Содержание к диссертации
Введение
Глава I. Материалы и методика исследования 22
1.1. Материалы исследования - 22
1.2. Исследование механических характеристик необлученных материалов . 22
1.3. Исследование механических характеристик облученных материалов . 25
1.4. Металлографические и электронно-микроскопические исследования 27
1.5. Фазовый физико-химический и рентгеноструктурный анализы 28
1.6. Определение физических свойств 29
1.7. Методика исследования склонности сталей и сплавов к межкристал-литной коррозии 30
Глава II. Влияние структурных превращений под действием облучения на основные критерии работоспособности конструкционных материалов АЭУ 31
2.1. Принципиальные схемы и типы атомных энергетических установок . 31
2.2. Радиационные дефекты в металлах и их эволюция при облучении 33
2.3. Структурные изменения в хматериалах при облучении и их влияние на основные критерии работоспособности 41
2.3.1. Влияние облучения на диффузионные процессы и структурные превращения в облученных материалах 42
2.3.2. Критерии работоспособности конструкционных хматериалов ядерных и термоядерных энергетических установок 46
2.4. Методы усиления процессов рекомбинации радиационных дефектов в распадающихся твердых растворах 55
2.4.1. Механизмы и методы ослабления радиационной повреждаемости и распухания конструкционных материалов 55
2.4.2. Микроскопическая модель и физические аспекты усиления процессов рекомбинации радиационных дефектов в распадающихся твердых растворах 59
2.4.3. Особенности структурных превращений в твердорастворно- упрочняемых аустенитных сталях и сплавах 64
2.4.4. Структурные факторы, влияющие на принудительную рекомбинацию разноименных радиационных дефектов на примере аустенитных сталей и сплавов 78
2.5. Влияние структурных превращений на критерии работоспособности конструкционных материалов активной зоны реакторов на тепловых ней тронах 84
2.5.1. Сопротивляемость аустенитных хромоникелевых сталей и сплавов радиационному распуханию 87
2.5.2. Радиационная ползучесть аустенитных сталей и сплавов 91
2.5.3. Стойкость против межкристаллитной коррозии аустенитных Cr-Ni сталей и сплавов с различным содержанием никеля 93
2.5.4. Коррозионное растрескивание аустенитных хромоникелевых сталей и сплавов с различным содержанием никеля 105
2.6. Влияние микролегирования редкоземельными элементами на механические характеристики и работоспособность аустенитных сталей и сплавов 114
2.7. Перспективные конструкционные материалы активной зоны атомных энергетических водо-водяных реакторов 122
2.8. Структурные превращения в сталях и сплавах с ОЦК- и ГПУ- решетками и их влияние на радиационную стойкость 124
2.9. Критерии работоспособности материалов с ОЦК- и ГПУ-решетками в составе ядерных энергетических установок 131
2.9.1. Влияние структурных превращений на ранних стадиях распада на радиационное распухание материалов с ОЦК- и ГПУ-решетками 135
2.9.2. Коррозионное растрескивание коррозионно-стойких мартенситно-стареющих сталей в связи с особенностями структурных превращений 137
2.10. Перспективные конструкционные материалы корпусов водо-водяных реакторов типа ВВЭР 138
Выводы к главе II 139
Глава III. Исследование общих закономерностей и механизмов низкотемпературного радиационного упрочнения и охрупчивания сталей и сплавов 145
3.1. Параметры, характеризующие радиационное упрочнение и охрупчива-ние 145
3.2. Особенности пластической деформации облученных материалов в низкотемпературной области 148
3.3. Эволюция дислокационной структуры сталей и сплавов в процессе облучения 160
3.4. Низкотемпературное радиационное охрупчивание облученных сталей и сплавов 163
3.4.1. Сущность явления низкотемпературного радиационного охрупчивания 163
3.4.2. Проявление пластической нестабильности и эффекта дислокационного каналирования в облученных материалах в области НТРО 164
3.5. Проявление низкотемпературного радиационного охрупчивания конст рукционных материалов 175
3.5.1. Аустенитные стали и сплавы 175
3.5.2. Никель и его сплавы 181
3.5.3. Ферритно-мартенситные и ферритные хромистые стали 185
3.5.4. Титан и титан-циркониевые сплавы 189
3.6. Основные признаки и механизм НТРО облученных конструкционных материалов 191
3.6.1. Основные признаки НТРО конструкционных материалов 192
3.6.2. Механизм и структурно-физические аспекты НТРО 192
3.6.3. Влияние структурных факторов на склонность к низкотемпературному радиационному охрупчиванию 201
3.7. Влияние условий облучения, испытания, а также структурных факторов на величину эффекта НТРО 202
3.7.1. Влияние типа кристаллической решетки 202
3.7.2. Влияние температуры испытания на упрочнение и охрупчивание материалов с ОЦК- и ГЦК-решеткой 203
3.7.3. Влияние температуры испытания на радиационное охрупчивание аустенитных сталей и сплавов 209
3.7.4. Влияние температуры облучения на радиационное охрупчивание аустенитных сталей и сплавов 211
3.7.5. Влияние дозы облучения 212
3.7.6. Влияние скорости деформирования на радиационное охрупчивание аустенитных сталей и сплавов 214
