автореферат диссертации по машиностроению и машиноведению, 05.02.01, диссертация на тему:Влияние технологических и эксплуатационных факторов на охрупчивание антикоррозионной наплавки корпусов реакторов типа ВВЭР

На правах рукописи

Прокошев Олег Юрьевич

г ВЛИЯНИЕ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ И ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ

; ФАКТОРОВ НА ОХРУПЧИВАНИЕ АНТИКОРРОЗИОННОЙ

НАПЛАВКИ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ТИПА ВВЭР

к

Специальность 05.02.01 - Материаловедение в машиностроении

Автореферат диссертации на соискание ученой степени канди дата технических наук

Санкт-Петербург 2005 г

Работа выполнена в Федеральном государственном унитарном предприятии "Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов "Прометей"

Научный руководитель:

доктор технических наук, старший научный сотрудник Марголин Б.З.

Официальные оппоненты:

доктор технических наук, профессор Гецов Л.Б. кандидат технических наук, старший научный сотрудник Шамардин В. К.

Ведущая организация: Федеральное государственное унитарное предприятие "Опытно-конструкторское бюро "Гидропресс" (г. Подольск).

Защита состоится 2005 г. в Ю00 ч. на заседании

диссертационного совета Д 411.006.01 в Федеральном государственном унитарном предприятии "Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов "Прометей" по адресу: 191015, г. Санкт-Петербург, ул. Шпалерная, д.49.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ФГУП «ЦНИИ КМ «Прометей».

Автореферат разослан "фз 005 г.

Ученый секретарь

диссертационного совета,

доктор технических наук, профессор

Малышевский В.А.

Ш-Ч-45381

мм им

3

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ Актуальность темы

В настоящее время в нашей стране заканчивается проектный срок службы значительной части действующих водо-водяных энергетических ректоров (ВВЭР), что порождает в перспективе сокращение выработки электроэнергии. В связи с этим становится актуальным продление срока службы эксплуатирующихся реакторов при обеспечении их безопасной работы, а также проектирование и строительство новых реакторов с повышенным ресурсом. Определяющим элементом при назначении срока безопасной службы реактора типа ВВЭР является его корпус. В основе управления сроком службы корпуса лежит обеспечение его прочности на всех режимах нагружения по критерию хрупкого разрушения.

Недавно было показано, что сопротивление хрупкому разрушению корпуса реактора (КР) с антикоррозионной наплавкой зависит не только от свойств основного металла (ОМ), но и от свойств металла антикоррозионной наплавки. Такая постановка вопроса связана с тем, что металл наплавки может охрупчиваться в значительной степени в процессе технологических операций при изготовлении КР (послесварочный и посленаплавочный отпуск КР), а также в процессе эксплуатации под воздействием нейтронного облучения. Ясно, что при значительном охрупчивании металла наплавки вероятность хрупкого разрушения КР увеличивается.

На первый взгляд постановка вопроса о механизме хрупкого разрушения металла с преимущественно аустенитной структурой не вполне корректна. В тоже время, имеется целый ряд работ, в которых показана возможность охрупчивания металла аустенитной наплавки с малым содержанием 5 - феррита. Однако имеющиеся данные не позволяют сформировать общую картину явления охрупчивания металла наплавки под воздействием технологических и эксплуатационных факторов, характерных для изготовления и эксплуатации КР типа ВВЭР. В частности, отсутствует процедура учета и прогнозирования свойств металла наплавки при расчете прочности корпуса реактора по критерию хрупкого разрушения в процессе эксплуатации. Кроме того, в настоящее время требования к металлу наплавки на стадии изготовления КР не

учитывают деградацию свойств металла наплавки в процессе эксплуатации КР и не связаны с требованиями к ее служебным характеристикам. Цель работы

Исследование общих закономерностей явления охрупчивания металла антикоррозионной наплавки корпусов типа ВВЭР и разработка процедуры учета и прогнозирования свойств металла наплавки при расчете сопротивления хрупкому разрушению корпуса реактора. Основные задачи работы

1. Выявление общих закономерностей явления охрупчивания металла антикоррозионной наплавки;

2. Формулировка критерия смены механизма разрушения при охрупчивании металла наплавки;

3. Разработка процедуры учета свойств антикоррозионной наплавки и прогнозирования ее вязкости разрушения (трещиностойкости) для расчета сопротивления хрупкому разрушению корпуса реактора в процессе эксплуатации;

4. Разработка требований к металлу антикоррозионной наплавки корпусов реакторов ВВЭР на стадии изготовления, обеспечивающих необходимые служебные характеристики к концу проектного срока службы корпуса реактора.

Научная новизна

1. Определены основные технологические и эксплуатационные факторы, влияющие на охрупчивание металла наплавки. Исследованы общие закономерности охрупчивания металла наплавки под влиянием технологических и эксплуатационных факторов.

