменении механических свойств корпусных сталей после длительных изотермических выдержек.

Результаты измерений уровня зернограничной сегрегации образцов-свидетелей температурных комплектов ОМ и МШ 2-го блока Калининской АЭС представлены в виде частотных распределений количества получаемых измерений от концентрации фосфора на поверхности хрупкого разрушения в процентах покрытия монослоем.

Рисунок 1 — Концентрация фосфора на поверхности хрупкого межзеренного разрушения ОМ (а) и МШ (б) ТК ОС 2-го блока Калининской АЭС при различных временах выдержки Согласно полученным результатам изменение концентрации фосфора сопровождается сдвигом правого края распределения в сторону больших значений. Уровень зернограничной сегрегации фосфора в МШ возрастает под действием температуры сильнее, чем в ОМ, что может быть вызвано как повышенным содержанием никеля (основного элемента, способствующего развитию сегрегационных процессов), так и структурной неоднородностью МШ, характеризующейся наличием столбчатых и равноосных зерен. Получены данные, из которых видно, что для термокомплектов МШ 2-го блока

Калининской АЭС концентрация фосфора на границах столбчатых зерен выше, чем на равноосных (рисунок 2).

Покрытие монослоем фосфра, %

Рисунок 2 - Концентрация фосфора на поверхности хрупкого межзеренного разрушения МШ ОС 3-го ТК 2-го блока Калининской АЭС по границам столбчатых и равноосных зерен

Результаты оценок измерений концентрации фосфора на поверхности хрупкого межзеренного разрушения ОМ и МШ ТК ОС 2-го блока Калининской АЭС представлены в таблице 3. Поскольку распределения для ОМ имеют симметричный вид, для их количественной характеристики использовались средние значения. В случае несимметричных распределений сложной формы, полученных для МШ, в качестве количественной характеристики использовалось положение максимума.

Таблица 3 - Оценки измерений концентрации фосфора в корпусных сталях 2-го блока Калининской АЭС

Материал Исходное состояние 67 ООО часов 136 ООО часов

% пок рытия монослоем фосфора

ОМ 10-12 11-13 14-16

МШ 10-12 14-16 16-18

Полученные результаты измерений показывают, что длительная изотермическая выдержка при температуре 320 °С приводит к значимым изменениям зернограничной концентрации фосфора по границам зерен.

Как показали расчетные оценки по модели равновесной сегрегации Маклина, объемная диффузия при температурах эксплуатации ВВЭР-1000 не должна приводить к значимым изменениям Ср, поэтому в данной работе рассмотрена возможность действия неравновесных механизмов. Как показали фрактографические исследования, в процессе изготовления стали на границах зерен образуется значительное число карбидов с характерными размерами в 100-500 нм. На поверхности границ зерен термокомплекта ОС КР ВВЭР-1000 были сняты оже-спектры примесных легирующих элементов в точках, расположенных на карбидных выделениях и рядом с ними (рисунок 3).

Рисунок 3 - Изображение анализируемых точек на поверхности карбидов и рядом с ними, расположенных по границе зерна ОС ОМ ВВЭР-1000

В таблице 4 приведены интенсивности оже-пиков элементов на поверхности границ зерен ТК ОМ 2-го блока Калининской АЭС. Поскольку условия получения спектров в каждой точке были идентичны, можно сравнивать абсолютные значения их интенсивностей.

Таблица 4 - Интенсивность оже-линий элементов на поверхности границ зерен и карбидных выделений_

Точка Область 1р 1с Л> 1т Не 1мо

Точка 1 (Рисунок 4 а) карбид 875 2812 2614 381 14788 761

Точка 2 (Рисунок 4 а) карбид 1460 2684 4287 371 14956 1082

Точка 3 (Рисунок 4 а) ГЗ 477 1650 938 382 17046 419

Точка 4 (Рисунок 4 а) гз 267 661 356 637 22519 355

Точка 5 (Рисунок 4 а) карбид 747 2309 4963 424 14985 1115

Точка 1 (Рисунок 4 б) карбид 1025 2929 5295 382 14953 918

Точка 2 (Рисунок 4 б) карбид 930 2871 5168 776 18052 874

Точка 3 (Рисунок 4 б) карбид 1035 2241 6134 603 21239 791

Точка 4 (Рисунок 4 б) ГЗ 705 1095 440 547 17504 558

Точка 5 (Рисунок 4 б) ГЗ 673 1318 949 489 19008 616

Представленные результаты свидетельствуют о наличии повышенного содержания фосфора на карбидных выделениях по сравнению с границей зерна. При дальнейших температурных выдержках общий уровень зернограничной концентрации фосфора может увеличиваться за счет его перераспределения с карбидных выделений.