3.7.7. Влияние содержания никеля на склонность аустенитных сталей и сплавов к НТРО 215
3.7.8. Влияние микролегирования на склонность к НТРО никеля и аустенитных сталей и сплавов 218
3.7.9. Влияние чистоты металла по вредным примесям и неметаллическим включениям 223
3.7.10. Влияние величины зерна аустенитных сталей и сплавов на склонность к НТРО 231
3.8. Концепция низкотемпературного радиационного охрупчивания сталей и сплавов 233
3.8.1. Зависимость предела текучести облученных кристаллических материалов от дозы облучения 233
3.8.2. Зависимость изменения кратковременных прочностных характери-
стик аустенитных сталей и сплавов от дозы нейтронного облучения 240
3.8.3. Схема изменения пределов прочности и текучести и равномерного относительного удлинения аустенитных конструкционных материалов в зависимости от дозы облучения, плотности дислокаций и содержания никеля 249
3.8.4. Критерии оценки работоспособности аустенитных сталей и сплавов в температурной области НТРО 254
3.9. Пути повышения стойкости к НТРО аустенитных сталей и сплавов 255
3.10. Перспективные материалы для оболочек тепловыделяющих элементов ВВЭР 260
Выводы к главе III 268
Глава VI. Структурно-физические аспекты радиационной хладноломкости и пути повышения работоспособности материалов корпусов реакторов 273
4.1. Проявление хладноломкости в необлученных материалах 273
4.2. Проявление радиационной хладноломкости в облученных конструкционных материалах 274
4.2.1. Fe-Cr-Mo- и Fe-Cr-Ni-Mo стали перлитного класса 276
4.2.2. Влияние отжига корпусов водо-водяньгх атомных реакторов на восстановление механических характеристик облученных перлитных сталей 281
4.2.3. Хромистые ферритные стали 285
4.2.4. Хромистые матренситно-стареющие стали 294
4.3. Основные признаки и механизм радиационной хладноломкости облученных конструкционных материалов 298
4.4. Влияние различных факторов на сдвиг критической температуры хрупкости сталей в условиях нейтронного облучения 300
4.4.1. Влияние типа кристаллической решетки 301
4.4.2. Влияние дозы облучения 301
4.4.3. Влияние температуры облучения 302
4.4.4. Влияние величины зерна и длительности старения 304
4.4.5. Влияние чистоты металла 305
4.5. Пути повышения работоспособности и перспективные материалы корпусов ВВЭР 308
Выводы к главе IV 311
Глава V. Влияние качества металла на локализацию деформации и развитие эффектов пластической нестабильности в упрочняемых сталях и сплавах 315
5.1. Природа упрочнения металлов и пути повышения их прочности, схема изменения прочности в зависимости от плотности дислокаций по И.А.Одингу 315
5.2. Роль пластичности в обеспечении высокой прочности 326
5.3. Структурные аспекты работоспособности и надежности конструкционных материалов 327
5.4. Неоднородность пластической деформации сталей и сплавов 329
5.4.1. Локализация пластической деформации и ее зарождение у неметаллических включений и вторичных избыточных фаз 330
5.4.2. Развитие микронеоднородной деформации стальной матрицы вблизи межфазных границ 336
5.4.3. Дальнодействующие поля напряжений вблизи выделений при деформации стали 338
5.4.4. Стадии развития микроразрушений у выделений 340
5.5. Качество металла, особенности металлургического передела и их связьс упрочнением и охрупчиванием сталей 341
5.5.1. Современная интерпретация понятия металлургического качестваметалла 341
5.5.2. Влияние качества металла на упрочнение и охрупчивание аустенитных хромоникелевых сталей и сплавов 344
5.6. Влияние способов выплавки на качество металла и механические характеристики сталей 349
5.7. Концепция прочности сталей и сплавов, рассматривающая закономерности изменения максимально достижимой для данного материала прочности в зависимости от его качества 355
Выводы к главе V 361
Основные выводы 364
Список литературы 369
- Фазовый физико-химический и рентгеноструктурный анализы
- Механизмы и методы ослабления радиационной повреждаемости и распухания конструкционных материалов
- Проявление пластической нестабильности и эффекта дислокационного каналирования в облученных материалах в области НТРО
- Влияние отжига корпусов водо-водяньгх атомных реакторов на восстановление механических характеристик облученных перлитных сталей
Введение к работе
Актуальность темы исследования. К настоящему времени доля электроэнергии, вырабатываемой на атомных электростанциях (АЭС), составляет около 13% всей производимой в России электроэнергии, причем в последние три года прирост выработки электроэнергии на АЭС составил 6—7%. В соответствии с долгосрочным прогнозом Минатома развития атомной энергетики до 2020 г., средний прирост производства электроэнергии на АЭС составит 5% в год. Как в настоящее время, так и в ближайшие 20 лет отечественная ядерная энергетика будет базироваться на корпусных водоохлаждаемых реакторах на тепловых нейтронах с водой под давлением типа ВВЭР и кипящих канальных уран-графитовых реакторах на тепловых нейтронах с водяным теплоносителем типа РБМК. Отечественные транспортные атомные энергетические установки также оснащены тепловыми во-до-водяными реакторами с водой под давлением типа ВВЭР.