2. Сформулировано условие перехода металла наплавки из вязкого состояния в квазихрупкое;

3. Определена зависимость вязкости разрушения .Те металла наплавки от флюенса нейтронов до Р=31020 нейтр/см2;

4. Разработана процедура учета свойств наплавки и прогнозирования ее вязкости разрушения для расчета прочности корпуса реактора по критерию хрупкого разрушения;

5. Разработана процедура определения требований к вязкости разрушения и ударной вязкости металла наплавки корпусов реакторов

\ »

ВВЭР на стадии изготовления, учитывающая влияние металла наплавки на целостность корпуса реактора в процессе эксплуатации. Практическая ценность

1. Получены результаты, послужившие основой для дополнения «Методики определения ресурса корпусов атомных реакторов ВВЭР в процессе эксплуатации (МРК - СХР - 2000)» в части учета свойств наплавки при расчете прочности корпусов реакторов типа ВВЭР по критерию хрупкого разрушения.

2. Показано, что для оценки степени охрупчивания внутреннего слоя наплавки корпуса реактора недопустимо использовать результаты испытаний применяемой в настоящее время контрольной наплавки, имитирующей металл внутреннего слоя.

3. Предложены типы образцов и их ориентация для определения свойств металла штатной наплавки (трещиностойкости и ударной вязкости).

4. Сформулированы требования к свойствам металла наплавки в исходном состоянии, обеспечивающие ее работоспособность как вязкого материала в течение всего срока эксплуатации корпуса реактора типа ВВЭР.

5. Результаты работы использованы в новом нормативном документе «Методика прогнозирования вязкости разрушения антикоррозионной наплавки корпусов реакторов ВВЭР в процессе эксплуатации

(РД 30-0596-2004)».

Апробация работы Материалы диссертационной работы докладывались и обсуждались на III , IV, V, VI, VII, VIII Международной конференции "Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС"( 1994 г., 1996 г., 1998 г., 2000 г., 2002 г, 2004 г., г. Санкт-Петербург) и IV Международной конференции по реакторному материаловедению (1995 г., г. Димитровград) Публикации

По теме диссертации опубликовано 11 работ, содержащих основные результаты исследований.

Структура и объем диссертационной работы

Диссертационная работа состоит из введения и пяти глав, изложенных на 184 страницах компьютерного текста. Диссертация содержит 90 рисунков, 12 таблиц и список литературы.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ Глава 1. Антикоррозионная наплавка и анализ основных факторов, влияющих на ее работоспособность

Рассмотрены применяемые материалы и существующие требования к металлу антикоррозионной наплавки корпусов реакторов типа ВВЭР. Проведен анализ основных факторов, влияющих на ее работоспособность.

Металл наплавки представляет собой двухфазный материал, состоящий из аустенита (свыше 90%) и 8-феррита (от 2 до 8 %), расположенного по границам аустенитных зерен. Наличие 5-феррита в структуре металла наплавки необходимо для предотвращения образования "горячих" трещин, к возникновению которых имеют склонность однофазные аустенитные швы или наплавки. В зоне сплавления за счет перемешивания ОМ и металла наплавки образуется узкая мартенситная прослойка. Кроме того, мартенсит может образовываться из аустенита в результате деформирования при испытаниях образцов при пониженных температурах.

Наличие 5 - феррита в литой структуре наплавленного металла вызывает значительное снижение пластичности, ударной вязкости, вязкости разрушения при понижении температуры испытаний, подобно хладноломким материалам. На основании этого факта рядом исследователей делается вывод об охрупчивании металла наплавки при определенных условиях. В то же время комплексного исследования этого явления не проводилось. Отсутствует обоснованный критерий смены механизма разрушения материала от вязкого к квазихрупкому. Ограниченными, противоречивыми и недостаточно

систематизированными являются данные о влиянии технологических и эксплуатационных факторов, а также условий испытаний на охрупчивание металла наплавки. В работе рассмотрены следующие технологические факторы: перемешивание наплавленного металла внутреннего слоя с ОМ, содержание 5-феррита и примесей (Р, Б) в наплавленном металле, а также

послесварочный технологический отпуск. Особое внимание уделяется такому важному эксплуатационному фактору, как нейтронное облучение. Обращается внимание также на влияние условий испытаний, приводящих к образованию мартенсита деформации в области пониженных температур.

В связи с введением в действие " Методики определения ресурса корпусов атомных реакторов ВВЭР в процессе эксплуатации" (МРК - СХР - 2000) стало актуальным изучение явления охрупчивания и получение данных по вязкости разрушения металла наплавки для обоснования целостности корпусов реакторов. Если механизм разрушения наплавки вязкий, то участки фронта трещины между точками а и Ь для поднаплавочной трещины (рис. 1 а) или а-с и 6-й для поверхностной трещины (рис. 1 б) можно исключить из рассмотрения при анализе прочности КР, так как вероятность инициации хрупкого разрушения КР от этих участков равна нулю. Это означает, что эффективная длина фронта трещины уменьшается на длину соответствующих участков. В противном случае, подход к оценке сопротивления хрупкому разрушению металла наплавки аналогичен подходу, применяемому для ОМ КР, т.е. в расчетах необходимо использовать параметр вязкости разрушения наплавки КДс.

