Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Анализ механизмов охрупчивания сталей корпусов атомных реакторов типа ВВЭР и PWR; формулировка и обоснование задач исследований 10
1.1 Введение 10
1.2 Основные механизмы охрупчивания металлов с ОЦК решеткой 18
1.2.1 Нейтронное облучение 18
1.2.1.1 Флюенс нейтронов 21
1.2.1.2 Флакс нейтронов 21
1.2.1.3 Энергетический спектр нейтронов 22
1.2.2 Температура облучения 24
1.2.3 Химический состав материалов 27
1.2.4 Металлургические признаки 33
1.3 Анализ методов прогнозирования радиационного охрупчивания КР 33
1.4 Анализ имеющихся методов прогнозирования теплового старения корпусных материалов 35
Глава 2. Радиационное охрупчивание сталей марок 15Х2МФА, 15Х2МФА-Аи металла их сварных швов 38
2.1 Анализ имеющихся нормативных дозовых зависимостей для описания радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР 440 38
2.2 Построение новых дозовых зависимостей радиационного охрупчивания для материалов КР ВВЭР-440 41
2.2.1 Основной металл 44
2.2.2 Металл сварных швов 46
2.3 Влияние температуры облучения на радиационное охрупчивание материалов КР ВВЭР -440 48
2.4 Пороговые и предельные значения содержания фосфора и меди 54
2.5 Применение дозовых зависимостей радиационного охрупчивания для материалов КР ВВЭР-440 к сталям 15Х2МФА мод. А и Б и их сварным соединениям 59
2.6 Выводы по Главе 2 60
Глава 3. Радиационное охрупчивание сталей марок 15Х2НМФА и 15Х2НМФА-А и металла их сварных швов 62
3.1 Анализ имеющихся дозовых зависимостей для описания радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 62
3.2 Радиационное и тепловое охрупчивание материалов 64
3.3 Оценка теплового охрупчивания материала 66
3.4 Оценка радиационного охрупчивания материала 69
3.4.1 Определение зависимости ATp(F) 69
3.4.2 Определение зависимости Ар от химического состава материала 71
3.4.3 Обсуждение 75
3.5 Учет влияния меди на радиационное охрупчивание материалов КР ВВЭР 1000 77
3.5.1 Основные предпосылки 77
3.5.2 Оценка параметров модели 81
5.3 Верификация полученной зависимости с экспериментальными данными 83
3.6 Оценка влияния температуры облучения на радиационное охрупчивание 84
3.7 Выводы по Главе 3 86
ГЛАВА 4. Анализ связи механизмов радиационного охрупчивания и влияния флакса нейтронов применительно к материалам корпусов реакторов ВВЭР 88
4.1 Основные механизмы радиационного охрупчивания и выбор исследуемых материалов 88
4.2 Анализ влияния флакса нейтронов на охрупчивание материалов при доминировании различных механизмов 91
4.2.1 Анализ влияния флакса нейтронов, в случае, когда доминирует механизм «А» 92
4.2.2 Анализ влияния флакса нейтронов, в случае, когда доминирует механизм «С» 94
4.2.3 Анализ влияния флакса нейтронов, в случае, когда доминирует механизм «В» 99
4.3 Выводы по Главе 4 106
ГЛАВА 5. Новый метод прогнозирования теплового старения материалов КР типа ВВЭР 108
5.1 Анализ теплового старения материалов КР ВВЭР 108
5.2 Новый метод оценки предельного охрупчивания при тепловом старении 110
5.2.1 Основные положения 110
5.2.2 Процедура прогнозирования ATk(t) 115
5.3 Экспериментальные исследования 118
5.3.1 Материал, образцы и методика испытаний 118
5.3.2 Результаты испытаний 120
5.3.3 Прогнозирование ATk(t) 122
5.3.4 Результаты фрактографических исследований 123
5.4 Обсуждение результатов 135
5.5 Выводы по Главе 5 139
Глава 6 Корреляция между сдвигами температур хрупкости, определенными по результатам испытаний на ударный изгиб и на вязкость разрушения 141