К числу требований, предъявляемых к конструкционным материалам атомных энергетических установок (АЭУ), относится необходимость сохранения в процессе длительной эксплуатации высокого уровня механических характеристик, и, прежде всего, деформационной способности, как элементов активной зоны, так и корпусов ядерных реакторов. Нейтронное облучение даже достаточно низкими повреждающими дозами (порядка 1020 нейтр/см2) снижает деформационную способность сталей и сплавов как при высоких, так и при низких температурах эксплуатации, повышает критическую температуру хрупко-вязкого перехода в материалах с ОЦК- и ГПУ-решетками, смещая ее в область положительных (рабочих) температур.
Интервал максимального проявления низкотемпературного радиационного охрупчивания применяемых и перспективных конструкционных материалов с различным типом кристаллической решетки (аустенитных сталей и сплавов, фер-ритных и ферритно-мартенситных хромистых сталей, титан-циркониевых сплавов и т.д.) совпадает с основным рабочим интервалом температур (200-350С) элементов активной зоны транспортных и стационарных водо-водяных энергетических реакторов. В связи с отмеченным, низкотемпературному радиационному ох-
рупчиванию уделяется основное внимание при изучении воздействия нейтронного облучения на аустенитные хромоникелевые стали и сплавы, являющиеся одними из наиболее перспективных конструкционных материалов активной зоны атомных энергетических установок, а также на материалы с ОЦК- и ГПУ-решетками.
Достигнутые к настоящему времени успехи в изучении явлений низкотем
пературного радиационного охрупчивания и радиационной хладноломкости свя
заны с работой научных коллективов, возглавлявшихся А.Д.Лмаевым,
С.Н.Вотиновым, И.В.Горыниным, В.Ф.Зеленским, Ю.К.Конобеевым,
И.С.Лупаковым, И.М.Неклюдо-вым, А.М.Паршиным, П.А.Платоновым, В.В.Рыбиным, В.А.Цыкановым и др.
К настоящему времени в области низкотемпературного радиационного упрочнения и охрупчивания проведены многочисленные исследования, касавшиеся, в основном, перлитных сталей, применяемых для изготовления корпусов водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) транспортных и стационарных АЭУ. Вопросам низкотемпературного радиационного упрочнения и охрупчивания коррозионно-стойких сталей и сплавов посвящено значительно меньшее количество работ, в которых не учитывался динамический характер пластической деформации, связанная, с этим неоднородность и пластическая нестабильность, а также взаимодействие дислокационной структуры в процессе ее эволюции с продуктами структурных превращений на различных стадиях распада метастабильных твердых растворов. Поэтому, не смотря на длительное время, прошедшее с начала выполнения работ в этой области, не было предложено единой концепции низкотемпературного радиационного упрочнения и охрупчивания, учитывающей влияние условий облучения, испытания, а также структурных параметров, на развитие эффектов пластической нестабильности. Разработка такой концепции позволит сформулировать пути повышения пластичности, предельной повреждающей дозы, а, следовательно, и ресурса работы конструкционных материалов активной зоны в области низкотемпературного радиационного охрупчивания.
Многочисленные исследования, проведенные в области радиационной хладноломкости, также в основном, касаются перлитных корпусных сталей. Раз-
витне ядерной энергетики требует не только разработки мер по повышению срока службы сталей перлитного класса, но и рассмотрения возможности применения в качестве материалов корпусов водо-водяных энергетических реакторов коррозионно-стойких конструкционных материалов (в частности, мартенситно-стареющих сталей марки 05X1ЗН4М), устраняющих необходимость нанесения на внутреннюю поверхность корпусов реакторов антикоррозионной наплавки аусте-нитными сталями и сплавами. Перспектива применения мартенситно-стареющих коррозионно-стойких сталей в качестве корпусных материалов требует убедительных экспериментальных данных по радиационной хладноломкости этих материалов после облучения высокими повреждающими дозами, а также изучения процессов длительного теплового старения, стимулируемого радиацией, и их влияния на степень развития охрупчивания и сдвиг температуры хрупко-вязкого перехода в область положительных температур.
Теоретический и практический интерес представляет распространение концепции низкотемпературного упрочнения и охрупчивания сталей и сплавов под действием облучения на другие способы упрочнения материалов и разработка концепции изменения максимально достижимой для данного материала прочности в зависимости от его качества, учитывающей влияние структурных параметров на развитие эффектов пластической нестабильности.
Связь работы с научными программами. Работа выполнена на кафедре "Металловедение" Санкт-Петербургского государственного политехнического университета в рамках Грантов министерства образования РФ- "Структурно-принудительная рекомбинация и пути ослабления или подавления радиационного распухания конструкционных материалов" (1996-1997 гг.., № Гос. per. 3864091), "Низкотемпературное радиационное охрупчивание аустенитных хромоникелевых сталей и сплавов" (1998-1999 гг.., № Гос. per. 020409801), "Исследование низкотемпературного радиационного охрупчивания аустенитных сталей и сплавов и радиационной хладноломкости водо-водяных ядерных реакторов" (2002-2003 гг.., Ли Гос. per. 020409301).
Цель и основные задачи исследования. Целью работы являлось установление закономерностей и физических механизмов влияния параметров облучения, испытания, исходной структуры материала и ее эволюции под действием облучения на эффекты низкотемпературного радиационного охрупчивания и радиационной хладноломкости применяемых и перспективных материалов водо-водяных энергетических реакторов транспортных и стационарных ЛЭУ. Для достижения поставленной цели необходимо было решить следующие задачи.