Рис 1 Расположение постулируемого поднаплавочного (а) и поверхностного (б) дефекта

в корпусе реактора (схема) Отмечается, что существующие требования к свойствам металла антикоррозионной наплавки на стадии изготовления (ПНАЭ Г-7-010-89) разрабатывались без учета последующего охрупчивания наплавки под действием нейтронного облучения в процессе эксплуатации.

Глава 2. Материалы и методы исследований

Исследования проводились на металле базовых композиций антикоррозионной наплавки корпусов реакторов типа ВВЭР. При этом испытывался металл промышленных двухслойных (штатных) наплавок и

контрольных наплавок, имитирующих металл внутреннего и наружного слоев.

Металл наплавлялся на ПО "Ижорские заводы" в соответствии с ПН АЭ Г-7-009-89 по штатной технологии (сварочной лентой под слоем флюса ОФ-Ю). Толщина первого (внутреннего) слоя, выполненного за один проход лентой Св-07Х25Н13, составила 2-4 мм, толщина второго (наружного) слоя, выполненного за два прохода лентой марки Св-08Х19Н10Г2Б или Св-04Х20Н10Г2Б - 7...8мм. Контрольные наплавки изготавливались также по штатной технологии, отличаясь повышенной толщиной - около 20 мм. Металл для исследований из контрольных наплавок, в соответствии с существующими требованиями, вырезался в основном на расстоянии более 5 мм от линии сплавления. Изготовленные наплавки в виде карточек подвергались отпуску по принятому режиму. Основные практические выводы были сделаны по результатам исследований штатного металла наплавки корпуса реактора (непостроенного блока №4 Калининской АЭС) и металла, имитирующего штатную наплавку корпуса реактора Ловиса-1.

В рамках диссертационной работы были проведены следующие механические испытания: испытания цилиндрических пятикратных образцов на кратковременное статическое растяжение, испытания образцов Менаже и Шарпи на ударную вязкость, испытания изгибных образцов на статическую вязкость разрушения.

Нейтронное облучение образцов проводилось в реакторе ВВР-М (ПИЯФ РАН, г. Гатчина), а также в реакторах РБТ-10/2 и РБТ-6 (НИИАР, г.Димитровград). Флюенс нейтронов и температура облучения варьировались в диапазоне от 0.17 до 3.2-1020 нейтр/см2 (Е>0,5 МэВ) и от 260 до 300° С, соответственно.

Испытания на растяжение и ударную вязкость выполнялись по стандартным методикам на установке У-10 и копре КМ-30, соответственно. Испытания образцов на вязкость разрушения проводились на испытательной машине "Hydropuls" типа "SCHENCK PSB-100" с использованием метода частичных разгрузок образца для измерения длины трещины.

Исследования структуры металла наплавок производилось методами оптической (на микроскопах МИМ-8, "Neophot-2", "UNIMET SERIES

MR") и электронной (на микроскопе ЕМ-400Т) микроскопии, а также рентгеноструктурным методом на дифрактометре Дарт-Ум1. Химический состав наплавленного металла определялся химическим методом и методом микрорентгеноспектрального анализа на установке "Camebax micro". Содержание 5 - феррита в металле определялось контактным методом с помощью ферритометра МФ-50 НЦ. Фрактография изломов исследовалась на сканирующем электронном микроскопе "Camskan-4DV".

Глава 3. Исследование влияния технологических факторов на механические свойства металла наплавки в исходном и облученном состояниях.

Установлено, что структура, химический и фазовый состав (после отпуска), характеристики пластичности, вязкости разрушения и механизм разрушения наплавленного металла внутреннего слоя, выполненного лентой марки Св-07Х25Н13, зависят от его удаленности от границы сплавления с основным металлом (рис.2, 3).

Тисп/С

Рис 2 Микроструктура и температурные зависимости относительного сужения (V) и вязкости разрушения металла (,1с), наплавленного лентой марки С6-07Х25Н13 (отпуск 670° С, 50 ч )

□,а- внутренний слой в двухслойной наплавке (до 4 мм от подложки), 0,Э- контрольная

наплавка (более 5 мм от подложки), на рис ¡с (Т) О-вязкое разрушение , а,9- квазихрупкое разрушение ("хрупкие проскоки" трещины)

В пределах слоя толщиной 2-4 мм металл неоднороден: происходит перемешивание наплавляемого металла с ОМ и частично с металлом