6.1 Анализ результатов испытаний материалов для корпусов зарубежных реакторов 141
6.2 Анализ результатов испытаний материалов для КР ВВЭР 145
6.2.1 Исследуемые материалы 145
6.2.2 Сопоставление результатов по радиационному охрупчиванию материалов образцов-свидетелей КР ВВЭР, полученных по результатам испытаний на ударный изгиб и на вязкость разрушения 145
6.3 Обобщение результатов 148
6.4 Выводы по Главе 6 148
Выводы по диссертации 149
Список литературы
- Основные механизмы охрупчивания металлов с ОЦК решеткой
- Влияние температуры облучения на радиационное охрупчивание материалов КР ВВЭР
- Определение зависимости Ар от химического состава материала
- Анализ влияния флакса нейтронов на охрупчивание материалов при доминировании различных механизмов
Основные механизмы охрупчивания металлов с ОЦК решеткой
В настоящее время в мире эксплуатируются ядерные энергетические установки (ЯЭУ) с различными теплоносителями, в качестве которых используются жидкости (вода, тяжелая вода), газы (углекислый газ и гелий) и жидкие металлы (натрий, свинец или сплав свинец-висмут). Наиболее широко используемым теплоносителем является вода, поскольку легкодоступна и обладает хорошими теплофизическими характеристиками.
Одним из широко применяемых типов реакторных установок как на территории России, так и в зарубежных странах являются атомные электростанции (АЭС) с реакторами корпусного типа, в которых вода одновременно играет роль замедлителя и теплоносителя. Конструктивно АЭС исполняются двухконтурными и одноконтурными.
По одноконтурной схеме проектируются, изготавливаются и эксплуатируются так называемые кипящие реакторы (BWR - boiling water reactor), в которых в качестве теплоносителя используют кипящую воду. В АЭС с реакторами двухконтурного типа первый контур включает в себя реактор и циркуляционные петли охлаждения, в которых используется вода под давлением. Теплоноситель этого контура омывает активную зону реактора и, поэтому элементы этого контура являются радиоактивными. Во втором контуре производится пар за счет снижения давления перегретой воды. Элементы данного контура практически не являются радиоактивными. Данный тип реакторов называется по типу теплоносителя и замедлителя нейтронов. Поскольку замедлителем нейтронов является также вода, то эти реакторы называют водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР). Такие реакторы построены и эксплуатируются на территории России, стран бывшего Советского Союза, а также в Чехии, Словакии, Венгрии, Финляндии, Германии, Болгарии и Китае. На западе и США аналогами ВВЭР являются ЯЭУ с реакторами типа PWR (pressurized water reactor - ядерный реактор с водой под давлением).
Реакторы корпусного типа ВВЭР, как следует из их названия, имеют корпус реактора (КР), представляющий собой толстостенный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем и плоской или сферической крышкой, снабженной отверстиями для органов системы управления и защиты реактора. Эксплуатационный режим реакторов такого типа характеризуется следующими условиями: проектный срок эксплуатации не менее 30-40 лет работы на номинальной мощности; рабочее давление теплоносителя на выходе из активной зоны 10-16 МПа; температура теплоносителя в стационарном режиме 250-289 С на входе и 269-324 С на выходе; максимальная плотность потока нейтронов с энергией больше 0,5 МэВ (на уровне активной зоны) примерно 10 нейтр/м сек.