Рассмотреть влияние структурных превращений на ранних стадиях распада в материалах с различным типом кристаллической решетки на основные критерии оценки работоспособности применяемых и перспективных конструкционных материалов активной зоны и корпусов водо-водяных энергетических реакторов транспортных и стационарных АЭУ.
На основе анализа характера изменения механических характеристик и разрушения облученных металлов, склонных к низкотемпературному радиационному охрупчиванию и радиационной хладноломкости, выделить основные признаки, позволяющие разграничить области проявления низкотемпературного радиационного охрупчивания и радиационной хладноломкости.
Установить общие закономерности и особенности изменения механических характеристик облученных материалов в области низкотемпературного радиационного охрупчивания в зависимости от типа кристаллической решетки, условий облучения и испытания, а также структурных параметров, характеризующихся исходной структурой, величиной зерна, чистотой металла, микролегированием редкоземельными элементами (РЗМ), характером распада метастабильных твердых растворов в процессе облучения.
Исследовать физические механизмы влияния микролегирования бором и редкоземельными элементами на склонность облученных материалов к низкотемпературному радиационному охрупчиванию.
Предложить концепцию низкотемпературного радиационного упрочнения и охрупчивания аустенитных сталей и сплавов, учитывающую влияние усло-
вий облучения, испытания, а также структурных параметров на развитие эффектов пластической нестабильности.
6. На основании предложенной концепции дать рекомендации по повышению пластичности, предельной повреждающей дозы а, следовательно, и ресурса работы конструкционных материалов активной зоны в области низкотемпературного радиационного охрупчивания.
Исследовать влияние на радиационную хладноломкость условий облучения и испытания, а также величины зерна, чистоты металла, характера распада метастабильных твердых растворов в процессе длительного теплового старения, интенсифицируемого облучением; предложить пути снижения радиационной хладноломкости, связанные с повышением качества металла и его рациональным легированием.
Оценить возможность применения в качестве материалов корпусов во-
*
до-водяных энергетических реакторов коррозионно-стойких мартенситно-стареющих высокопрочных сталей типа 05X1ЗН4М, устраняющих необходимость нанесения на внутреннюю поверхность реакторов антикоррозионной наплавки аустенитными сталями и сплавами.
9. Установить влияние качества металла, условий металлургического пере
дела, взаимодействия дислокационной структуры в процессе ее эволюции с про
дуктами структурных превращений на различных стадиях распада метастабиль
ных твердых растворов на упрочение и охрупчивание материалов в интервале
умеренных температур; на основании проведенного исследования предложить
концепцию изменения максимально достижимой для данного материала прочно
сти (критической плотности дислокаций) в зависимости от его качества, учиты
вающую влияние различных способов упрочнения, а также структурных парамет
ров на развитие эффектов пластической нестабильности.
Предметом исследования являются закономерности и физические механизмы низкотемпературного радиационного охрупчивания и радиационной хладноломкости применяемых и перспективных материалов водо-водяных энергетических реакторов транспортных и стационарных АЭУ, устанавливающие взаимосвя-
зи между параметрами облучения, дефектной структурой и структурными превращениями на различных стадиях распада в облученных материалах.
Достоверность и обоснованность основных положений и выводов диссертационной работы обеспечивается тщательной обработкой и обобщением большого объема экспериментальных данных по изучаемой проблеме, имеющихся на настоящий момент, а также широким применением современных методов исследования сталей и сплавов: стандартных и дистанционных механических испытаний, металлографического анализа, электронно-микроскопического анализа, микродифракционного анализа, физико-химического анализа, физических методов исследования и испытаний на склонность к межкристаллитнои коррозии по методу AM (ГОСТ 6032-89).
Научная значимость полученных результатов состоит в:
установлении определяющего влияния структурных превращений на ранних стадиях распада в материалах с различным типом кристаллической решетки на процессы низкотемпературного радиационного охрупчивания, а также другие критерии работоспособности конструкционных материалов АЭУ;
установлении общих закономерностей и особенностей изменения механических характеристик облученных материалов в области низкотемпературного радиационного охрупчивания в зависимости от типа кристаллической решетки, условий облучения и испытания, а также структурных параметров, характеризующихся исходной структурой, величиной зерна, чистотой металла, микролегированием РЗМ, характером распада метастабильных твердых растворов в процессе облучения;
исследовании физических механизмов влияния микролегирования бором и редкоземельными элементами (иттрий, скандий и др.) на склонность облученных материалов к низкотемпературному радиационному охрупчиванию;
разработке концепции низкотемпературного радиационного упрочнения и охрупчивания аустенитных сталей и сплавов, учитывающей влияние условий облучения, испытания, а также структурных параметров на развитие эффектов пластической нестабильности;
исследовании влияния на сдвиг порога хладноломкости условий облучения и испытания, величины зерна, чистоты металла, характера распада метаста-бильных твердых растворов в процессе длительного теплового старения, интенсифицируемого облучением;
выдвижении концепции прочности сталей и сплавов, рассматривающей закономерности изменения максимально достижимой для данного материала прочности в зависимости от его качества с учетом влияния различных способов упрочнения, а также структурных параметров на развитие эффектов пластической нестабильности.
