Содержание к диссертации
Введение
ГЛАВА 1. Основные закономерности радиационно и термически стимулированного перераспределения примесных и легирующих элементов в материалах корпусов реакторов 13
1.1. Условия эксплуатации корпусов ВВЭР и предъявляемые к ним требования 13
1.2. Материалы корпусов отечественных реакторов первых поколений 14
1.3. Влияние эксплуатационных факторов на свойства корпусных материалов 15
1.3.1. Общие представления о радиационном повреждении стали 15
1.3.2. Влияние длительного термического воздействия на механические свойства материалов корпусов реакторов 17
1.3.3. Кинетика равновесной зернограничной сегрегации 21
1.3.4. Изменение микроструктуры материалов корпусов реакторов под действием эксплуатационных факторов 28
1.3.5. Радиационно-стимулированная зернограничная сегрегация..46
1.4. Заключение по главе 1 50
ГЛАВА 2. Исследованные материалы и методика эксперимента 53
2.1. Исследованные материалы 53
2.2. Методика эксперимента 60
ГЛАВА 3 Результаты экспериментов 70
3.1. Исследование межзеренной сегрегации в основном металле корпусов реакторов водо-водяного типа 70
3.2. Исследование микроструктуры штатного материала шва корпуса реактора ВВЭР-440 методом атомного зонда 75
3.2.1. Исследование химического состава ферритной матрицы с помощью атомного зонда с компенсацией энергии 76
3.2.2. Исследование микроструктуры металла шва с помощью трехмерного атомного зонда 79
3.3. Обсуждение результатов 106
3.4. Заключение по главе 3 122
ГЛАВА 4. Оценка кинетики радиационно стимулированной зернограничнои сегрегации в основном металле корпусов водо-водяных реакторов 125
4.1. Исходные параметры 125
4.2. Оценка кинетики радиационно-стимулированной зернограничной сегрегации в основном металле корпуса реактора атомного ледокола «Ленин» 127
4.3. Оценка кинетики радиационно-стимулированной зернограничной сегрегации в основном металле корпуса реактора ВВЭР-440 130
4.4. Заключение по главе 4 132
Заключение 133
Литература 136
- Материалы корпусов отечественных реакторов первых поколений
- Изменение микроструктуры материалов корпусов реакторов под действием эксплуатационных факторов
- Исследование микроструктуры штатного материала шва корпуса реактора ВВЭР-440 методом атомного зонда
- Оценка кинетики радиационно-стимулированной зернограничной сегрегации в основном металле корпуса реактора атомного ледокола «Ленин»
Введение к работе
: За последнее десятилетие повышение требований к безопасности атомных энергетических установок и конъюнктура _ мирового рынка _ электроэнергии привели к увеличению стоимости строительства новых реакторов. В результате приоритеты исследований и конструкторских разработок в значительной степени сместились с производства новых установок на увеличение срока службы действующих реакторов. Крупнейший французский производитель электроэнергии Electricite de France объявил, что считает возможным продление срока службы своих реакторов с 40 до 50 лет. В Японии рассчитывают довести его до 60 лет
[1].
В России в ближайшие 5 лет заканчивается проектный срок
службы энергоблоков 1-го поколения (НВАЭС 3, 4; КАЭС 1, 2). Их.
вывод из эксплуатации может серьезно ухудшить обеспечение
прилегающих к ним регионов электроэнергией, а сложившаяся в
экономике ситуация не позволяет в полной мере обеспечить
строительство новых мощностей для замены этих блоков в необходимые
сроки. Одним из путей решения этих проблем является продление
назначенного в проекте срока службы действующих энергоблоков АЭС
[2].
Целью программы развития атомной энергетики в России на ближайшую перспективу является поддержание на существующем уровне производство электроэнергии АЭС с последующим ростом после 2010 года. Она базируется на продлении срока службы энергоблоков 1-го поколения с их последующим замещением на блоки 3-го поколения
[3].