В настоящее время в России находятся в эксплуатации АЭС с ВВЭР-440 проектов 230 и 213 (с номинальной электрической мощностью 440 МВт), а также АЭС с ВВЭР-1000 (с номинальной электрической мощностью 1000 МВт). Материалы КР ВВЭР-440/230 (сталь марки 15Х2МФА и металл ее сварных швов) имеют более высокое содержание фосфора и меди, по сравнению с более поздним проектом ВВЭР-440/213. Кроме того, КР ВВЭР-440/230 не были снабжены образцами-свидетелями (ОС), и не имели антикоррозионной наплавки на внутренней поверхности КР. На настоящий момент все КР ВВЭР-440/230 эксплуатируются в состоянии после восстановительного отжига. В отличие от проекта ВВЭР-440/230 для КР ВВЭР-440/213 были использованы улучшенные, более чистые по примесям материалы (сталь марки 15Х2МФА-А и металл ее сварных швов), которые имеют более низкое содержание фосфора и меди. КР ВВЭР-440/213 снабжены ОС и имеют антикоррозионную наплавку. Наличие ОС позволяет сделать оценку состояния металла корпусов и возможность продления их срока службы сверх проектного. Но в то же время, необходимо учитывать тот факт, что для данного типа реакторов ОС облучаются с более чем десятикратным опережением по отношению к облучению внутренней поверхности корпуса реактора. Такое опережение, в общем случае, может привести к неадекватной оценке охрупчивания материала КР по результатам испытаний ОС. Типичный состав сталей марок 15Х2МФА и 15Х2МФА-А, а также металла их сварных швов (МШ) приведены в таблице 1.1.
Корпус атомного реактора является конструкцией, для обеспечения прочности которой создается и совершенствуется система предотвращения разрушения. В основе этой системы лежит углубленное изучение и анализ процессов возможного разрушения КР с учетом деградации свойств металла под воздействием эксплуатационных факторов. Поэтому при разработке материалов учитывался весь сложный комплекс требований, предъявляемый к материалам КР. В первую очередь это высокая металлургическая технологичность, позволяющая производить выплавку и отливку крупных слитков, ковку крупногабаритных заготовок без технологических дефектов. Также необходимо было обеспечить требуемый уровень прочности (предел текучести при температуре эксплуатации должен быть не менее 400 МПа для КР ВВЭР-440 и 450 МПа для КР ВВЭР-1000 [1]), однородность механических свойств по сечению при термической обработке заготовок толщиной до 400—500 мм; стабильность механических характеристик в течение всего срока эксплуатации реактора; хорошую свариваемость, позволяющую производить сварку деталей в необходимых толщинах без трещин, непроваров, крупных шлаковых включений и пористости; высокое сопротивление основного металла (ОМ) и МТТТ хрупкому и усталостному разрушению в условиях длительного воздействия высокой температуры, и нейтронного излучения.
Механические свойства стали определяются ее структурой, которая, в свою очередь, зависит от легирования и термической обработки. Требуемое сочетание прочностных характеристик и высокого сопротивления хрупкому разрушению обеспечивается режимом окончательной термической обработки, состоящей, как правило, из закалки и высокого отпуска. Композиция Cr-Mo-V была выбрана для того, чтобы обеспечить бейнитную прокаливаемость полуфабрикатов на полную толщину при закалке, а также для упрочнения матрицы карбидными фазами, термодинамически устойчивыми при температурах технологических отпусков и рабочей температуре. Карбидная фаза должна быть дисперсной и равномерно распределенной по телу зерен ферритной матрицы. Кроме необходимости обеспечить прокаливаемость материала также требовалось получить удовлетворительные сварочные свойства. Данное требование резко ограничивает пределы легирования и, главным образом, допустимое содержание углерода.
Испытания опытных партий стали марки 15Х2МФА и ее сварных швов после облучения в исследовательских реакторах показали их радиационную стойкость. Однако последующая эксплуатация КР и испытания первых партий ОС показали, что радиационная стойкость промышленных плавок стали и, в особенности, МТТТ оказалась значительно ниже [2]. Выполненный комплекс исследований позволил установить влияние содержания примесей, таких как медь и фосфор на радиационную стойкость металла. Это потребовало значительного усовершенствования технологии производства, включающего также и модернизацию металлургического оборудования.
Переход на производство КР ВВЭР-1000 потребовал увеличения размеров заготовок, и увеличения прочности стали до КП-45. Для достижения этого результата в начале 80-х годов специалистами НПО ЦНИИТМАШ, ЦНИИ КМ «Прометей» и «Ижорского завода» была разработана новая сталь марки 15Х2НМФА (Cr-Ni-Mo-V композиции), которая обеспечивала получение требуемых для заготовок КР ВВЭР-1000 свойств.