Практическая значимость. Даны рекомендации по возможности применения в качестве перспективных конструкционных материалов для оболочек тепловыделяющих элементов транспортных и стационарных атомных энергетических установок высоконикелевых сплавов типа 03Х20Н45М4БЧ и ОЗХ20Н45М4БРЦ на основании оценки их сопротивляемости низкотемпературному радиационному охрупчиванию, радиационному распуханию, радиационной ползучести, коррозионным повреждениям в сравнении со сталью 03Х16Н15МЗБ.
Выдвинутая концепция низкотемпературного радиационного упрочнения и охрупчивания аустенитных сталей и сплавов, учитывающая развитие эффектов пластической нестабильности и влияние на них условий облучения, испытания, структурных параметров, а также сформулированные на ее основе рекомендации по повышению пластичности, предельной повреждающей дозы и увеличению ресурса работы аустенитных конструкционных материалов (в 2,5-3 раза) в области низкотемпературного радиационного охрупчивания, могут быть использованы при разработке конструкционных материалов активной зоны транспортных и стационарных энергетических установок.
Оценена возможность применения в качестве материалов корпусов ВВЭР коррозионно-стойких конструкционных материалов (мартенситно-стареющих сталей типа 05X1ЗН4М), устраняющих необходимость нанесения на внутреннюю поверхность реакторов антикоррозионной наплавки аустенитными сталями и сплавами.
Основные положения, выносимые на защиту:
закономерности и особенности изменения механических характеристик облученных материалов в области низкотемпературного радиационного охрупчи-вания в зависимости от типа кристаллической решетки, условий облучения и испытания, а также структурных параметров, характеризующихся исходной структурой, величиной зерна, чистотой металла, микролегированием РЗМ, характером распада метастабильных твердых растворов в процессе облучения;
физические механизмы влияния микролегирования бором и редкоземельными элементами (иттрий, скандий и др.) на склонность облученных материалов к низкотемпературному радиационному охрупчиванию; '
концепция низкотемпературного радиационного упрочнения и охрупчи-вания аустенитных сталей и сплавов, учитывающая влияние условий облучения, испытания, а также структурных параметров на развитие эффектов пластической нестабильности;
исследование влияния на сдвиг порога хладноломкости условий облучения и испытания, величины зерна, чистоты металла, характера распада метастабильных твердых растворов в процессе длительного теплового старения, интенсифицируемого облучением;
концепция прочности сталей и сплавов, рассматривающая закономерности изменения максимально достижимой для данного материала прочности в зависимости от его качества с учетом влияния различных способов упрочнения, а также структурных параметров на развитие эффектов пластической нестабильности.
Апробация работы. Материалы работы доложены на V Российско-Японском симпозиуме "Взаимодействие заряженных частиц с твердыми телами" (Белгород, БГУ, июнь 1996г.), III Российском симпозиуме "Синергетика, структура и свойства материалов, самоорганизующиеся технологии" (Москва, ИМЕТ РАН, октябрь 1996г.), Международной научно-технической конференции "Высокие технологии в современном материаловедении" (Санкт-Петербург, май 1997г.), Международной научно-технической конференции "Электрофизические и элек-
трохимические технологии" (Санкт-Петербург, СПбГТУ, июнь 1997г.), Научно-технической конференции "Фундаментальные исследования в технических университетах" (Санкт-Петербург, СПБГТУ, июнь 1997г.), II и IV международных конференциях "Научно-технические проблемы прогнозирования надежности и долговечности металлоконструкций и методы их решения" (Санкт-Петербург, СПбГТУ, 1997, 2001 гг.), Межвузовской научной конференции "XXVII неделя науки СПбГТУ" (Санкт-Петербург, июнь 1999г.), XIII Петербургских чтениях по проблемам прочности (Санкт-Петербург, март 2002 г.), VII, VIII и IX конференциях стран СНГ "Радиационная повреждаемость и работоспособность конструкционных материалов" (Белгород, БГУ, 1997, 1999, 2001 гг.), XV международной конференции по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению (Украина, г. Алушта, июнь 2002г.), а также на научно-техническом семинаре "Радиационная повреждаемость и работоспособность конструкционных материалов" кафедры "Металловедение" Санкт-Петербургского государственного политехнического университета.
Публикации. Основное содержание диссертационной работы изложено в 47 печатных работах, в том числе 19 в специализированных журналах (4 - без соавторов).
Паршин A.M., Петкова А.П., Степанов Е.З. Пути повышения прочности металлов и сплавов // Взаимодействие быстрых заряженных частиц с твердыми телами: Тезисы докладов V Российско-японского семинара (Белгород, июнь 1996 г.). Белгород: Изд-во БГПУ, 1996. С. 54-56.
Паршин A.M., Кириллов Н.Б., Петкова А.П. Неравномерность распределения дислокаций и изотропность свойств // Синергетика, структура и свойства материалов, самоорганизующиеся технологии: Тезисы докладов III Российского симпозиума. Ч. I. Самоорганизация структур и свойства материалов (Москва, октябрь 1996 г.). М.: ЦРДЗ, 1996. С. 14-16.
Длительная эксплуатация ВВЭР и неотложные задачи / А.М.Паршин, Н.Б.Кириллов, А.П.Петкова, И.В.Теплухина // Там же. С. 114-115.