При рассмотрении вопроса о продлении срока службы реактора необходимо разделить все его компоненты на категории в соответствии с их значимостью по отношению к безопасности и долговечности, в зависимости, от возможности (технической и экономической) их восстановления или замены. Работы по подобной классификации элементов атомных энергетических установок указывают на ключевую роль корпуса реактора (КР) [4], а именно металла обечаек активной зоны и сварных кольцевых швов, соединяющих эти обечайки между собой. Являясь одним из наиболее ответственных элементов конструкции ВВЭР, он в значительной мере определяет единичную мощность и безопасность эксплуатации. В отличие от обычных сосудов высокого давления, КР подвергаются воздействию мощного нейтронного и у-излучения, вызывающего значительные изменения свойств металла. Наиболее неблагоприятными из них являются потеря пластичности и увеличение склонности стали к хрупкому разрушению [4]. Таким образом, в результате эксплуатационного воздействия (температура, флюенс, длительное время) основной металл (ОМ) и металл шва (МШ) охрупчиваются и, при определенных режимах (в аварийной ситуации), возникает опасность хрупкого разрушения КР [5]. В связи с этим вопрос радиационной стойкости материала КР с точки зрения длительной работоспособности приобретает первостепенное значение.
Важную роль в деградации свойств материалов КР играют процессы, связанные с радиационно-стимулированным изменением микроструктуры: упрочнение ферритной матрицы за счёт образования мелких преципитатов и кластеров, охрупчивание, связанное с сегрегацией примесей и легирующих элементов на границах зерен (ГЗ), границах межфазного раздела, особенностях микроструктуры [4, 6, 7, 8, 9, 10]. Все эти процессы, обуславливающие срок службы КР, вызваны
перераспределением примесей и легирующих элементов под действием облучения.
Основным способом продления срока службы КР на протяжении уже более двух десятилетий является восстановительный отжиг. Он позволяет вернуть пластические характеристики металла к значениям^ близким к исходным [10, 11, 12, 13, 14, 15]. Причиной подобного возврата, помимо отжига радиационных дефектов, является также изменение микроструктуры, связанное с перераспределением примесных и легирующих элементов: полное или частичное растворение кластеров и преципитатов, изменение их химического состава, формы и размеров, изменение уровня сегрегации на поверхностях раздела [10, 16, 17, 18, 19]. Возникающая при этом микроструктура не совпадает с исходной, до облучения. Поэтому новый этап перераспределения элементов при повторном облучении после восстановительного отжига может проходить иным путём, по сравнению с тем, что имеет место при исходном облучении.
Поскольку, как уже было отмечено выше, именно изменения микроструктуры в процессе эксплуатации в значительной мере определяют механические свойства материала КР и, следовательно, его срок службы, вопрос долговечности реактора неразрывно связан с уровнем понимания процессов перераспределения примесей и легирующих элементов, происходящих на всех этапах срока службы -облучения, восстановительного отжига и повторного облучения.
К настоящему моменту накоплен большой объём экспериментальных данных по радиационно-стимулированным процессам, ответственным за деградацию корпусных сталей отечественного и зарубежного производства. Выявлены основные закономерности этого процесса на стадии исходного облучения как с точки зрения изменения микроструктуры, так и химического состава
основных элементов микроструктуры. В меньшей степени, но также достаточно широко изучены процессы, происходящие при восстановительном отжиге. Что касается работ по дооблучению корпусных материалов после отжига, то такие данные имеются только в ограниченном количестве и не _дают полной картины явлений, происходящих на микроуровне. Лишь в некоторых публикациях приведены данные по количеству и размерам преципитатов в дооблучённом материале отечественных КР ВВЭР-440, полученные с помощью трансмиссионной электронной микроскопии (ТЭМ) [6, 18]. Процессы трансформации структуры и состава особенностей микроструктуры при дооблучении в данных работах не рассматриваются.
В связи с этим, представляет несомненный интерес исследование развития микроструктуры материала отечественного КР на всех этапах его эксплуатации, проведённое с помощью современных методов, позволяющих" получить данные по строению металла с высоким объёмным разрешением, дающих информацию как по распределению примесей и легирующих элементов по объёму, так и по химическому составу различных участков ферритной матрицы и поверхностей раздела.