Результаты механических испытаний (таблица 2) показали, что длительная выдержка термокомплектов при температуре 320 °С не приводит к изменению пределов текучести, выходящему за пределы погрешностей измерений, характерных для данного типа материалов, при этом происходит рост критической температуры хрупкости (Тк). Но для второго и третьего термокмплектов это повышение находится в пределах разбросов, поэтому для

оценок изменения Тк при длительной температурной выдержке, соответствующей продленному сроку службы КР, необходимо построить калибровочную зависимость сдвига Тк от Ср на основании:

1) анализа баз данных механических испытаний термокомплектов с проведением дополнительных измерений методом ОЭС;

2) механических испытаний четвертых термокомплектов, находившихся в реакторе при температуре 320°С в течение ~200000 ч, с измерением Ср методом ОЭС;

3) механических испытаний образцов после охрупчивающей термообработки с измерением Ср методом ОЭС.

В литературе приводится зависимость сдвига критической температуры хрупкости от изменения зернограничной концентрации фосфора (йСр3) для Сг -Мо сталей:

ЛГ* = [42 + 78-*п(^)]-ЛСргз, (1)

где <1 — размер зерна в мкм, с10 — характерная величина, равная 1 мкм. При среднем размере зерна 100 мкм для расчетных значений концентрации получим сдвиг Тк на 4 °С на каждый 1% покрытия монослоем фосфора. Это позволяет нам сделать приблизительную оценку сдвига Тк от времени выдержки при температуре 320 °С.

Влияние облучения на уровень зернограничных сегрегаиии

Известно, что радиационно-стимулированная диффузия приводит к повышению уровня зернограничной сегрегации, но ранее прямые измерения для материалов КР ВВЭР-1000 не проводились. Результаты измерений концентрации фосфора для МШ 2-го блока Калининской АЭС в исходном состоянии, после облучения (при Т=290 °С) и термических выдержек (при Т=320 °С) представлены на рисунке 4.

Покрытие монослоем фосфра, %

Рисунок 4 - Концентрация фосфора на поверхности хрупкого межзеренного разрушения МШ ТК ОС Калининской АЭС 2 в различных состояниях

Из рисунка видно, что облучение корпусных материалов приводит к увеличению зернограничной концентрации фосфора как по отношению к исходному состоянию, так и по отношению к термокомплекту. 12

Оценочные значения уровня зернограничной сегрегации фосфора по максимумам распределений представлены в таблице 6.

Таблица 6 - Оценки концентрации фосфора в материалах корпусных сталей

Материал Исходное состояние Термокомплект (136 000 ч.) Лучевой комплект (136 000 ч.)

% покрытия монослоем фосфора

МШ 2-го блока Калининской АЭС 10-12 16-18 18-20

Значимое смещение распределения концентрации фосфора на границах зерен образцов лучевых комплектов по сравнению с образцами температурных комплектов, особенно по положению правого края распределения, свидетельствует о наличии радиационно-стимулированной диффузии фосфора к границам зерен.

На рисунке 5 представлены результаты измерений концентрации фосфора на ГЗ МШ 1-го блока Балаковской АЭС. Показано, что для данного материала облучение также способствует увеличению уровня зернограничной сегрегации, проявляющегося в сдвиге правого края распределения в область больших значений концентраций. Результаты измерений (максимумы частотных распределений) приведены в таблице 7.

, ■ исходное состояние - 83 измерения | —А— после облучения -112 измерений

ш 10 3

\А

1.' в»'* <ч'' С* ь/' г.' аГ

№ •О' ч» ^ ч? ф ф ф •ъ* Покрытие монослоем фосфра, %

Рисунок 5 — Концентрация фосфора на поверхности хрупкого межзеренного разрушения МШ Балаковской АЭС 1 в различных состояниях

Материал Исходное состояние Лучевой комплект

% покрытия монослоем фосфора

МШ 1-го блока Балаковской АЭС 17-19 22-24

Полученные результаты показывают, что изменение зернограничной концентрации фосфора в процессе облучения сопровождается не только

сдвигом максимума распределения, но и его уширением относительно исходного состояния.

Несмотря на то, что подобный результат кажется очевидным, ранее для КР ВВЭР-1000 он получен не был, а литературные данные показывают, что облучение не всегда приводит к значимому изменению концентрации фосфора на границе зерна.

Влияние температуры и облучения на общий сдвиг критической температуры хрупкости

Единственным способом прогнозирования изменений механических свойств корпусных сталей после облучения до больших флюенсов, соответствующих продленному сроку службы, является ускоренное облучение образцов в исследовательских реакторах.

Согласно нормативным документам для консервативной оценки охрупчивания материалов корпусов реакторов принят подход, основанный на аддитивности вкладов облучения и температурного воздействия:

ATk(F, t) = ATf(F) + ЛСД + 5Tk, (2)

где ST/с — запас на неоднородность свойств.

В соответствии с ПНАЭ Г-7-002-86 зависимость ATf(F) имеет вид:

ATf(F)=Ap-{^) , (3)

где Ар— коэффициент радиационного охрупчивания.

= + (4)

где АТ^ — сдвиг критической температуры хрупкости при t -» оо; Ьт, tar, It -константы материала, зависящие от температуры старения.

На рисунке 6 представлены изменения концентрации фосфора на границах зерен лучевого комплекта и ускоренно дооблученного термокомплекта образцов-свидетелей МШ 1-го блока Калиниской АЭС.