Одновременно была произведена коренная модернизация металлургического производства с целью обеспечения снижения содержания примесей в металле поковок и возможности термической обработки заготовок большой массы. Сталь марки 15Х2НМФА используется для изготовления необлучаемых частей КР ВВЭР-1000 и имеет достаточно высокое содержание примесных элементов, таких как фосфор и медь. Сталь марки 15Х2НМФА-А используется для изготовления облучаемых частей КР и является достаточно чистой по содержанию фосфора и меди, а также серы. КР ВВЭР-1000 снабжены ОС. Стали марок 15Х2НМФА и 15Х2НМФА-А, согласно технической документации, имеют ограничение по содержанию никеля до 1,5%. Сварные швы, выполненные сварочной проволокой Св-08ХГНМТА в сочетании с флюсами марок 48НФ-18М и 48КФ-30, имеют ограничение по содержанию никеля до 1,3%, в то время как сварные швы, выполненные сварочной проволокой марок Св-ЮХГНМА-А и Св-12Х2Н2МА-А в сочетании с флюсами марок 48НФ-18М и ФЦ-16, имеют фактическое содержание Ni от 1,5% до 1,9%. Накопленный опыт исследований материалов КР ВВЭР-1000 и результаты испытаний ОС позволили установить, что МТТТ с содержанием никеля 1,3% имеет более высокую склонность к радиационному охрупчиванию (РО) [1-9]. В связи с этим, для повышения радиационной стойкости стали марки 15Х2НМФА-А было введено ограничение на содержание таких примесных элементов как медь (до 0,08%) и фосфор (до 0,012%), а также никеля (до 1,3%) без изменения технологии выплавки и термообработки [10]. Данный материал стал обозначаться как сталь марки 15Х2НМФА класс 1. Типичный состав сталей 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА-А класс 1, а также металла их сварных швов приведены в таблице 1.2.
В настоящее время поставлена задача выбора материала, для корпусов реакторов новых проектов реакторной установки - ВВЭР-1200 и ВВЭР-ТОИ, обеспечивающего проектный срок эксплуатации не менее 60 лет. Сталь марки 15Х2МФА-А не удовлетворяет этим требованиям по причинам недостаточного для выбранных габаритов корпуса уровня прочностных свойств. Сталь марок 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА-А класс 1 имеет меньшее сопротивление к радиационному воздействию за счет повышенного содержания никеля, но, тем не менее, обеспечивает проектный срок эксплуатации 60 лет. Для повышения безопасности эксплуатации КР к настоящему времени закончена модернизация и аттестация стали марки 15Х2МФА-А для корпусов реакторов ВВЭР-1200 и ВВЭР-ТОИ. Внедрение передовых научных разработок привело к возможности создания технологии производства стали марки 15Х2МФА-А с категорией прочности КП-45. Были разработаны две модификации стали марки 15Х2МФА-А: 15Х2МФА-А мод. А с содержанием никеля 0,2-0,4% и 15Х2МФА-А мод. Б с содержанием никеля 0,6-0,8% [11-16].
Корректировка химического состава стали марки 15Х2МФА осуществлялась в пределах марочного состава. При установлении ограничений по примесям учитывались результаты работ по оценке РО стали 15Х2МФА-А, выполненные в ЦНИИ КМ «Прометей», РНЦ «Курчатовский институт», VTT (Финляндия) и NRI (Чехия), в которых были получены основные закономерности влияния содержания вредных примесей в стали на дозовую зависимость сдвига критической температуры хрупкости [11, 12].
Влияние температуры облучения на радиационное охрупчивание материалов КР ВВЭР
Согласно российским «Нормам расчета на прочность...» [1], критическая температура хрупкости Тк материалов КР ВВЭР-1000 в общем случае определяется по формуле (2.1). Аналогично материалам КР ВВЭР-440, величина ATN=0C, Т.К. циклическое повреждение отсутствовало при облучении образцов, результаты испытаний которых использованы в работе; согласно [1], допускается принимать величину АТт=0С, если флюенс нейтронов F 1х1022 нейтр/м2 с энергией Е 0,5 МэВ при Т0бл в диапазоне от 250 до 350 С, и определять АТр на основании данных по ATk, полученных на образцах, облученных в рамках ИП и программ ОС по формулам (2.2) и (2.3).