наружного слоя (рис.3). За счет перемешивания состав наплавленного металла существенно отличается от состава сварочной ленты (в частности, более низким содержанием хрома и более высоким содержанием углерода). У металла контрольной наплавки на расстоянии более 5 мм от от линии сплавления химический состав металла близок к составу сварочной ленты Св-07Х25Н13 (рис.3). В процессе отпуска происходят структурные изменения металла наплавки, причем эти изменения в перемешанном слое (2-4 мм от линии сплавления) и в однородном слое (более 5 мм от линии сплавления) принципиально различаются. В перемешанном слое пониженное содержание хрома тормозит образование о - фазы, а повышенное содержание углерода способствует образованию карбидов. Поэтому в этом слое наблюдается незначительное количество ст - фазы и высокая концентрация карбидов. В однородном слое повышенное содержание хрома приводит к образованию протяженных и массивных межкристаллитных прослоек, состоящих в основном из дисперсных выделений о - фазы (рис.2). Наличие а - фазы определяет низкие характеристики пластичности и ударной вязкости, а также квазихрупкое разрушение металла контрольной наплавки.

Рис.3 Распределение

содержания хрома (•), никеля (А) и ниобия (■) в металле

а) двухслойной штатной наплавки (Св-07Х25Н13+ Св-08Х19Н10Г2Б),

б) контрольной наплавки для сварочных материалов внутреннего слоя Св-07Х25Н13,

----среднее содержание

элементов в металле соответствующей контрольной наплавки

(данные из сертификатов Ижорского завода)

внутренний наружный слой слой

В | 1С

•Сг

Расстояние от линии сплавления, мм

Учитывая, что сопротивление разрушению металла внутреннего слоя значительно выше (рис.2), чем у металла контрольной наплавки, результаты испытаний последнего недопустимо использовать для оценки степени охрупчивания штатного внутреннего слоя корпусов ВВЭР. Такую

и

оценку необходимо выполнять непосредственно на металле внутреннего слоя. При этом для получения консервативной оценки свойств металла штатной наплавки ориентация образцов должна быть выбрана таким образом, чтобы разрушение образцов проходило вдоль осей кристаллитов.

Установлено влияние содержания 8 - феррита, а также основных примесей (фосфора и серы) на охрупчивание металла наплавки как в исходном состоянии, так и после облучения. С целью уменьшения охрупчивания металла антикоррозионной наплавки корпусов ВВЭР рекомендуется снижать верхнюю границу допускаемых пределов содержания фосфора и 8 - феррита в сварочных материалах .

Наиболее существенным технологическим фактором, влияющим на охрупчивание металла наружного слоя наплавки, является послесварочный технологический отпуск, в результате которого на участках 8 - феррита образуется хрупкая а - фаза, количество которой растет с ростом длительности отпуска. С увеличением продолжительности отпуска снижается пластичность, "выполаживаются" температурные зависимости

ударной вязкости и вязкости разрушения (уменьшается а также

ЭТ

сдвигается в область положительных температур диапазон "хрупких проскоков" трещины, выявляемый при испытании на вязкость разрушения. Процесс сигматизации происходит более интенсивно в материалах с повышенным содержанием хрома. В меньшей степени послесварочный технологический отпуск влияет на металл внутреннего слоя (см. зависимости на рис.4 для внутреннего и наружного слоя), что связано с более низким содержанием хрома, с отсутствием в нем ниобия, а также с повышенным содержанием углерода. Охрупчивание наружного слоя связано с разрушением по механизму скола расположенных на границах аустенитных кристаллитов прослоек 8 - феррита и а - фазы. В то же время охрупчивание внутреннего слоя обусловлено переходом к межзеренному разрушению по границам аустенитных зерен, обогащенных карбидами.

Втт^оишбшЙ

-2М -15« -1М -зд

т»сп, 'с

Рис 4 Температурные зависимости вязкости

разрушения (а) и ударной вязкости (б) внутреннего и наружного слоя металла антикоррозионной наплавки (отпуск 670° С, 50 ч).

Глава 4. Исследование влияния эксплуатационных факторов и условий испытаний на механические свойства. Особенности явления охрупчивания металла наплавки.

Показано, что нейтронное облучение оказывает значительное влияние на охрупчивание металла наплавки. Наиболее существенно влияние нейтронного облучения на ударную вязкость и вязкость разрушения. Под действием нейтронного облучения температурные зависимости ударной вязкости и вязкости разрушения сдвигаются в область положительных температур, снижается верхний шельф у этих зависимостей, а также смещается в область положительных температур диапазон проявления "хрупких проскоков" трещины. В наибольшей степени влияние нейтронного облучения сказывается на свойствах внутреннего слоя (рис.5), что обусловлено, по-видимому, образованием межфазных сегрегации примесей.

Среди механических свойств при кратковременном статическом растяжении металла наплавки в количественном отношении наибольшим изменениям подвержены предел текучести и равномерное удлинение. Относительное сужение слабо зависит от дозы облучения.

Мартенсит деформации, образующийся при испытаниях на статическое растяжение и ударный изгиб преимущественно при пониженных температурах, можно не учитывать при изучении явления охрупчивания металла наплавки, так как он образуется преимущественно в аустенитной матрице внутри зерен, а разрушение охрупченного металла наплавки происходит по границам зерен.