-ускоренно облученные термокомплекты - 50 измерений -облученный - 58 измерений [

Покрытие монослоем фосфра, %

Рисунок 6 - Концентрация фосфора на поверхности хрупкого межзеренного разрушения ОС МШ 1-го блока Калининской АЭС в различных состояниях

Концентрационное распределение для ОС термокомплектов, которые в течение 126 ООО часов находились при температуре 320 °С и затем были

ускоренно дооблучены до большего значения флюенса в реакторе ИР-8 (Р=5х1023 м-2, ср=1,8х1017 м~2с_1) находится левее, чем лучевой комплект ОС (Р=Зх1023 м-2, ф=1,8х1015 м~2с_1). Оценка концентраций для каждого состояния приведена в таблице 8.

Таблица 8 - Оценки измерений уровня зернограничной концентрации фосфора

Материал Термокомплект + ускоренное облучение в ИР-8 Лучевой комплект

% покрытия монослоем фосфора

МШ 1-го блока Калининской АЭС 18-20 21-23

Полученные результаты показывают, что в образцах лучевых комплектов происходит значимое увеличение уровня зернограничной сегрегации фосфора. Согласно результатам механических испытаний сдвиги критической температуры хрупкости исследуемых образцов не отличаются в пределах погрешности измерений. Несмотря на то, что разница во флюенсах значительна, в случае ускоренного облучения образцов термокомплекта уровень сегрегации фосфора значительно ниже, чем в случае лучевого комплекта. Таким образом, если учитывать радиационно-стимулированное зернограничное охрупчивание, применимость аддитивного подхода не подверждается полученными данными.

Полученные данные показывают, что длительность ускоренного облучения недостаточна для заметного проявления процессов, приводящих к зернограничной сегрегации фосфора. Это необходимо принимать во внимание путем введения поправок на время облучения, полученных с помощью анализа базы данных испытаний ОС и ускоренно-облученных образцов.

Влияние отжига на восстановление свойств корпусных материалов ВВЭР-1000

Для восстановления свойств материала КР с высоким содержанием никеля ИРМТ КЦЯТ НИЦ «Курчатовский институт» предложил режим отжига 565 °С в течение 100 часов с последующим медленным охлаждением. Поскольку при охлаждении материал проходит через интервал температур максимальной отпускной хрупкости, необходимо убедиться, что отжиг по этому режиму не приводит к повышению концентрации фосфора на границах зерен, что при повторном облучении может вызвать значительное зернограничное охрупчивание.

В материале МШ 1-го блока Балаковской АЭС были измерены уровни зернограничной концентрации фосфора в исходном, облученном и отожженном состояниях (рисунок 7).

Покрытие монослоем фосфра, %

Рисунок 7 - Концентрация фосфора на поверхности хрупкого межзеренного разрушения МШ 1-го блока Балаковской в различных состояниях

Как было отмечено выше, облучение привело к значительному уширению распределения за счет сдвига правого края. Отжиг привел к снижению ширины распределения практически до исходного значения и значительному возврату положения максимума. Результаты оценок измерений, определяемых по положению максимумов распределений, представлены в таблице 9.

Таблица 9 - Оценки измерений уровня зернограничной концентрации фосфора

Материал Исходное состояние Отожженное Лучевой комплект

% покрытия монослоем фосфора

МШ 1-го блока Балаковской АЭС 16-18 18-20 22-24

Разница уровней зернограничной концентрации фосфора отожженных образцов по сравнению с исходным состоянием связана с тем, что основной процесс сегрегации происходит, по-видимому, при медленном охлаждении с температуры конечной термообработки которая в первом случае составляет 565 °С, а во втором — 650 °С. При этом, равновесная концентрация фосфора на границе зерна при 565°С составляет 8-9ат. %, а при 650°С -5-6 %, т.е. в первом случае процесс сегрегации фосфора начинается с более высокого значения.

В четвертой главе приведена оценка кинетики сегрегации примеси облучаемых и необлучаемых элементов КР.

На основании полученных в главе 3 результатов в настоящее время разрабатывается новая модель, в которой неравновесные механизмы, связанные со структурой ГЗ, являются основными при термическом охрупчивании при температуре 320 °С. Модель основана на том, что в процессе изготовления стали образуется большое количество карбидов на поверхности границ зерен и в процессе эксплуатации реакторной установки идет перераспределение фосфора с их поверхности на поверхность границы зерна.

В данной работе оценка кинетики проведена с использованием функциональной зависимости Маклина, где диффузионные параметры подбирались эмпирически на основании результатов экспериментов:

Ср(0 = В + (С - В) ■ (1 - ехр (Л2 ■ С) • erfc{A ■ уЦ) (3)

где Ср(0 — концентрация фосфора на границе зерна на момент времени I; В - концентрация фосфора на границе зерна в начальный момент времени; С - равновесная концентрация фосфора при заданной температуре;

, , „ . 2-л/3600-0

А - диффузионныи параметр: А — —--

а- ширина границы зерна;

г\- коэффициент обогащения фосфором;

Б- коэффициент диффузии фософра.