Многолетняя практика применения метода атомного зонда (A3) при изучении состава и структуры корпусных материалов российского, американского и французского производства показала высокую информативность данного метода и позволила выявить основные закономерности формирования и развития под действием облучения преципитатов и кластеров, изменения химического состава этих элементов [20, 21]. Метод Оже-электронной спектроскопии (ОЭС) является самым распостранённым и простым при исследовании сегрегации элементов на поверхности межфазового раздела [22].
Всё вышесказанное определяет научную актуальность данной работы, в которой с использованием методов A3 и ОЭС проведено исследование материалов трепанов (сквозных проб) и темплетов (проб с внутренней поверхности КР), вырезанных из корпусов отечественных реакторов водо-водяного типа на всех этапах эксплуатации -_ после облучения, после восстановительного отжига и после дооблучения. Следует отметить, что один из изученных материалов корпуса энергетического реактора был рассмотрен во всех трёх перечисленных состояниях, что позволяет проследить всю цепочку структурных изменений, происходящих в стали под действием условий эксплуатации стандартного КР ВВЭР-440. Был исследован как МШ, для которого в большей степени характерно радиационное упрочнение матрицы, так и ОМ, более склонный к межзёренному охрупчиванию.
В первой главе настоящей работы на основе обзора литературных данных представлены основные закономерности радиационно и термически стимулированного перераспределения примесей^ и легирующих элементов по объёму материала. Рассмотрена связь между этими процессами и изменением механических свойств стали. Приведено обоснование выбора методики исследования на основе краткой сравнительной характеристики применяемых в данной области методик.
Вторая глава посвящена описанию использованных в данной работе методик, обоснованию использованных экспериментальных процедур, оценке погрешностей результатов экспериментов.
В третьей главе приведены результаты экспериментов. На основании представленного в данной главе обсуждения результатов, выявляются основные закономерности исследованных процессов, предлагаются возможные пути для дальнейшего изучения рассматриваемой поблемы.
В четвёртой главе приводятся результаты расчёта кинетики сегрегации с помощью теоретической модели с использованием параметров, откорректированых на основании полученных экспериментальных данных и анализа литературы.
Основные выводы, полученные в данной работе, формулируются в заключении.
Цель работы
Целью данной работы является получение экспериментальных данных и расчетных характеристик, выявление основных физических закономерностей для обоснования модели радиационного охрупчивания материалов КР водо-водяного типа для обеспечения безопасной эксплуатации при продлении ресурса и выборе кандидатных материалов перспективных ядерно-энергетических установок.
Для выполнения этой задачи необходимо провести:
Анализ экспериментальных данных по микроструктуре подобных материалов, полученных как за рубежом, так и в РНЦ «Курчатовский институт».
Исследование микроструктуры образцов, изготовленных из темплетов МШ КР ВВЭР-440 методом A3 на всех этапах эксплуатации данного КР.
Исследование межзёренной сегрегации в образцах, изготовленных из трепанов и темплетов ОМ корпусов различных водо-водяных реакторов, как в облучённом состоянии, так и после восстановительного отжига.
Оценку уровня межзёренной сегрегации в ОМ КР водо-водяного реактора с помощью модели кинетики радиационно-стимулированной сегрегации фосфора в материалах подобного типа.
Научная новизна работы
Впервые экспериментально прослежен характер изменения микроструктуры МШ реального КР ВВЭР-440 на трёх этапах: после облучения, после. восстановительного отжига и после повторного облучения.
Впервые экспериментально проведён анализ изменения состава ферритной матрицы и особенностей микроструктуры МШ реального КР ВВЭР-440 на всех этапах эксплуатации.
Проведена оценка перераспределения фосфора в объёме МШ КР ВВЭР-440 под действием облучения, восстановительного отжига и повторного облучения.
Установлено изменение уровня межзёренной сегрегации по толщине трепанов, вырезанных из ОМ различных КР водо-водяного типа.