Рис 5 Влияние нейтронного облучения на температурные

зависимости работы

ударного разрушения внутреннего (а) и наружного (б) слоя металла наплавки

слоя

(отпуск 670° С, 50 ч)

[^ШО^гейдЛм^

Показано, что охрупчивание металла наплавки сопровождается переходом от вязкого транскристаллитного к интеркристаллитному разрушению. При вязком разрушении механические свойства (относительное сужение, вязкость разрушения) слабо чувствительны к изменению температуры. При интеркристаллитном разрушении квазихрупкий характер разрушения реализуется за счет нестабильно развивающихся микротрещин скола или межзеренных трещин и проявляется в виде так называемых "хрупких проскоков" трещин (рис. 6).

Нестабильно развивающиеся микротрещины скола или межзеренные трещины тормозятся вязкой матрицей, в результате чего разрушение материала представляет собой стабильный в макрообъеме процесс. Эта стабильность процесса развития разрушения, обычно характерная для вязкого разрушения, выражается, в частности, в существовании ^-кривых в температурном диапазоне проявления интеркристаллитного механизма разрушения.

Раскрытие трещины, мм Подрост трещины Аа, мм

Рис 6 Диаграмма испытаний с наличием хрупкого проскока трещины (а) и соответствующая кривая (б) для внутреннего слоя наплавкиДас. = -100°С. Исходное состояние

При разрушении наплавки по интеркристаллитному механизму, с одной стороны, проявляется температурная зависимость механических

характеристик (относительного сужения, ударной вязкости, вязкости разрушения), что характерно для хрупкого разрушения ОЦК-металлов, с другой стороны, обнаруживается стабильный характер процесса разрушения, что типично для вязкого разрушения.

Обнаруженные закономерности обобщены в виде схемы на рисунке 7, где Т* - температура смены механизма разрушения. С увеличением степени охрупчивания наплавки (под влиянием послесварочного отпуска или нейтронного облучения) температурный диапазон

интеркристаллитного разрушения и, следовательно, диапазон "хрупких проскоков" трещины, сдвигается в область более высоких температур, т.е. значение Т* увеличивается. При этом также наблюдается уменьшение значения 1С на верхнем шельфе. Температура Т* может превышать минимальную рабочую температуру корпуса реактора, равную 20° С. Такая температура соответствует режиму аварийной ситуации (АС), при котором происходит залив холодной воды в корпус реактора.

Введено понятие "критического состояния" как состояния материала, для которого переходная температура Т* = 20°С. Это означает, что в области рабочих температур корпуса реактора Т>20°С разрушение наплавки происходит по транскристаллитному вязкому механизму и "хрупкие проскоки" трещины не наблюдаются. В области температур Т<20°С разрушение наплавки происходит преимущественно по интеркристаллитному механизму и наблюдаются "хрупкие проскоки" трещины. На рис. 7 критическое состояние материала соответствует

Рис.7 Температурные

зависимости вязкости

разрушения металла наплавки в разных состояниях (схема) степень охрупчивания материала увеличивается от состояния 1 к состоянию 3 Состояние 2 есть критическое состояние наплавки при увеличении ее степени охрупчивания в рабочем диапазоне температур Т>20°С могут наблюдаться "хрупкие проскоки" трещины

состоянию 2.

Сформулировано условие перехода металла наплавки из вязкого состояния в квазихрупкое при минимальной рабочей температуре

корпуса реактора Т = 20°С (режим АС). Введен параметр

который определен как минимальное значение вязкости разрушения на верхнем шельфе при Т=20°С, при котором "хрупкие проскоки" трещины отсутствуют. По результатам экспериментальных исследований получено

численное значение = 65 кДж/м2. Если 1с(Т=20°С) > 65 кДж/м2, то в

рабочем диапазоне температур (Т > 20°С) "хрупкие проскоки" трещины в наплавке не будут происходить и разрушение наплавки произойдет по вязкому механизму. Если же )с(Т=20°С) < 65 кДж/м2, то "хрупкие проскоки" трещины в наплавке возможны (рис.8).

| После облучения

!•" ■«йтр/ем В

>

Рис 8 Границы области (1^= 65 кДж/м2 и Т* = 20"С), для которой гарантируется отсутствие

"хрупких проскоков" трещины в наплавке при рабочих температурах и экспериментальные значения вязкости разрушения Л; для исходного состояния (а), после облучения (б, в, г)

Глава 5. Определение и учет свойств материала наплавки при расчете прочности корпуса реактора.

В связи с возможным возникновением "хрупких проскоков" трещины в металле наплавки, в рамках диссертационной работы уточнена процедура определения вязкости разрушения материала.