В третьей главе были получены оценки концентрации фосфора для материалов термокомплектов ОС ОМ 2-го блока Калининской АЭС (таблица 3) и для лучевых космплектов ОС МШ 2-го блока Калининской АЭС (таблица 6) и МШ 1-го блока Балаковской АЭС (таблица 7). Так как в необлучаемых элементах КР (обечайки зоны патрубков) концентрация фосфора может достигать значений в два раза превышающих значения для образцов ТК, с учетом подобранных диффузионных параметров была сделана поправка на большее содержание фосфора в стали. Полученные зависимости изменения уровня зернограничной концентрации фосфора к концу продленного срока службы для термокомплектов ОМ КР 2-го блока Калининской АЭС (0,008 вес. % фосфора) и материалов обечаек патрубковой зоны (0,014 вес. % фосфора ), которые представлены на рисунке 8.

Рисунок 8 — Оценка кинетики зернограничной сегрегации фосфора в необлучаемых элементах КР

В таблице 9 представлены оценочные значения концентрации фосфора в исходном состоянии и после 60 лет эксплуатации.

Таблица 9 - Оценки измерений концентрации фосфора в необлучаемых элементах ОМ КР 2-го блока Калининской АЭС к концу продленного срока службы_

Время выгрузки, ч ОМ термокомплектов образцов-свидетелей ОМ обечаек зоны патрубков

% покрытия монослоем фосфора

Исходное состояние 10-12 10-12

480 ООО 18-20 26-28

Данные, полученные по лучевым комплектам образцов-свидетелей 1-го блока Балаковской АЭС и 2-го блока Калининской АЭС были описаны функциональной зависимостью Маклина, где диффузионные параметры также подобирались с использованием результатов измерений (рисунок 9).

Согласно модели радиационно-стимулированной диффузии облучение повышает концентрацию точечных дефектов и их комплексов в стали, что способствует повышению диффузионной подвижности примесных и легирующих элементов. Так как стенка КР располагается дальше от активной зоны, чем ОС, с учетом поправки на изменившуюся плотность потока быстрых нейтронов был произведен расчет диффузионных параметров путем введения «эффективной температуры», описанной в литературе.

На основании полученных расчетных результатов были построены графики зависимости уровня зернограничной концентрации фосфора в МШ стенки корпуса реактора в зависимости от времени эксплуатации станции.

Время, ч

Рисунок 9 — Оценка кинетики зернограничной сегрегации фосфора облучаемых элементов МШ КР 2-го блока Калининской АЭС и МШ КР 1-го блока Балаковской АЭС функциональными зависимостями Маклина

Полученные зависимости позволяют оценить изменения концентрации фосфора к 60 годам эксплуатации (таблица 10).

Таблица 10 - Оценки измерений концентрации фосфора

Время выгрузки, ч МШ 2-го блока Калининской АЭС МШ 1-го блока Балаковскойй АЭС

% покрытия монослоем фосфора

Исходное состояние 10-12 16-18

480 000 21-23 28-30

Полученные данные показывают, что температурные выдержки материалов с объемным содержанием фосфора 0,014 масс. % могут привести к большему изменению уровня зернограничной сегрегации, чем облучение ОС с содержанием 0,008 масс. % фосфора при меньшей температуре (320°С и 290°С, соответственно). При этом в случае лучевых комплектов на деградацию свойств помимо сегрегационных профессов влияют и упрочняющие механизмы.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

Проведены прямые экспериментальные измерения концентрации фосфора и легирующих элементов на ГЗ образцов-свидетелей материалов KP ВВЭР-1000, подвергшихся нейтронному облучению и/или длительной температурной выдержке, сделаны оценки уровня зернограничной сегрегации фосфора для облучаемых и необлучаемых элементов корпуса ВВЭР-1000 при продлении сроков службы до 60 лет.

При этом:

- Разработана методика исследования поверхности хрупкого межзеренного разрушения образцов корпусных сталей с помощью оже-электронной спектроскопии;

Показано, что в процессе длительных изотермических выдержек термокомплектов ОМ и МШ уровень зернограничной сегрегации фосфора растет с увеличением времени выдержки;

- Показано влияние микруструктуры стали и тонкой структуры границы зерна на развитие зернограничой сегрегации фосфора при длительных изотермических выдержках при температуре эксплуатации необлучаемых элементов KP;

- Проведена расчетная оценка изменения уровня зернограничной сегрегации в необлучаемых элементах корпуса (обечайка патрубковой зоны) при продлении срока службы до 60 лет, показавшая, что при повышенном содержании фосфора зернограничное охрупчивание способно ухудшить механические характеристики корпусных сталей ВВЭР-1000;

- Показано что нейтронное облучение образцов-свидетелей МШ КР ВВЭР-1000 дает значимый вклад в процесс зернограничной сегрегации фосфора за счет радиационно-стимулированной диффузии;

- С помощью модели радиационно-стимулированной диффузии сделаны оценки изменений уровня зернограничной сегрегации в облученных материалах КР ВВЭР-1000 с высоким содержанием никеля к окончанию продленного срока службы реактора;

- Показано, что нормативная зависимость определения сдвига критической температуры хрупкости не учитывает вклада зернограничнго охрупчивания, что при использовании ускоренного облучения может привести к неконсервативной оценке;

- Показана эффективность отжига по режиму 565°С/100часов с медленным охлаждением при восстановлении исходного значения уровня зернограничных сегрегаций в материалах КР с высоким содержанием никеля.