Проведена количественная оценка уровня межзёренной сегрегации фосфора на основе модели кинетики радиационно-стимулированной межзёренной сегрегации с учётом изменения содержания фосфора в ферритной матрице в процессе эксплуатации КР.
Практическая значимость работы
1. Полученные экспериментальные результаты по изменению микроструктуры и химического состава ферритной матрицы МШ реакторов ВВЭР-440 при первичном облучении, отжиге и последующим за отжигом облучении в настоящее время непосредственно используются для разработки и верификации модели радиационного охрупчивания данных материалов для обоснования безопасной эксплуатации КР ВВЭР-440 первого поколения при продлении их ресурса сверх проектного на 15 и более лет.
2. Полученные экспериментальные данные по особенностям сегрегации фосфора на ГЗ и сделанные в работе оценки возможного уровня межзеренного охрупчивания по сегрегационному механизму используются при оценке кандидатных материалов корпусов перспективных ядерных энергетических установок водо-водяного типа.
Основные положения, выносимые на защиту:
Закономерности трансформации микроструктуры МШ КР ВВЭР-440 под действием облучения, восстановительного отжига и дооблучения.
Закономерности изменения химического состава ферритной матрицы и особенностей микроструктуры МШ КР ВВЭР-440 под действием облучения, восстановительного отжига и дооблучения.
Особенности протекания процесса межзёренной сегрегации фосфора в ОМ двух КР водо-водяного типа в зависимости от состава стали, условий облучения.
Закономерности влияния изменения химического состава ферритной матрицы под действием облучения, восстановительного отжига и дооблучения на уровень межзёренной сегрегации фосфора.
Публикации
Основные результаты диссертации опубликованы в 5 статьях, а также представлены в тезисах 3-х конференций и в 3-х тематических отчетах.
Материалы корпусов отечественных реакторов первых поколений
В табл. 1.1 приведен химический состав стандартных ОМ и МШ, применяемых для изготовления ВВЭР-440. Температура вязко-хрупкого перехода (ВХП) стали 15Х2МФА находится в интервале от -15С до -13С (80% случаев). Для автоматических швов значения температуры ВХП в среднем на 20С выше [4]. Гарантированные-прочностные свойства стали—15Х2МФА—при-категории прочности КП40: предел текучести СТо,2=440 МПа, предел прочности ств=5 80-750 МПа, относительное удлинение при разрушении 5=14%, относительное сужение i/=50%, ударная вязкость ак=800 кДж/м при 20С и а0.2=400 МПа, ав=500 МПа, 5=14%, \/=50% при 360С [4]. Эксплуатация корпусных сталей в условиях, характерных для ВВЭР (температура облучения 240-290С, флюенс быстрых нейтронов 2-Ю24 н/м2, продолжительность эксплуатации - десятки лет) приводит к ряду изменений микроструктуры материалов, способных повлиять на их прочностные характеристики: 1. Появление радиационных дефектов [4, 6, 10]. 2. Фазовые превращения с образованием различных выделений [4, 6, 23]. 3. Образование примесно-вакансионных кластеров (например медно-обогащенных кластеров) [4, 10, 17, 24, 25]. 4. Образование зернограничных сегрегации [4, 6, 10]. 5. Образование сегрегации примесей (в частности фосфора) на межфазных границах и/или на радиационных дефектах (внутризеренные сегрегации) [6, 10, 26]. Данные факторы приводят к радиационному охрупчиванию корпусных сталей, величина которого, при решении практических задач по прогнозированию ресурса КР, оценивается с помощью сдвига температуры ВХП АТк-- _ _
При изменении флюенса F в пределах 1-2 порядков дозовую зависимость ДТК можно удовлетворительно аппроксимировать степенной функцией, показатель которой п в зависимости от интервала значений F может быть равным 1/2, 1/3 и т. д. [4]: где AF - параметр, зависящий от химического состава стали. Его -принято называть коэффициентом радиационного охрупчивания (КРО). В соответствии с нормативными документами [27] для сталей американского типа: массовые концентрации меди и фосфора соответственно, F - флюенс нейтронов (Е 1 МэВ) в единицах 10 н/см . Если Си 0,08%, то Си=0,08%, если Р 0,008%, то Р=0,008%. В норматимном документе [28] для американских сталей A302В, A308 и А533В: фактор, являющийся функцией содержания Си и Р, табулированный в [28]. В российских нормативных документах для стали сварных швов реакторов ВВЭР-440 [29]: 1 о где F - флюенс нейтронов (Е 0,5 МэВ) в единицах 10 н/см . Из пяти перечисленных выше факторов, способных вызвать охрупчивание стали под действием облучения, четыре последних связаны с радиационно-стимулированным перераспределением примесных и легирующих элементов в ферритной матрице, что нашло отражение в нормативных формулах в виде зависимости КРО от „содержания:фосфора и меди. Следует отметить, что. данные факторы не. могут быть рассмотрены отдельно друг от друга. Сегрегация примесных элементов под действием облучения может происходить на межфазных границах выделение/матрица [6], на медно-обогащенных кластерах [16, 19. 