Коэффициент п в зависимости (2.3) равен 1/3 [1]. Значения Ар при соответствующих температурах облучения, для материалов КР ВВЭР-1000 принимаются в соответствии с таблицей 3.1.
До недавнего времени имеющиеся представления о закономерностях охрупчивания материалов КР ВВЭР-1000 были весьма противоречивы. В первую очередь это противоречие касалось описания сдвига температуры хрупкости ATk от флюенса нейтронов [1], представляемого в виде (2.3).
Согласно работам [3, 6-9], базирующимся на обобщении результатов испытаний образцов, облученных в рамках ИП, показатель степени в формуле (2.3) П 0,8. По данным, представленным в работе [5], для МШ с высоким содержанием никеля показатель степени П может быть принят близким к единице. В то же время, обобщение результатов испытаний ОС показывает, что П 1/3 [68].
Другим аспектом, требующим усовершенствования дозовых зависимостей типа (2.3), является влияние некоторых химических элементов на темп охрупчивания материала, в особенности МШ. Как уже говорилось в Главе 1, в работах [2, 3, 6-9, 10, 31, 58, 62, 68, 82, 119] было показано, что такие легирующие элементы, как никель и марганец усиливают темп радиационного охрупчивания, т.е. увеличивают коэффициент радиационного охрупчивания Ар.
Такая закономерность в основном связывается с образованием в процессе облучения Ni-Mn-Si обогащенных кластеров и увеличением за их счет темпа упрочнения, а, следовательно, и охрупчивания материала [56]. Медь, как традиционный кластерообразующий элемент в корпусных материалах [2, 4, 46, 68], в радиационно-стимулированных образованиях в материалах КР ВВЭР-1000 в значимых количествах не обнаружена [56]. Такой результат обусловлен низкой концентрацией меди в этих материалах.
Следует отметить, что химические элементы оказывают влияние на охрупчивание материала не только через образование кластеров и упрочнение материала, но и за счет образования сегрегации, ослабляющих зарождение микротрещин скола [2, 19, 46, 62, 120-122]. В частности, сегрегации фосфора, локализующиеся по межфазным границам (например, на границах карбид-матрица) или по границам зерен, ослабляют сопротивление зарождению микротрещин в материале.
Из представленного краткого обзора видно, что целый ряд химических элементов усиливает радиационное охрупчивание материала, в то время как в имеющихся на сегодняшний день нормативных зависимостях [1] отсутствует какой- либо учет влияния концентрации химических элементов на коэффициент радиационного охрупчивания. Таким образом, целью работы являлось обобщение накопленных экспериментальных данных и построение непротиворечивой зависимости, учитывающей особенности охрупчивания материалов КР ВВЭР-1000.
Для верификации дозовых зависимостей согласно [1] для КР ВВЭР-1000 с использованием современной расширенной базы данных была проведена совместная работа ЦНИИ КМ «Прометей» и НИЦ «Курчатовский институт». В работах [70-73, 123] для анализа данных по РО материалов КР ВВЭР-1000 была предложена следующая концепция. При облучении материала охрупчивание происходит как за счет нейтронного облучения, так и за счет теплового старения, то есть ДТт О. Вклады в охрупчивание воздействия нейтронного облучения АТр и теплового старения АТт в первом приближении можно считать аддитивными. Тогда величина сдвига ATk рассчитывается по формуле:
Рассмотрим результаты испытаний, полученные в НИЦ «Курчатовский институт» и представленные на рисунке 3.1. На этом рисунке представлены данные по РО материалов двух сварных швов, облученных в рамках программ ОС материалов КР ВВЭР-1000 [70-73]. Эти швы достаточно близки по химическому составу (таблица 3.2), термообработке, способу производства и отличаются только временем облучения.