Публикации по теме диссертации:

1. Доклад «Сегрегации фосфора в корпусных сталях с высоким содержанием никеля, подвергшихся длительной температурной выдержке» авторов М.А. Салтыкова, О.О. Забусова, Д. А. Мальцева, C.B. Федотовой на Конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам - 2011 (16-17 марта, 2011 г., ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», г. Подольск), (Сборник тезисов на компакт-диске).

2. Доклад «Структурные параметры, влияющие на склонность к развитию отпускной хрупкости теплостойких сталей при длительной эксплуатации изделий из них» авторов Б.А. Гуровича, Е.А. Кулешовой, О.О. Забусова, C.B. Федотовой, A.C. Фролова, Д.А. Мальцева, М.А. Салтыкова на 9-й международной научно-технической конференции "Современные металлические материалы и технологии" г. Санкт-Петербург, 21-25 июня 2011г. с. 327

3. Радиационно-индуцированные структурные эффекты, наблюдаемые в сталях корпусов реакторов ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации, восстановительного отжига и повторного ускоренного облучения авторов Б.А. Гуровича, Е.А. Кулешовой, О.О. Забусова, C.B. Федотовой, К.Е. Приходько, A.C. Фролова, Д.А. Мальцева, М.А. Салтыкова. Известия вузов. Ядерная энергетика. №3 2011, с 3-13.

4. Доклад «Структурные исследования термокомплектов сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000» авторов Б.А. Гуровича, Е.А. Кулешовой, Д.А. Мальцева, О.О. Забусова, М.А. Салтыкова на 12 международной конференции Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС г. Санкт-Петербург 5-8 июня 2012г., ЦНИИ КМ Прометей, с. 190.

5. Структурные исследования стали 15Х2НМФАА и ее сварных соединений после длительных термических выдержек и облучения при рабочей температуре корпуса реактора авторов Б.А. Гуровича, Е.А. Кулешовой, Д.А. Мальцева, C.B. Федотовой, A.C. Фролова, О.О. Забусова, М.А. Салтыкова. Известия вузов. Ядерная энергетика. №4 2012, с 110-121.

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

7. Особенности микроструктуры поверхности разрушения материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 М.А. Салтыков,О.О. Забусов, Б.А. Гурович, М.А. Артамонов, А.П. Дементьев, Е.А. Кулешова, C.B. Федотова, Д.А. Журко Вопросы атомной науки и техники, серия Материалы реакторов на тепловых нейтронах, №2 2013с. 75-81.

8. Радиационно-стимулированная межзеренная сегрегация в материалах корпусов реакторов ввэр-1000 О.О. Забусов, М.А. Салтыков, Б.А.

Гурович, Е.А. Кулешова, C.B. Федотова, Д.А. Журко Вопросы атомной науки и техники 2012, серия «Физика радиационных повреждений и явлений в твердых телах», №2 2013с. 82-89.

Подписано в печать 16.09.13. Формат 60x90/16 Печать цифровая. Усл. печ. л. 1,5 Тираж 65. Заказ № 75

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

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЦЕНТР "КУРЧАТОВСКИЙ

ИНСТИТУТ"

РАЗВИТИЕ ЗЕРНОГРАНИЧНЫХ СЕГРЕГАЦИЙ ФОСФОРА В

МАТЕРИАЛАХ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000 ПОД ДЕЙСТВИЕМ ОБЛУЧЕНИЯ И ДЛИТЕЛЬНЫХ ТЕРМИЧЕСКИХ

ВЫДЕРЖЕК

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

04201454187

Салтыков Михаил Алексеевич

ДИССЕРТАЦИЯ

на соискание ученой степени кандидата технических наук

Научный руководитель: кандидат физико-математических наук

Забусов Олег Олегович

Москва - 2013

ОСНОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ 4

ВВЕДЕНИЕ 5

ГЛАВА 1. ОБЩИЕ ПРЕДСТАВЛЕНИЯ О ПРИЧИНАХ 12 ТЕРМИЧЕСКОГО И РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ КОРПУСНЫХ СТАЛЕЙ ВВЭР-1000

1.1 Конструкция и условия эксплуатации ВВЭР-1000 12

1.2 Влияние эксплуатационных факторов на деградацию свойств 15 корпусных сталей

1.2.1 Причины охрупчивания конусных материалов ВВЭР-1000 16

1.2.2 Влияние длительных изотермических выдержек на развитие 19 зернограничных сегрегации примесей в сплавах железа