Если на диаграмме «нагрузка - раскрытие трещины» имеются срывы нагрузки, то фиксируется первый срыв нагрузки. Принимается, что этот срыв нагрузки отвечает "хрупкому проскоку" трещины в наплавке; определяется значение ^игар, при котором произошел такой срыв. Определяется значение 10 2, отвечающее пересечению линии, параллельной линии притупления 1=(оо,2+ств)-Аа и отстоящей от нее на 0,2 мм (согласно стандарту А8ТМ Е1152). В качестве критического значения вязкости разрушения принимается минимальное значение .Те = гшпЦог, ^цщр}. В случае отсутствия "хрупких проскоков" в качестве ]с принимается вязкость разрушения Зп2

По указанной процедуре были обработаны все полученные экспериментальные данные. С целью получения зависимости вязкости разрушения от флюенса нейтронов проведена статистическая обработка данных (рис.9). Получена консервативная зависимость, отвечающая 95% доверительному интервалу:

1С (Б) = 160 - (1-0,015 - 10 18)°39)- 50 ,кДж/м2 (1) Процедура учета свойств наплавки для оценки сопротивления хрупкому разрушению КР использует полученную зависимость 3( (Р) и параметр

Для заданного флюенса нейтронов Рзад определяется 1с (Рзад).

Если 1с (Ред) > то разрушение наплавки при Т< Р,ад будет

происходить по вязкому механизму. Поэтому участки трещины, пересекающие наплавку или контактирующие с ней, могут быть

исключены из анализа прочности КР. Если 1С (Рзад) <1^, то инициация

хрупкого разрушения от наплавки возможна. Следовательно, для исключения такой инициации уровень ^ не должен превышать

К"с = ■ В таком случае нагруженность наплавки будет меньше, чем

уровень необходимый для реализации хотя бы одного "хрупкого проскока" трещины в металле наплавки.

Разработана процедура определения требований к параметрам вязкости разрушения ,1с и ударной вязкости КСУ в исходном состоянии, обеспечивающих работоспособность наплавки корпусов реакторов типа ВВЭР как вязкого материала в течение всего срока эксплуатации корпуса реактора. Процедура базируется на следующих положениях.

1. Вводится коэффициент снижения вязкости разрушения в виде:

= 1,45 • (1 - 0,015- • 10-18Г)~ 0,45 (2)

•Гс(Р=0)

2. Вводится зависимость, связывающая 1с и уровень ударной вязкости КСУ, в виде:

где 1С и КСУ соответствуют температуре испытаний 20° С. Коэффициент к! в уравнении ( 3 ) определен с помощью метода наименьших квадратов (рис.10): к, = 0,22.

3. Для флюенса отвечающего концу срока эксплуатации КР, определяется Фкр = Ф (^кр)по формуле (2).

4. Рассчитывается требуемое минимальное значение вязкости разрушения материала в исходном состоянии (Р=0) по формуле:

5. На основании зависимости (3) определяется минимальное значение ударной вязкости металла наплавки в исходном состоянии:

1С =к, -КСУ,

(3)

Гр

пип1 (Б=0)=—£-

(4)

ттКСУ(Р=0) =

тш1с (Б = 0) к

(5)

Р-Ю"1*, нейтр/см2

Рис 9 Зависимость вязкости разрушения ]с металла наплавки от флюенса нейтронов

Рис 10 Корреляционная

зависимость вязкости разрушения и ударной вязкости КСУ металла наплавки в исходном состоянии при Т=20° С

КСУ, кДж/м

ВЫВОДЫ ПО РАБОТЕ

Исследовано явление охрупчивания металла антикоррозионной наплавки корпусов реакторов водо-водяного типа под воздействием технологических и эксплуатационных факторов. Изучался штатный металл внутреннего слоя, выполненный сварочной лентой марки Св-07Х25Н13 и наружного слоя, выполненный сварочной лентой марки Св-08Х 19Н10Г2Б (Св-04Х20Н10Г2Б), а также металл наплавок повышенной толщины (контрольных наплавок), выполненных теми же сварочными лентами. Показано, что основными факторами, влияющими на охрупчивание металла наплавки, являются послесварочный отпуск и нейтронное облучение, а также перемешивание металла внутреннего слоя наплавки с металлом корпуса.

2. Показано, что в материале наплавки, выполненной аустенитными электродами, подобно ОЦК-металлам, охрупчивание металла выражается в существенном падении характеристик пластичности, ударной вязкости и вязкости разрушения (трещиностойкости). При этом, в отличие от ОЦК-металлов, при испытании на вязкость разрушения металла наплавки происходит его квазихрупкое разрушение, для которого характерны "хрупкие проскоки" трещины на фоне ее стабильного роста.

3. Подтверждено, что охрупчивание металла наплавки в исходном состоянии (до отпуска) обусловлено ее двухфазной структурой, а именно наличием прослоек ферритной фазы (5-феррита), расположенных по границам аустенитных зерен. Охрупчивание в этом случае проявляется в области отрицательных температур, что

1 обусловлено хладноломкостью 5-феррита.