21], с другой стороны, выделения могут образовываться на ГЗ [6]. Роль примесных элементов в деградации механических свойств материалов КР в процессе эксплуатации будет рассмотрена несколько позднее. В эксплуатационных условиях материал КР работает при повышенной температуре десятки и сотни тысяч часов. Поэтому с возможностью теплового охрупчивания за такой длительный срок, безусловно, следует считаться.
Тепловое охрупчивание, возникающее при длительном пребывании недеформированной стали в рабочем температурном режиме КР может, в принципе, явиться следствием как зернограничнои сегрегации примесных элементов, способных ослабить границы зерен, в частности Р, так и возникновением выделений второй фазы в объеме ферритной матрицы или появлением кластеров, которые могут служить препятствиями при движении дислокаций, вызывая упрочнение матрицы. Эти механизмы играют важную роль и в радиационном охрупчивании, так что есть основания предполагать взаимозависимость этих двух явлений [4]. Проблема хрупкого межзеренного разрушения не является актуальной для МШ, что может быть связано с более развитой микроструктурой МШ, в частности, с декорированием ГЗ исходного аустенита выделениями альфа-феррита, растворимость фосфора в котором значительно ниже [18, 30], в результате чего концентрация фосфора на границах не может достигать таких величин, как в случае ОМ. Это предположение подтверждается тем фактом, что в американских сталях появление межзеренного разрушения
Изменение микроструктуры материалов корпусов реакторов под действием эксплуатационных факторов
Как было отмечено выше, облучение приводит к существенным изменениям микроструктуры материалов КР, - выражающимся в образовании и трансформации мелких преципитатов и кластеров, а также в сегрегации примесных и легирующих элементов по границам зёрен и границам межфазного раздела преципитат/матрица. С помощью трансмиссионной и сканирующей электронной микроскопии удалось выявить основные качественные закономерности этих процессов для сталей КР типа ВВЭР как прямым наблюдением микроструктуры, так и анализом поверхности разрушения образцов Шарли [6, 18]. Было показано, что для данного типа сталей характерно: образование радиационных дефектов, в частности петель дислокаций; образование мелких (2-3 нм) выделений сферической формы, идентифицированных как меднообогащённые кластеры [56]; формирование мелких (10-20 нм) дискообразных преципитатов, идентифицированных как карбиды, содержащие ванадий [56].
Следует отметить, что последний тип преципитатов присутствует и в необлучённом материале, однако, в меньшем количестве. Облучение "приводит не "только к увеличению -их числа, но и к—уменьшению размеров. В ряде случаев наблюдалось образование таких карбидов вдоль границ зёрен. В табл. 1.2 приведены основные параметры нализ приведённых данных позволяет отметить ряд характерных особенностей трансформации микроструктуры под действием эксплуатационных факторов: 1. Процесс формирования дискообразных карбидов .сопровождается уменьшением размеров уже существующих в исходном материале карбидов от 20 до 10 нм с увеличением их плотности на два порядка. Процесс образования новых карбидов проходит наиболее интенсивно в диапазоне флюенсов (0,5-3)-1023 м"2, а затем замедляется и, вероятно, выходит на насыщение при флюенсе приблизительно 6-Ю23 м"2. Аналогичная динамика характерна и для образования под действием облучения дислокационных петель. Данные по образованию меднообогащённых кластеров представлены в данных работах в меньшем объёме, однако, можно предположить, что процесс проходит гораздо интенсивнее -количество кластеров на два порядка превышает количество карбидов. Это позволяет предположить, что именно меднообогащённые кластеры играют основную роль в упрочнении матрицы по механизму торможения дислокаций. 2. Отжиг при 450-475С ведёт к исчезновению радиационных дефектов и снижению плотности дискообразных преципитатов на порядок но не до исходного уровня при Некотором увеличении размеров.