Паршин A.M., Кириллов Н.Б., Петкова А.П. Неравномерность распределения дислокаций и локализация деформации // Структурные основы моди-фикации материалов методами нетрадиционных технологий: Тезисы докладов IV Межгосударственного семинара (Обнинск, июнь 1997 г.). Обнинск: ИАТЭ, 1997. С. 128-129.
Паршин A.M., Петкова А.П. Ослабление локализации пластического деформирования в условиях радиационного воздействия // Радиационная физика твердого тела: Материалы VII Межнационального совещания (Севастополь, июль 1997 г.). М: Изд-во НИИ ПМТ при МГИЭиМ(ТУ), 1997. С. 86-88.
Двойной вакуумный переплав и работоспособность аустенитной стали / А.М.Паршин, Н.Б.Кириллов, И.Е.Колосов, М.И.Криворук, А.П.Петкова // Высокие технологии в современном материаловедении: Тезисы докладов Международной научно-технической конференции (Санкт-Петербург, май 1997 г.). СПб: Изд-во СПбГТУ, 1997. С. 31-32.
Равномерная и локальная деформация и качество металла / А.М.Паршин, И.М.Горкавчук, А.П.Петкова, Е.З.Степанов // Радиационная повреждаемость и работоспособность конструкционных материалов: Материалы VII конференции стран СНГ (Белгород, сентябрь 1997 г.). Белгород: Изд-во БелГУ, 1997. С. 87-88.
Критическая плотность дислокаций и качество металла / А.М.Паршин, Н.Б.Кириллов, А.П.Петкова, Ю.В.Шленов // Там же. С. 128-130.
Паршин А.М., Кириллов Н.Б., Петкова А.П. Пути ослабления локализации пластического деформирования в условиях радиационного воздействия // Электрофизические и электрохимические технологии: Тезисы докладов Международной научно-технической конференции (Санкт-Петербург, июнь 1997 г.). СПб: Изд-во СПбГТУ, 1997. С. 123-125.
Прочность и пластичность поверхности изделий при Лазерной обработке / Паршин A.M., Кириллов Н.Б., Петкова А.П., Степанов Е.З // Там же. С. 70-71.
Паршин A.M., Петкова А.П. Пути повышения работоспособности ау-стенитных хромоникелевых сталей // Фундаментальные исследования в технических университетах: Материалы научно-технической конференции Ассоциации
технических университетов России (Санкт-Петербург, июнь 1997 г.). СПб: Изд-во СПбГТУ, 1997. С. 285-286.
Паршин А.М., Петкова А.ГГ. Повышение качества металла как мера ослабления локализации пластической деформации // XXVII неделя науки СПбГТУ: Материалы межвузовской научной конференции. Часть II. (Санкт-Петербург, июнь 1999). СПб.: Изд-во СПбГТУ, 1999. С. 43-45.
Критическая плотность дислокаций и качество металла / А.М.Паршин, Н.Б.Кириллов, А.П.Петкова, Ю.В.Шленов // Научные ведомости БелГУ, № 1(6). Белгород: Изд-во БелГУ, 1998. С. 113-123.
14. Равномерная и локальная деформация и качество металла /
А.М.Паршин, И.М.Горкавчук, А.П.Петкова, Е.З.Степанов //Там же. С. 107-113.
Паршин A.M., Петкова А.П. Пути повышения работоспособности ау-стенитных сталей в условиях радиационного воздействия. // Радиационная физика твердого тела: Труды VIII Межнационального совещания (Севастополь, июль 1998 г.). М: Изд-во НИИ ПМТ при МГИЭиМ(ТУ), 1998. С. 271-277.
Паршин A.M., Кириллов Н.Б., Петкова А.П. Влияние качества металла на локализацию повреждаемости, вакуумную плотность и механические свойства аустенитных сталей и сплавов // Пластическая, термическая и термомё-ханическая обработка современных металлических материалов: Материалы Международной научно-технической конференции (Санкт-Петербург, 02-03.06 1999 г.). СПб.: Изд-во СПбГТУ, 1999. С. 57-59.
Петкова А.П. Влияние повышения качества металла и применения вакуумной металлургии на локализацию .повреждаемости и механические свойства аустенитных сталей и сплавов // Вестник молодых ученых. Технические науки, № 1 (2). СПб.: Изд-во СПбГТУ, 1999. С. 26-34.
18. Паршин А.М., Петкова А.П. Влияние качества металла на ло
кализацию повреждаемости и механические свойства аустенитных сталей и спла
вов // Научные ведомости БелГУ, № 1(10). Белгород: Изд-во БелГУ, 2000. С. 70-
75.
19. Петкова А.П. Влияние качества металла на локализацию пластической
деформации в конструкционных сталях и сплавах // Физика и химия обработки
т материалов. М.: Элиз, 2000, № 3. С. 79-84.
Паршин А.М., Петкова А.П. Низкотемпературное радиационное ох-рупчивание аустенитных стаей и сплавов // Радиационная физика твердого тела: Труды X межнационального совещания (Севастополь, июль 2000 г.). М.: Изд-во НИИ ПМТ при МГИЭиМ(ТУ), 2000. С. 622-626.