1.2.3 Влияние облучения на развитие зернограничных сегрегации 35

фосфора в сплавах железа

1.3 Оценка кинетики сегрегации 38

1.3.1 Кинетика равновесной зернограничной сегрегации 38

1.3.2 Кинетика неравновесной зернограничной сегрегации 42

1.4 Методы исследования зернограничных сегрегаций 44 Заключение к главе 1 48

ГЛАВА 2. МАТЕРИАЛЫ И МЕТОДИКА ИССЛЕДОВАНИЙ 50 ЗЕРНОГРАНИЧНЫХ СЕГРЕГАЦИЙ ПРИМЕСЕЙ

2.1 Исследуемые материалы 50

2.2 Методика исследований 52

2.3 Методика обработки результатов 63

ГЛАВА 3. ВЛИЯНИЕ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ФАКТОРОВ НА 65 УРОВЕНЬ ЗЕРНОГРАНИЧНОЙ КОНЦЕНТРАЦИИ ФОСФОРА В КОРПУСНЫХ СТАЛЯХ

3.1 Исследование влияния длительных температурных выдержек на 67 изменение зернограничной концентрации фосфора

3.2 Исследование микроструктурных особенностей границ зерен 76

3.3 Влияние облучения на изменение уровня зернограничной 81 концентрации фосфора

3.4 Влияние плотности потока быстрых нейтронов на уровень 85 зернограничной концентрации фосфора

3.5 Влияние восстановительного отжига на уровень зернограничной 88 концентрации фосфора

3.6 Обсуждение результатов 90

3.6.1 Влияние термических выдержек на сегрегационные 90 процессы

3.6.2 Исследование структурных особенностей границ зерен 94

термокомплектов образцов-свидетелей

3.6.3 Влияние облучения на сегрегационные процессы 96

3.6.4 Влияние ускоренного облучения на сегрегационные процессы 98

3.6.5 Влияние отжига при 565 °С на сегрегационные процессы 100 Заключение к главе 3. 100

ГЛАВА 4. ОЦЕНКА КИНЕТИКИ ЗЕРНОГРАНИЧНОЙ СЕГРЕГАЦИИ 102 ФОСФОРА ПРИ ПРОДЛЕНИИ СРОКА СЛУЖБЫ РЕАКТОРА ВВЭР-1000 ДО 60 ЛЕТ

4.1 Кинетика зернограничной сегрегации при длительных 104

температурных выдержках

4.2 Кинетика неравновесной зернограничной сегрегации 106

Заключение к главе 4 110

ЗАКЛЮЧЕНИЕ 112

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 114

ОСНОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ

АЭС -Атомная электростанция

ВВЭР -Водо-водяной энергетический реактор

ГЗ -Граница зерна

ИР -Исследовательский реактор

ИРМТ -Институт реакторных материалов и технологий

КИ -Курчатовский институт

КП -Категория прочности

КР -Корпус реактора

кцят -Курчатовский центр ядерных технологий

мш -Металл шва

ниц -Национальный исследовательский центр

ом -Основной металл

ОС -Образец свидетель

ОЦК -Объемно-центрированная кристаллическая решетка

Ср -Зернограничная концентрация фосфора

т 1 к -Критическая температура хрупкости

тк -Термокомплект

ТЭМ -Трансмиссионная электронная микроскопия

ВВЕДЕНИЕ

Деградация эксплуатационных характеристик корпусных сталей ВВЭР с ОЦК решеткой под действием реакторного облучения и рабочих температур обусловлена образованием радиационных дефектов и радиационно-индуцированных преципитатов, а также зернограничных сегрегаций примесей (в первую очередь фосфора).Эти процессы сопровождаются увеличением температуры вязко-хрупкого перехода (Тк), которая определяется по сдвигу температурных зависимостей работы разрушения при ударных испытаниях образцов Шарпи с У-образным надрезом. Повышение Тк может ограничить срок службы ядерного реактора из-за опасности хрупкого разрушения его корпуса.

В связи с планируемым продлением срока службы ядерных энергетических установок, оснащенных реакторами ВВЭР-1000, до 60 лет и более, в том числе с использованием восстановительного отжига, вопрос о вкладе зернограничного охрупчивания в изменение механических свойств корпусных материалов при длительном воздействии облучения и повышенной температуры приобретает особую важность.

До настоящего момента не проводились работы по оценке возможного влияния отпускной хрупкости на эксплуатационные характеристики обечаек патрубковой зоны, в которых содержание примесей, в частности фосфора, может значительно превышать их содержание в облучаемых элементах корпуса реактора. Исследования, проведенные в ИРМТ КЦЯТ НИЦ «Курчатовский институт» показали, что длительная температурная выдержка приводит к повышению доли межзеренного разрушения в хрупкой составляющей излома термокомплектов образцов-свидетелей ВВЭР-1000. В связи с этим, для обоснования подхода к оценке вклада зернограничного охрупчивания в изменение механических свойств встает вопрос о прямом измерении концентрации примесных и легирующих элементов (в первую очередь, фосфора) на границах зерен материалов термокомплектов образцов-свидетелей. Исследование образцов-свидетелей при температурных

выдержках 200 ООО часов и более и проведение специальных калибровочных экспериментов позволит в дальнейшем связать изменение концентрации фосфора на границах зерен с изменением механических характеристик сталей.