4. Показано, что послесварочный технологический отпуск существенно влияет на степень охрупчивания металла наружного слоя наплавки, а также металла контрольной наплавки для внутреннего слоя. С ростом продолжительности отпуска снижается пластичность, "выполаживаются" температурные кривые ударной вязкости и вязкости разрушения, а также сдвигается в область положительных температур диапазон "хрупких проскоков" трещины. Увеличение степени охрупчивания связано с образованием на участках 5 - феррита хрупкой о - фазы, количество которой растет с ростом длительности отпуска. Процесс сигматизации и сопутствующее ему увеличение степени охрупчивания происходит более интенсивно в материалах с

* повышенным содержанием хрома.

5. Показано, что сопротивление разрушению металла внутреннего слоя £< штатной наплавки значительно выше, чем у металла контрольной

наплавки. Это обусловлено тем, что состав внутреннего слоя, вследствие перемешивания с основным металлом, отличается от состава его контрольной наплавки вне зоны перемешивания. В перемешанном металле наплавки содержание хрома понижено, что обуславливает формирование в процессе отпуска незначительного количества о - фазы. В контрольной же наплавке, вследствие повышенного содержания хрома (более 22 %), в процессе отпуска

интенсивно проходит процесс сигматизации. В связи с этим предлагается определять свойства внутреннего слоя на образцах вырезанных из штатной наплавки.

6. Показано, что нейтронное облучение оказывает значительное влияние на температурные зависимости ударной вязкости и вязкости-разрушения металла наплавки, что выражается в снижении верхнего шельфа этих зависимостей, а также в смещении в область положительных температур диапазона "хрупких проскоков" трещины. В наибольшей степени это влияние сказывается на свойствах внутреннего слоя, что связано, по-видимому, с образованием межфазных сегрегации примесей.

7. Получена зависимость вязкости разрушения 1с от флюенса нейтронов, позволяющая прогнозировать свойства металла наплавки до Р=3 1020 нейтр/см2.

8. Показано, что мартенсит деформации, образующийся в процессе испытаний, не влияет на охрупчивание металла наплавки.

9. Установлено, что стабильность процесса развития разрушения в

охрупченной наплавке связана с морфологией хрупких прослоек по границам зерен. Хрупкие прослойки не образуют сплошного каркаса по границам зерен. Поэтому микротрещины, нестабильно развивающиеся в хрупкой фазе или по границам фаз, тормозятся вязкой аустенитной матрицей, в результате чего разрушение материала представляет собой стабильный в макрообъеме процесс.

10. Показано что:

• состояние материала может быть охарактеризовано некоторой температурой Т*, которая раз! раничивает диапазон температур Т<Т*, при которых "хрупкие проскоки" трещины в наплавке возможны, и диапазон Т>Т*, при которых разрушение наплавки происходит по вязкому механизму;

• существует однозначная связь между уровнем вязкости разрушения ,ТСВШ на верхнем шельфе температурной зависимости вязкости разрушения и температурой Т*: при уменьшении значений 1свш температура Т* увеличивается;

• наиболее опасным режимом нагружения с точки зрения рассмотрения "хрупких проскоков" в наплавке является режим

аварийной ситуации (АС), при котором происходит залив холодной воды в корпус реактора. Это предопределяет выбор температуры Т = 20° С для определения характеристик вязкости разрушения наплавки.

11. Сформулировано условие перехода металла наплавки из вязкого состояния в квазихрупкое, т.е. условие возможности появления "хрупких проскоков" трещины при температуре, соответствущей минимальной рабочей температуре корпуса реактора Т = 20° С.

Введен параметр I , который определен как минимальное

значение вязкости разрушения на верхнем шельфе зависимости (Т) при Т=20° С, при котором отсутствуют "хрупкие проскоки" трещины. По результатам экспериментальных исследований определено численное значение I ^ = 65кДж/м2. На основании параметра ^

можно ранжировать свойства антикоррозионной наплавки по признаку наличия или отсутствия "хрупких проскоков": если для некоторого состояния наплавки 1С(Т=20° С) > 65 кДж/м2, то в рабочем диапазоне температур (Т > 20° С) "хрупкие проскоки" трещины в наплавке не будут происходить и разрушение наплавки будет проходить по вязкому механизму; если же 1С(Т=20° С) < 65 кДж/м2, то "хрупкие проскоки" трещины в наплавке возможны.

12. Разработана процедура определения требований к вязкости разрушения .1с и ударной вязкости КСУ в исходном состоянии, обеспечивающих работоспособность наплавки как вязкого материала в течение всего срока эксплуатации корпуса реактора типа ВВЭР.

13. Разработаны процедура учета свойств наплавки для расчета прочности корпуса реактора по критерию хрупкого разрушения.

14. Результаты работы использованы при создании нового нормативного документа «Методика прогнозирования вязкости разрушения антикоррозионной наплавки корпусов реакторов ВВЭР в процессе эксплуатации (РД Э0-0596-2004)».