Плотность круглых преципитатов снижается на несколько порядков, а размеры несколько _ увеличиваются. 3. Повторное облучение ведёт к появлению петель дислокаций, но в меньшем количестве, чем при исходном облучении. Дооблучение приводит к образованию новых дискообразных и круглых преципитатов. Их количество меньше того, что возникает при исходном облучении, а размеры немного больше. Анализ поверхностей разрушения образцов Шарли, изготовленных из материалов КР отечественного; производства, также выявил ряд -закономерностей, лозволяющих говорить. о механизмах разрушения, действующих при условиях испытания образцоЪ [6, 18]: 1. Для необлучённого материала (как ОМ, так и МШ) характерено внутризёренное разрушение - вязкое чашечное при температурах верхнего шельфа, переходящее в хрупкое (скол, квазискол) по мере приближения к температурам нижнего шельфа. 2. Облучение МШ приводит к появлению участков с вязким межзёренным разрушением при температурах верхнего шельфа (10-15%). Как известно, этот тип разрушения появляется когда фосфор сегрегирует на преципитаты, расположенные вдоль границ зёрен [57]. При снижении температур испытаний, снижается и доля вязкого разрушения. При этом появляются участки скола и квазискола. В ОМ под действием облучения возникают участки хрупкого межзёренного разрушения, доля которых составляет 15-30%, а иногда (для стали 25X3НМ) и до 70%. Дальнейшее снижение температуры до уровня нижнего шельфа приводит практически к полностью хрупкому разрушению. Иногда, при этом, происходит снижение доли межзёренного разрушения за счёт скола и кавзискола. Чем выше было содержание фосфора, тем шире был температурный интервал появления межзёренной составляющей и её доля в поверхности разрушения. 3. Изменения, вызываемые восстановительным отжигом, зависели от температуры термообработки. При температуре 450-475С и
Исследование микроструктуры штатного материала шва корпуса реактора ВВЭР-440 методом атомного зонда
Образцы, изготовленные из темплетов, вырезанных из МШ 4-го блока . НВАЭС были исследованы с помощью атомного зонда с компенсацией энергии и трехмерного атомного зонда. Было изучено три состояния данного материала: Материал 1 (облученный материал) - облучен до флюенса быстрых (Е 0,5 МэВ) нейтронов 9,7x10 м" при плотности потока нейтронов 1,5х1015м"2с"\ Материал 2 (отожженный материал) - отожжен вместе с реактором при 475С в течение 150 часов после облучения до флюенса быстрых (Е 0,5 МэВ) нейтронов 9,7x1023 м"2 при _ плотности потока нейтронов 1,5х1015м"2с \ Материал 3 (дооблученный материал) - вырезан из корпуса реактора после повторного облучения облученного и отожженного материала (материал 2) до флюенса быстрых (Е 0,5 В соответствии с методикой, описанной в предидущей главе, было произведено исследование облученного, отожженного и дооблученного МШ с помощью атомного зонда с компенсацией энергии. В табл. 3.3 представелны данные об исследованных образцах. Как видно из таблицы, для отожженного материала не удалось получить-данные с большим количеством зарегистрированных атомов, что — привело к снижению погрешности определения химического состава. Это связано с высокой хрупкостью игл, изготовленных из данного материала. При проведении эксперимента иглы быстро ломались. В табл. 3.4 представлены результаты расчета атомных концентраций примесей и легирующих элементов в ферритной матрице для всех образцов (расчет данных для табл. 3.4 произведен совместно с сотрудником