Определение зависимости Ар от химического состава материала
Рассмотрим имеющиеся в литературе данные механических испытаний и микроструктурных исследований по влиянию флакса нейтронов. Прежде всего, следует отметить, обнаруженное влияние флакса нейтронов на АТр у стали 15Х2МФА с повышенным содержанием меди (Сси 0,13%) [29]. Данный результат согласуется с оценками сделанными в разделе 3.1, в котором показано, что флакс эффект начинает проявляться при Сси 0,10%. Медь является элементом, малорастворимым в Fea, и, поэтому, склонным к образованию преципитатов. Поэтому влияние флакса нейтронов на АТр говорит о чувствительности механизма «В» к эффекту флакса. Анализ влияния эффекта флакса на АТр в зависимости от содержания меди представлен в Главе 3.
Поскольку механизм «В» является упрочняющим, то судить о влиянии флакса нейтронов при реализации этого механизма можно не только по изменению АТр, но и по изменению Асо,2 В работах [32, 33] представлена обширная база данных IVAR по корпусным реакторным сталям различного химического состава. Элементы, образующие преципитаты, варьируются в приведенных сталях в следующих диапазонах 0,0% См 1,71%, 0,01% Смп 1,70%, 0,01% Csi 0,63%, 0,0%) Ccu 0,86%), содержание фосфора варьируется в диапазоне 0,002% Ср 0,050%. База данных включает в себя более 60 различных комбинаций Ni, Mn, Si, Р и Си в составе плавок, поковок и металла швов. Облучение в каждом случае проводилось тремя уровнями флакса нейтронов с Е 1 МэВ (-9x10 нейтр/м -сек - низкий флакс, -3x10 нейтр/м -сек - средний флакс и -9x10 нейтр/м -сек - высокий флакс) при температуре 290 С.
В работах [32, 33] в качестве меры влияния флакса нейтронов используется величина Доо,2. Использование Доо,2 в качестве индексации флакса нейтронов в данном случае достаточно обосновано, так как рассматривается упрочняющий механизм радиационного охрупчивания (механизм «В»). Показана хорошая корреляция между Доо,2 и АТр. Связь Доо,2 и ДТР определяется соотношением (3.21) при к = 0,60 С/МПа для ОМ и к = 0,69 С/МПа для МШ [32, 33].
Анализ имеющейся базы данных показывает следующее. Во всех рассмотренных группах экспериментальные данные по Доо,2, полученные при низком флаксе (ф1), располагаются, по крайней мере, не ниже чем экспериментальные данные, полученные при высоком флаксе нейтронов (ф2). Экспериментальные данные, полученные при облучении средним флаксом, располагаются между данными, полученными при облучении низким и высоким флаксом [32, 33]. В работах [32, 33] флакс-эффект определяется как разность приращений предела текучести при низком флаксе и высоком флаксе.
Из обработки экспериментальных данных работ [32, 33], представленной на рисунке 4.5 хорошо видно, что увеличение содержания таких элементов как Ni и Си в корпусных материалах приводит к увеличению разности между приращениями предела текучести, полученными при облучении низким и высоким флаксами (рисунок 4.5 - а и в). Этот факт, несомненно, говорит о влиянии этих элементов на эффект флакса. Согласно рисунку 4.5 -б) увеличение содержания марганца в рассматриваемых материалах приводит к менее значительному увеличению разности между приращениями предела текучести. Следует отметить, что судить о влиянии Смп на увеличение эффекта флакса из рисунка 4.5 -б) затруднительно, так как основная база данных соответствует варьированию Смп в очень узком диапазоне. Рисунок 4.5 -г) хорошо иллюстрирует отсутствие влияния на флакс эффект такого элемента как фосфор.
Что касается влияния кремния на эффект флакса, то, на первый взгляд, можно сказать, что подобно фосфору - кремний не оказывает влияния. Вероятно, его влияние нужно учитывать в совокупности с марганцем (Смп-kCsi), так как именно в таком виде (см. раздел 3.1) влияние этого элемента учитывается в коэффициенте радиационного охрупчивания [70-74].