Поскольку теория равновесной зернограничной сегрегации неадекватно описывает процессы, происходящие в сталях подобного типа при температурах эксплуатации обечаек патрубковой зоны (-320 °С), необходимо проведение исследования структуры границ зерен с целыо определения возможности протекания неравновесных процессов, связанных с перераспределением примесей по элементам микроструктуры.

Для облучаемых элементов корпусов реакторов ВВЭР-1000 до сих пор не проводились систематические исследования развития радиационно- и термически-стимулированных зернограничных процессов, не было показано наличие значимых сегрегационных эффектов, связанных с радиационной составляющей. Актуальность проведения прямых измерений концентрации фосфора на границах зерен лучевых комплектов образцов-свидетелей и ускоренно облученных в исследовательском реакторе образцов основного металла и металла шва корпусов реакторов обусловлена необходимостью получения исходных данных для прогнозирования вклада зернограничного охрупчивания в деградацию свойств корпусных материалов, а также для обоснования методики оценки механических свойств корпуса реактора к завершению продленного срока службы с использованием ускоренного облучения.

При обосновании режима восстановительного отжига, предлагаемого для продления срока службы корпусов реакторов с повышенным содержанием никеля, необходимо проведение исследований, позволяющих оценить уровень зернограничных сегрегаций фосфора, поскольку предлагаемый режим отжига должен обеспечить возврат материала к исходному состоянию.

Всё вышесказанное определяет актуальность данной работы, в которой методом оже-электронной спектроскопии проведено измерение концентрации фосфора на границах зерен материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000, подвергнутых облучению и длительной температурной выдержке в составе лучевых и термокомплектов образцов-свидетелей, ускоренному облучению в исследовательском реакторе ИР-8, а также после восстановительного отжига.

Цель работы

Целью данной работы является определение основных закономерностей развития зернограничных сегрегации фосфора и оценка их вклада в изменение механических характеристик облучаемых и необлучаемых элементов корпусов реакторов ВВЭР-1000 вплоть до 60 лет эксплуатации.

Для достижения поставленной цели решались следующие научно -технические задачи:

- анализ литературных данных по физическим закономерностям процесса зернограничной сегрегации фосфора под действием длительных температурных выдержек и нейтронного облучения в сталях и сплавах железа и его влиянию на механические характеристики сталей, используемых для изготовления корпусов реакторов водо-водяного типа и их сварных соединений;

- отбор материалов корпусных сталей в исходном состоянии, после различных по длительности температурных выдержек и/или облучения в условиях эксплуатации реакторной установки;

- разработка методики исследования образцов корпусных сталей с помощью оже-электронной спектроскопии;

- получение экспериментальных зависимостей изменения концентрации фосфора на границах зерен для различных материалов корпусов реакторов,

подвергавшихся воздействию эксплуатационных факторов и восстановительного отжига;

- исследование влияния тонкой структуры границ зерен на процесс зернограничной сегрегации фосфора в корпусных материалах необлучаемых элементов корпуса реактора ВВЭР-1000 при длительной эксплуатации;

- расчетная оценка изменения концентрации фосфора в материалах облучаемых и необлучаемых элементов корпуса реактора с учетом планируемого продления сроков службы до 60 лет.

Научная новизна и практическая значимость работы

1. Впервые в мире проведено систематическое исследование процессов зернограничной сегрегации фосфора в материалах различных элементов корпусов реакторов водо-водяного типа на различных этапах эксплуатации.

2. Получены данные по развитию отпускной хрупкости в необлучаемых элементах корпусов реакторов ВВЭР-1000 под действием длительных выдержек при температуре эксплуатации.

3. Получены данные по распределению фосфора по элементам микроструктуры границы зерна, в частности по поверхности карбидов, что позволило обосновать физическую модель зернограничной сегрегации фосфора при температуре эксплуатации верхней обечайки патрубковой зоны корпуса реактора ВВЭР-1000.

4. Показан значимый эффект облучения на уровень развития зернограничной сегрегации фосфора в материалах образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1000.

5. Показано, что положение об аддитивности вкладов облучения и термической выдержки, принятое в нормативной документации, не является физически обоснованным с точки зрения процесса зернограничной сегрегации и может привести к недооценке уровня

охрупчивания материалов корпуса реактора при использовании ускоренного облучения. 6. Показано, что восстановительный отжиг облученных материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 по предлагаемому НИЦ «Курчатовский институт» режиму приводит к полному возврату концентрации фосфора на границах зерен.

Методология и методы исследования

В работе представлены результаты исследования поверхности границ зерен и преципитатов с помощью оже-электронной спектроскопии (ОЭС). Данный метод позволяет определять химический состав элементов на глубине до нескольких атомных монослоев и обладает высокой пространственной разрешающей способностью.

С помощью ОЭС были получены спектры основных примесных и легирующих элементов на поверхности хрупкого межзеренного разрушения и проведены оценки уровня зернограничной сегрегации фосфора в облучаемых и необлучаемых материалах корпусных сталей ВВЭР-1000.