Института экспериментальной и теоретической физики М.А. -Козодаевым). В табл.. 3.4 также представлен результат измерения химического состава МШ КР НВАЭС-4, проведенный методом оптической спектроскопии и представляющий данные по всему объему вещества, что позволяет оценить степень обеднения ферритной матрицы в результате облучения КР, его последующего отжига и дооблучения. Анализ табл. 3.4 показывает, что содержание углерода и таких карбидообразующих элементов как ванадий и, в меньшей степени, хром в матрице облученного материала ниже объёмного. Также имеет место обеднение фосфором, серой и медью. Содержание меди находится на некоем равновесном уровне, характерном для данного материала. Никель распределен неравномерно, но содержание его в ферритной матрице несколько ниже, чем в полном объеме материала. Концентрации марганца и кремния также несколько снижены. Как уже упоминалось, для отожженного материала не удалось получить файлы данных большого объема, позволяющие произвести расчет с той же погрешностью, что и для остальных материалов. Однако имеющиеся результаты указывают на значительную неоднородность распределения элементов по объему ферритной матрицы. При этом, не наблюдается существенного возврата в матрицу меди и ванадия и наоборот концентрации фосфора и кремния резко возрастают при значительной неоднородности распределения этих элементов по ферритной матрице в трех образцах. Состав ферритной матрицы дооблученного материала близок к составу облученного материала, но при этом несколько повышается концентрация углерода и ряда карбидообразующих элементов (молибден, хром, ванадий) и полностью исчезает фосфор.
Содержание меди возвращается к равновесному уровню. С помощью трехмерного атомного зонда были получены трехмерные изображения исследованных материалов с атомным разрешением, позволяющие наблюдать и производить количественную оценку неоднородностей структуры. Для материала 1 (облученный материал) было получено изображение объема размером 15-15-48 нм . Нарис. 3.3 представлено распределение меди, фосфора, углерода и ванадия в данном объеме. Для удобства, исследованный объем был разделен на зоны по глубине. 1-я зона размером 12-12-17 нм3 представляет собой участок ферритной матрицы, содержащий 4 кластера. 2-я зона размером 13-13-5,7 нм представляет собой участок чистой ферритной матрицы. 3-я зона размером 13-13-8,4 нм представляет собой участок ферритной матрицы, содержащей карбид, дислокацию и несколько кластеров. 4-я зона размером 14-14-6,2 нм3 представляет собой участок ферритной матрицы, содержащей дислокацию и у кластер. 5-я зона размером 14-14-4,8 нм представляет собой участок ферритной матрицы, содержащей дислокацию и несколько кластеров. 6-я зона размером 15-15-10,1 нм представляет собой участок чистой ферритной матрицы.
Оценка кинетики радиационно-стимулированной зернограничной сегрегации в основном металле корпуса реактора атомного ледокола «Ленин»
Сравнение данных ОЭС и расчетных значений концентрации фосфора на ГЗ для материала корпуса реактора-прототипа и для ОМ КР атомного ледокола «Ленин» показывают, что использованная модель позволяет описать основные параметры радиационно-стимулированной сегрегации. Таким образом, эта модель даёт возможность сделать приблизительный прогноз кинетики сегрегации в ОМ КР ВВЭР-440 на всех этапах эксплуатации. Как показывают результаты расчёта для КР атомного ледокола «Ленин», а также литературные данные [19, 70], расчёт при значениях концентрации фосфора в матрице 0,02 ат. % и плотности линейных дислокаций 1013 м"2 является оптимальным в случае исходного облучения. При отжиге, аналогично расчёту в разделе 4.2, концентрация фосфора в матрице была принята за 0,03 ат. % Результаты исследования методом A3, приведённые в этой работе, показывают, что уже на ранней стадии дооблучения происходит практически полный выход фосфора из матрицы с образованием сегрегации на медных преципитатах и отдельно расположенных скоплений. Поскольку экспериментальные данные не позволяют сделать выводы о поведении фосфора при дооблучении при более высоких значениях флюенса и мы не знаем, произойдёт ли распад скоплений с растворением фосфора в матрице или его дальнейшая сегрегация на преципитатах различного типа, целесообразно производить расчёт при различных значениях концентрации фосфора в ферритной матрице. Результаты расчёта для ОМ КР ВВЭР-440, при условиях облучения, аналогичных при которых облучался МШ, исследованный методом A3 в