Автор выражает благодарность к.т.н., с.н.с. И.П. Курсевичу и к.т.н., с.н.с. В.А.Николаеву за методическую помощь при проведении экспериментальных исследований и обсуждение результатов работ.

Основные результаты опубликованы в следующих работах

1. Курсевич И.П., Николаев В.А., Рыбин В.В., Прокошев О.Ю., Нестерова Е.В., Потапова В.А. Охрупчивание металла антикоррозионного покрытия на корпусах реакторов под действием технологических отпусков и нейтронного облучения // Труды III Международной конференции " Проблемы материаловедения при изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС", т.2, 17-22 июня 1994., Москва - С- Петербург -с. 583592.

2. Курсевич И.П., Нестерова Е.В.Николаев В.А., Прокошев О.Ю., Рыбин В.В. Охрупчивание металла антикоррозионной наплавки корпусов водо-водяных реакторов под действием металлургических, технологических и эксплуатационных факторов // Труды IV Международной конференции по реакторному материаловедению, июнь 1995, Димитровград - с. 39-63.

3. Курсевич И.П., Николаев В.А., Прокошев О.Ю. Влияние нейтронного облучения и послерадиационного отжига на сопротивление хрупкому разрушению металла антикоррозионной наплавки корпусов водо-водяных реакторов // Труды IV Международной конференции " Проблемы материаловедения при изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС", июнь 1996, С-Петербург,- с. 20-21.

4. Альстранд Р., Кохопаа О., Курсевич И.П., Николаев В.А., Прокошев О.Ю., Смирнов В.И. Влияние нейтронного облучения и восстановительного отжига на вязкость разрушению металла антикоррозионной наплавки // Труды V Международной конференции " Проблемы материаловедения при изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС", июнь 1998, С-Петербург - с.30-31

5. Курсевич И.П., Нестерова Е.В., Николаев В.А., Прокошев О.Ю., Рыбин В.В. Влияние технологических и эксплуатационных факторов на склонность к хрупкости антикоррозионной наплавки корпусов водо-водяных реакторов. // Вопросы материаловедения, 1999, №3, Петербург -с. 167-174

6. Курсевич И.П., Николаев В.А., Прокошев О.Ю., Михалева Э.И., Морозовская И.А., Нестерова Е.В. Влияние технологических и эксплуатационных факторов на механические свойства металла антикоррозионного покрытия корпусов реакторов водо-водяного типа // Труды VI Международной конференции " Проблемы материаловедения

при' изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС", июнь 2000, С-Петербург- с. 170-182.

7. Прокошев О.Ю., Курсевич И.П.., Марголин Б.З., Нестерова Е.В., Николаев В.А. Смирнов В.И.., Михалева Э.И. Сопротивление разрушению металла первого слоя аустенитной наплавки корпусов реакторов ВВЭР // Труды VII Международной конференции " Проблемы материаловедения при изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС", июнь 2002, С-Петербург- с. 185-203.

8. Николаев В.А., Курсевич И.П., Нестерова Е.В., Прокошев О.Ю., Рыбин В.В. Склонность к хрупкости металла антикоррозионной наплавки на корпусах реакторов водо-водяного типа // Юбилейный сборник 100-летию со дня рождения И.В.Курчатова и А.П.Александрова и 35-летию лаборатории радиационного материаловедения ЦНИИ КМ "Прометей", 2002, С-Петербург - с. 232-251.

9. Прокошев О.Ю., Курсевич И.П., Нестерова Е.В., Потапова В.А. Влияние длительного температурного воздействия на механические свойства и микроструктуру стали марки 09X18Н9 // Вопросы материаловедения, 2000, №3 - с. 29-34.

10. Прокошев О.Ю., Курсевич И.П, Николаев В.А., Марголин Б.З, Морозов A.M., Смирнов В.И. Влияние технологического отпуска и нейтронного облучения на деградацию свойств металла антикоррозионной наплавки корпусов реакторов водо-водяного типа // Труды VII Международной конференции по реакторному материаловедению, 2003, Димитровград - с. 217-218.

11. Марголин Б.З., Швецова В.А., Прокошев О.Ю., Курсевич И.П., Смирнов В.И., Минкин А.И. Подходы к оценке трещиностойкости антикоррозионной наплавки для расчета хрупкой прочности корпусов реакторов // Труды VIII Международной конференции " Проблемы материаловедения при изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС", июнь 2004, С-Петербург - с. 74-75.

»-9670

РНБ Русский фонд

2006-4 15281

Подписано в печать 18.04.2005 Формат 60x84 1/16

Заказ 2/73 Тираж 80 экз. Печать - офсетная. Усл. п. л. 1. Уч.-изд. л. 1,5

Отпечатано в ФГУП "ЦНИИ КМ "Прометей"

191015, Санкт Петербург, улица Шпалерная, дом 49

Лицензия на полиграфическую деятельность

Лр № 020644 от 13 октября 1997

Тир№