Положения, выносимые на защиту

1. Закономерности процесса зернограничной сегрегации фосфора в условиях эксплуатации необлучаемых и облучаемых элементов корпусов реакторов ВВЭР-1000.

2. Особенности протекания процессов зернограничной сегрегации фосфора, обусловленных тонкой структурой границ зерен, в материалах корпусов реакторов ВВЭР-1000 под действием длительной температурной выдержки.

3. Обоснование неконсервативности аддитивного подхода к оценке изменения критической температуры хрупкости облучаемых элементов корпусов реакторов ВВЭР-1000 за счет зернограничного охрупчивания при использовании ускоренного облучения в исследовательских реакторах.

4. Оценки уровня развития зернограничной сегрегации фосфора в корпусных материалах под действием облучения и/или длительной температурной выдержки к концу продленного срока службы с использованием полуэмпирической модели.

5. Оценка влияния восстановительного отжига на уровень зернограничной сегрегации фосфора в металле сварного шва с повышенным содержанием никеля.

Личный вклад автора при выполнении диссертационной работы:

1. Автор принимал активное участие в разработке методики проведения измерений материалов данного типа методом оже-электронной спектроскопии и методики обработки результатов измерений.

2. Автором лично выполнено несколько тысяч измерений концентрации примесных и легирующих элементов на границах зерен образцов сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000 в исходном состоянии, после длительных термических выдержек в составе термокомплектов образцов-свидетелей, после облучения в составе образцов-свидетелей и ускоренного облучения в исследовательском реакторе ИР-8, а также после восстановительного отжига.

3. Автор принимал участие в исследовании распределения фосфора по микроструктурным элементам границы зерна с использованием метода оже-электронной спектроскопии.

4. Автор принимал участие в обработке и анализе экспериментальных результатов и результатов механических испытаний.

5. Автором произведена оценка диффузионных параметров и развития сегрегационных процессов под действием длительных температурных выдержек и облучения с использованием полуэмпирической модели, основанной на модели равновесной сегрегации Маклина.

Степень достоверности и апробация работы

Сформулированные в диссертационном исследовании положения, выводы и рекомендации обоснованы значительным количеством проведенных измерений, результаты которых согласуются с данными, полученными с использованием сканирующей электронной микроскопии и с результатами механических испытаний. На основании проведенной методической и экспериментальной работы в настоящее время разрабатывается методика предприятия по измерению концентрации фосфора на границах зерен в сталях корпусного типа.

ГЛАВА 1. ОБЩИЕ ПРЕДСТАВЛЕНИЯ О ПРИЧИНАХ ТЕРМИЧЕСКОГО И РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ КОРПУСНЫХ СТАЛЕЙ ВВЭР-1000 1.1 Конструкция и условия эксплуатации ВВЭР-1000

Реакторная установка ВВЭР-1000 представляют цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем закрытый плоской или сферической крышкой, в котором располагаются внутрикорпусные устройства (рисунок 1.1) [1, 2].

Рисунок 1.1-Схема реакторной установки типа ВВЭР-1000

1 — приводы системы управления и защиты;

2 — крышка реактора;

3 — корпус реактора;

4 — блок защитных труб, входные и выходные патрубки;

5 — шахта;

6 — выгородка активной зоны;

7 — активная зона

Основным элементом реакторной установки, который обеспечивает ее безопасность на протяжении всего срока службы, является корпус. Он представляет собой сварную толстостенную конструкцию, состоящую из фланца, верхней обечайки зоны патрубков для выхода теплоносителя, разделительного кольца, нижней обечайки зоны патрубков для входа теплоносителя, опорной обечайки, верхней и нижней обечаек активной зоны и днища. Из-за конструктивных особенностей корпус реактора нельзя заменить, поэтому особенно важно проводить мероприятия по оценке состояния его свойств.

В течение всего срока эксплуатации реакторные материалы подвергаются воздействию следующих эксплуатационных факторов, которые ограничивают его срок службы [2, 3]:

- температурное воздействие - 290-320 °С;

- облучение при плотности потока быстрых нейтронов на уровне активной

1 Г Т

зоны~10 н/(с*м");

- высокое давление 16 МПа.

Условия эксплуатации и технология изготовления дают возможность сформулировать основные требования к корпусной стали [2,3]:

1. Высокая металлургическая технологичность стали, позволяющая производить ее выплавку, разливку на крупнотоннажные слитки и ковку последних на полуфабрикаты без серьезных технологических дефектов;

2. Необходимый уровень прочности (предел прочности при температуре эксплуатации должен быть не менее 400 МПа), равномерность механических свойств по всему сечению деталей стабильность прочности в течениевсего срока эксплуатации;

3. Хорошая свариваемость в больших толщинах, обеспечивающая получение бездефектных равнопрочных сварных швов

4. Высокое сопротивление хрупкому и усталостному разрушению в условиях длительного воздействия периодически изменяющегося напряженного состояния, высокой температуры и нейтронного потока;

5. Высокое сопротивление радиационному и тепловому охрупчиванию.

Корпусные сталиВВЭР-440 не использовали в качестве материалов для реакторов б