В соответствии с предложенной гипотезой в данном разделе проведено исследование влияния таких элементов как Ni и Мп на радиационное упрочнение и охрупчивание материалов КР ВВЭР-1000 и материалов из базы данных IVAR [32, 33]. На рисунке 4.6 приведена зависимость разности приращений предела текучести при низком и высоком уровне флакса от суммарного содержания марганца и никеля для экспериментальных данных из работ [32, 33]. Примем, что флакс эффект начинает оказывать влияние на упрочнение, когда разность приращений предела текучести начинает превышать погрешность в определении этой разности - ЮМПа. Тогда, из рисунка 4.6 видно, что флакс эффект начинает проявляться по крайней мере, при С і + Смд 1,79 %, что соответствует уровню ЮМПа. При содержании
Показано, что при контролировании радиационного охрупчивания механизмами «А» (упрочняющий механизм за счет образования дислокационных петель) и «С» (неупрочняющий, сегрегационный механизм) эффект флакса пренебрежительно мал. При доминировании упрочняющего механизма за счет образования барьеров в виде преципитатов или кластеров (механизм «В») флакс может влиять на радиационное охрупчивание материалов корпусов реакторов, причем это влияние отрицательное: с увеличением флакса АТр уменьшается. Основными элементами, образующими преципитаты, являются Ni, Мп и Си. На основании экспериментальных данных для материалов КР типа ВВЭР, а также для материалов КР типа PWR (сталь SA533B) и для модельных сплавов установлено, что эффект флакса начинает проявляться при суммарном содержании никеля и марганца С щ + С мп (1,8-=-1,9) %. Такой вывод соответствует материалам с малым содержанием меди Сси 0,12%. Медь имеет меньшую растворимость в а-железе чем никель и марганец, но оказывает более сильное влияние на радиационное охрупчивание материала, чем эти элементы. Поэтому эффект флакса начинает проявляться даже при относительно небольшом ее содержании Сси 0,10 %. Данный вывод следует из работ [29, 32, 33]. 4. Выполненные оценки показывают, что для материалов КР ВВЭР-1000 с См + Смп- 1,9 %, увеличение флакса нейтронов в 100 раз по сравнению с флаксом, характерным для облучения КР приводит к уменьшению АТр менее чем на 20 %.
Анализ влияния флакса нейтронов на охрупчивание материалов при доминировании различных механизмов
В таблице 5.5 приведены режимы теплового старения и результаты замеров доли хрупкого межзеренного разрушения. Из представленных результатов видно, что в исходном состоянии, как поверхностные слои, так и слои из средней трети по толщине проката, практически не имеют сегрегации фосфора на границах зерен: доля хрупкого межзеренного разрушения 0%. По мере увеличения времени выдержки при 500 С доля хрупкого межзеренного разрушения увеличивается до 60% для поверхностных слоев проката и до 75% для слоев из средней трети по толщине проката. Следует отметить, что уже при выдержке 500 часов доля хрупкого межзеренного разрушения достигает 75%, которая в дальнейшем не изменяется. Этот результат говорит, о том, что уже при выдержке 500 часов при 500 С сегрегации фосфора практически достигли своей равновесной концентрации. Дальнейшее увеличение времени выдержки не приведет к ее увеличению. Количественное изменение этого параметра в зависимости от времени выдержки приведены на рисунке 5.12.