Паршин A.M., Петкова А.П. Влияние качества металла и применения вакуумной металлургии на структуру аустенитных сталей и сплавов в условиях нейтронного воздействия // Чистые металлы: Сборник докладов 7-го Международного симпозиума (г. Харьков, Украина, 23-27.04.2001 г.). Харьков: ИПЦ "Контраст", 2001. С. 68-72.
Основные радиационные дефекты и диффузия в сплавах / А.М.Паршин, Р.Н.Кикичев, Н.Б.Кириллов, И.Е.Колосов, М.И.Криворук, О.В.Николаева, А.П.Петкова//Науч. ведомости БелГУ, № 1(14). Белгород: Изд-во БелГУ, 2001. С. 59-64.
Паршин А.М., Петкова А.П. Низкотемпературное радиационное ох-рупчивание аустенитных коррозионно-стойких сталей и сплавов и их работоспо-
^ собность при предельных дозах нейтронного облучения // Там же. С. 102-113.
Паршин А.М., Теплухин Г.Н., Петкова А.П. Общность явлений синеломкости, отпускной и тепловой хрупкости и низкотемпературного радиационного охрупчивания // Там же. С. 113-118.
Петкова А.П., Кикичев Р.Н. Роль структуры и качества металла в предотвращении преждевременных разрушений // Научно-технические проблемы прогнозирования надежности и долговечности конструкций и методы их решения: Труды 4-й международной конференции (Санкт-Петербург, июнь 2001 г.). СПб.: Нестор, 2001. С. 146-148.
Паршин A.M., Кикичев Р.Н., Петкова А.П. Влияние содержания никеля на сопротивляемость коррозионному растрескиванию облученных аустенитных хромоникелевых сталей и сплавов // Там же. С. 238-240.
4%
Паршин A.M., Петкова А.П. Низкотемпературное радиационное ох-рупчивание аустенитных конструкционных материалов // Структурные основы модификации материалов методами нетрадиционных технологий: Материалы VI межгосударственного семинара (Обнинск, 12-15.6.2001 г.). Обнинск: ИАТЭ, 2001. С. 143-145.
Паршин A.M., Петкова А.П. Повышение качества металла и применение вакуумной металлургии как мера ослабления локализации пластической деформации // Структурно-кинетическая концепция и работоспособность конструкционных материалов: Труды СПбГТУ, № 483. СПб.: Изд-во СПбГТУ, 2001. С.23-30.
Паршин А.М., Петкова А.П. Низкотемпературное радиационное ох-рупчивание и вырождение деформационной способности аустенитных сталей и сплавов // Металлы. 2001. № 3. С. 123-127.
Паршин А.М., Жуков В.А., Петкова А.П. Особенности радиационной хладноломкости и пути повышения работоспособности материалов корпусов реакторов // Атомное энергомашиностроение: Труды НПО ЦКТИ, № 282. СПб.: Изд-во НПО ЦКТИ, 2002. С. 258-266.
Паршин A.M., Михайлов Ю.К., Петкова А.П. Особенности пластической деформации аустенитных коррозионно-стойких сталей и сплавов при предельных дозах нейтронного облучения // Там же. С. 267-280.
Микролегирование редкоземельными элементами и свойства сплавов / А.М.Парщин, Н.Б.Кириллов, О.В.Николаева, А.П. Петкова // Научно-технические ведомости СПбГТУ, №1(27). СПб: Изд-во СПбГТУ, 2002. С. 49-55.
Паршин А.М., Кикичев Р.Н., Петкова А.П. Влияние микролегирования редкоземельными элементами на свойства и работоспособность сплавов // Ресурс и надежность материалов и сварных соединений энергетических установок: Труды ЦКТИ, № 286. СПб.: Изд-во НПО ЦКТИ, 2002. С. 94-101.
Паршин A.M., Петкова А.П. Особенности низкотемпературного радиационного охрупчивания аустенитных сталей и сплавов при предельных дозах нейтронного облучения // Радиационная физика твердого тела: Труды XII между-
&<
народного совещания (Севастополь, июль 2002 г.). М.: Изд-во НИИ ПМТ при МГИЭиМ (ТУ), 2002. С. 455-459.
Паршин A.M., Кикичев Р.Н., Петкова А.П. Интеркристаллитное коррозионное растрескивание аустенитных хромоникелевых сталей и сплавов // Там же. С. 407-411.
Петкова А.П. Низкотемпературное радиационное охрупчивание и работоспособность аустенитных коррозионно-стойких сталей и сплавов при высоких дозах нейтронного облучения // Физика и химия обработки материалов, № 4. М: Элиз, 2002. С. 22-28.
Петкова А.П. К вопросу о низкотемпературном упрочнении и охруп-чивании облученных аустенитных хромоникелевых сталей и сплавов // Металлы. 2003. № 2. С. 50-60
Колосов И.Е., Паршин А.М., Петкова А.П. О пластичности металлов и сплавов // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение, № 3 (81*). Харьков: ХФТИ, 2003. С. 71-74.
Петкова А.П. Особенности пластической деформации облученных аустенитных коррозионно-стойких сталей в температурном интервале 20—450С // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение, № 4 (82*). Харьков: ХФТИ, 2003. С.
Паршин А.М., Петкова А.П. Структура, радиационная повреждаемость и деформационная способность аустенитных сталей и сплавов при низкотемпературном нейтронном облучении // Научно-технические ведомости СПбГТУ, №3(33). СПб: Изд-во СПбГТУ, 2003. С. 49-55.