В отличие от рис. 4.2 и 1.10, на данном рисунке приведена не зависимость уровня сегрегации от положения по толщине стенки КР (т. е. от плотности потока быстрых нейтронов при одинаковом времени облучения), а кинетика межзёренной сегрегации в фиксированном положении (т. е. зависимость от времени при неизменной плотности потока). Из рис. 4.3 видно, что только при условии растворения скоплений и сегрегации фосфора в матрице до уровня выше 0,01 ат. % содержание этого элемента на ГЗ может превысить его содержание на ГЗ после исходного облучения. Поскольку распад скоплений фосфора в данной работе не обнаружен, но возможность такого процесса не исключена, Результаты применения модели для расчёта : радиационно-стимулированной сегрегации фосфора на ГЗ к материалам реальных корпусов водо-водяных реакторов показывают важность использования уточнённых параметров, в первую очередь значений концентрации фосфора в ферритной матрице. Так, расчёт, проведённые для КР атомного ледокола «Ленин», выполненный для различных значений этого параметра, позволяет дать качественное объяснение процессам, происходящим на ГЗ в данных условиях облучения. Однако, для более точного количественного описания, необходима модернизация модели путём решения уравнения диффузии, учитывающего изменение концентрации фосфора в матрице за счёт его сегрегации на образующихся под действием облучения меднообогащённых кластерах. Расчёт, выполненный для ОМ КР ВВЭР-440, показал потенциальную опасность межзёренной сегрегации фосфора при дооблучении. В связи с этим, необходимо проведение дополнительных экспериментов по определению концентрации фосфора в матрице на всех этапах эксплуатации, по выявлению особенностей поведения скоплений фосфора в матрице при дооблучении при флюенсах более высоких, чем те что были достигнуты на материалах, исследованных в данной работе.
Использование экспериментально уточнённых параметров при расчёте (Г помощью" модифицированной модели может позволить" осуществлять прогнозирование кинетики радиационно-стимулированной межзёренной сегрегации фосфора в материалах корпусов водо-водяных реакторов при исходном и повторном облучении. В работе проведено исследование процессов, связанных с перераспределением примесных и легирующих элементов в материалах корпусов реакторов водо-водяного типа под действием эксплуатационных факторов - облучение, восстановительный отжиг, повторное облучение после отжига. Методом атомного зонда изучена микроструктура и химический состав металла шва корпуса реактора ВВЭР-440 4-го блока Нововоронежской АЭС на трёх вышеперечисленных этапах эксплуатации. Методом Оже-электронной спектроскопии исследована радиационно-стимулированная межзёренная сегрегация фосфора в основном металле корпуса реактора-прототипа и корпусе реактора атомного ледокола «Ленин». Проведена оценка кинетики сегрегации фосфора под действием облучения и отжига для основного металла корпуса реактора атомного ледокола «Ленин» с- помощью модели радиационно-стимулированной сегрегации. На основании экспериментальных и литературных данных откорректированы расчётные параметры и сделан прогноз уровня сегрегации фосфора на границах зёрен в основном металле корпуса реактора ВВЭР-440 4-го блока Нововоронежской АЭС. На основании полученных экспериментальных и расчётных данных можно сделать следующие выводы: 1. Установлено, что облучение металла шва корпуса реактора ВВЭР-440 4-го_блока Нововоронежской АЭС до флюенсов быстрых нейтронов, соответствующих реальным срокам эксплуатации реакторов привело к трансформациии микроструктуры, а именно, к образованию меднообогащённых кластеров, увеличению числа карбидов и радиационно-стимулированной сегрегации фосфора на границы зёрен,