Таким образом, в результате облучения и последующего отжига 50 часов доля хрупкого межзеренного разрушения составила 40%, а в результате облучения и последующего отжига в течении 100 часов доля хрупкого межзеренного разрушения составила 70%. Критическая температура хрупкости для образцов в состоянии после облучения в течении 1006 часов при температуре -290 С и последующего отжига в течении 50 часов составила +23 С (для отжига после облучения в течении 100 часов данных нет). Для образцов, подвергшихся тепловому старению при температуре 500 С, максимальная доля хрупкого межзеренного разрушения составила 70-75%, при времени выдержки 1000 часов. Критическая температура хрупкости составила +30 С. Таким образом, облучение материала при температуре эксплуатации КР с последующим отжигом, используемым для снятия упрочнения и внутризеренных сегрегации фосфора, приводит к сегрегации фосфора на границах зерен, которая практически соответствует сегрегации, образующейся без облучений за время 1000 часов при 500 С. Полученные результаты фрактографических исследований, говорят о том, что нейтронное облучение вызывает значительное ускорение диффузии фосфора. Причем, облучение, ускоряя диффузию фосфора, стимулирует к его сегрегации, как на межфазные границы, так и на границы зерен. Последующий отжиг вызывает диссоциацию фосфора с межфазных границ в матрицу. В результате чего, сопротивление хрупкому разрушению тела зерна увеличивается на фоне ослабленной прочности границ зерен, за счет сегрегации фосфора. Поэтому доля межзеренного разрушения увеличивается при частичном восстановлении свойств металла за счет отжига. Восстановление свойств происходит за счет диссоциации фосфора с межфазных внутризеренных границ и аннигиляции дислокаций и преципитатов. Диаграмма, отражающая указанные процессы представлена на рисунке 5.13.
Значение АТк = 30 С для материалов КР ВВЭР-1000 согласно [91-103] было получено при прохождении функцией, описывающей тепловое старение, максимума, связанного с карбидным старением (рисунок 5.1). Как уже говорилось, при температуре эксплуатации ТЭкспл= (290-=-320) С «карбидное» и «фосфорное» охрупчивание сдвинуты во времени. Поскольку мы рассматриваем изменения материала, связанные с сегрегацией фосфора, то значение АТк = 30 С, связанное именно с этим процессом, будет достигаться на значительно больших временах. В общем случае, корпусные стали в исходном состоянии могут иметь значительную степень неоднородности. Степень неоднородности определяется разбросом Тко для различных зон КР. Поэтому, последующие оценки АТк сделаны для различных значений Тко- Оценка времени, при котором мы достигнем АТк = 30 С при «фосфорном» старении и максимальном, согласно техническим условиям, Tko = -10 С, дает значение t= 80000 лет. При использовании реальных значений Тко, например Тко = -60 С АТк достигнет 30 С при t = 4500 лет. При Тко = -100 С величина АТк достигнет 30 С при t = 1700 лет. Таким образом, сдвиг АТк = ЗО С может быть повторно достигнут за время от -2000 до -100000 лет. Выполненные оценки для возможной неоднородности материала КР (различный уровень Тко для различных мест обечайки) говорят о малой величине старения стали и МТТТ КР ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации даже в случае высокой неоднородности металла, мерой которой может служить Тко В то же время, в некоторых работах приводятся данные по АТк, полученные в области температур максимального проявления отпускной хрупкости, показывающие сильное охрупчивание. Так, в работе [169] приведены результаты экспериментов, где для штатного материала АТк достигает - 90 С при содержании фосфора Ср 0,012%. Данный результат полностью согласуется с зависимостями, приведенными в настоящем разделе.
Поскольку, согласно [95], величина Ср при Т 550 С достаточно мала, оценка АТк может быть проведена при старении от 540 С до 470 С. Использовалась формула (5.8) с параметром Т , определенным при Т = 500 С. Величина Deg- для каждой температуры рассчитывалась по формуле (5.9) с учетом определенного Deg- при Т =500 С.
Расчет АТк по формуле (5.8) проводился для каждой изотермической выдержки. Начальные условия для следующего шага взяты из результата решения этого уравнения на предыдущем шаге. Таким образом, неизотермическая задача схематизировано представлена как набор изотермических задач с изменяющимися начальными условиями. Следует отметить, что в случае непрерывное охлаждение эта задача может быть решена численно, опираясь на уравнения, представленные в работе [170].
Похожие диссертации на Исследование и прогнозирование радиационного и теплового охрупчивания материалов эксплуатируемых и перспективных корпусов реакторов ВВЭР