Паршин A.M., Петкова А.П. Влияние качества металла на локализацию повреждаемости сталей и сплавов // Труды XIII Петербургских чтений по проблемам прочности, посвященных 70-летию секции прочности и пластичности материалов им. акад. Н.Н.Давиденкова (Санкт-Петербург, 12-14.03.2002). СПб.: ФТИ, 2002. С. 35.
ч%
Паршин A.M., Петкова А.П. Добренякин Ю.П. Низкотемпературное радиационное охрупчивание и работоспосбоность аустенитных сталей и сплавов при предельных дозах нейтронного облучения // Там же. С. 44.
Паршин A.M., Кикичев Р.Н., Петкова А.П. Особенности интеркри-сталлитного коррозионного растрескивания конструкционных материалов АЭУ // Там же. С. 102-103.
Паршин А.М., Петкова А.П. Особенности низкотемпературного радиационного охрупчивания аустенитных сталей и сплавов при предельных дозах нейтронного облучения // Труды XV международной конференции по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению (10-15 июня 2002, г. Алушта). Харьков: Изд-во "Виктория", 2002. С. 172-173.
Вопросы охрупчивания и хладностойкости сталей и сплавов в экстремальных условиях эксплуатации / А.М.Паршин, А.П.Петкова, Р.Н.Кикичев, Г.Д.Никишин, Ю.П.Добренякин, О.Э.Муратов // Там же. С. 145-146.
Паршин А.М., Петкова А.П. Пути повышения работоспособности материалов корпусов ВВЭР // Радиационная физика твердого тела; Труды XIII международного совещания (Севастополь, июль 2003 г.). М.: Изд-во НИИ ПМТ при МГИЭиМ (ТУ), 2003. 6 С.
Решение о выдаче патента на изобретение от 29.05.2003 по заявке №2002115586/02(016438). Аустенитная коррозионно-стойкая сталь / А.М.Паршин, А.П.Петкова, Р.Н.Кикичев.
Структура и объем работы. Диссертационная работа состоит из введения, пяти глав, основных выводов и списка литературных источников. Общий объем диссертации - 396 страниц, включая 290 страниц машинописного текста, 28 таблиц, 100 рисунков и список литературных источников из 297 наименований.
Фазовый физико-химический и рентгеноструктурный анализы
Для проведения химического анализа образцы взвешивали до и после электролиза с точностью до 0,0001 г на аналитических весах. После окончания электролиза анодный осадок переносили на фильтр, промывали дистилированной водой до отрицательной реакции на железо и затем переводили в раствор при нагревании с серной и азотной кислотами до начала выделения сернокислых паров. В полученном растворе определяли содержание железа, марганца, хрома, никеля, молибдена, ниобия, циркония, титана, кремния. Анализы производили в основном колориметрическими методами па фотоколориметре ФЭК-87.
Малые содержания ниобия определяли колориметрически по методике, приведенной в работе [4].
По результатам химического анализа проводился расчет процентного содержания элементов анодного осадка к массе сплава. Для расчета процентного содержания осадка использовали содержание углерода в сплаве, суммируя его с процентным содержанием определенных элементов.
Карбидный анализ не дает возможности определить содержание углерода в составе фаз. При электролитическом разделении фаз весь углерод из стали (сплава) в виде карбидов, карбонитридов и аморфного углерода выпадает в осадок.
Для установления кристаллической структуры проводили рентгенострук-турный анализ осадков по методу порошков. Съемку выполняли в камерах Дебая в отфильтрованном медном излучении СиКа. По полученным рентгенограммам определяли значения межплоскостных расстояний отражающих кристаллографических плоскостей и относительную интенсивность дифракционных линий. Идентификацию фаз осуществляли по эталонном данным, приведенным в рентгеновской картотеке ASTM [5].
Определение плотности проводилось методом гидростатического взвешивания в бидистилате при комнатной температуре. Образцы перед испытанием тщательно обезжиривали этиловым спиртом. Взвешивание на воздухе и в воде выполнено с погрешностью не более 0,3%. Для точности плотность оценивали по результатам пяти измерений.
Исследование электросопротивления производили на потенциометриче-ской установке постоянного тока типа У-309 при комнатной температуре на образцах диаметром 8 мм и длиной 20 мм, поверхность которых была предварительно тщательно отполирована и отшлифована. Общая погрешность определения удельного электросопротивления с учетом неточности измерения геометрических размеров образца составляла 1%.
Склонность исследуемых аустенитных хромоникелевых сталей и сплавов к межкристаллитной коррозии устанавливали в соответствии с требованиями ГОСТ 6032-89 по методу AM на образцах 20x80 мм и толщиной 3 мм9.
Предварительно исследуемые материалы подвергали провоцирующим нагревам в области температур 350-800С продолжительностью от 1 до 10000 часов.
Обезжиренные образцы помещали в раствор, состоящий из 160 г медного купороса, 100 мл воды в присутствии медной стружки и кипятили 24 часа. Затем образцы загибали на угол 90С и осматривали при помощи лупы с увеличением 8— 12х.
Отсутствие трещин на образце, изогнутом после испытания в растворе, за исключением продольных трещин и трещин непосредственно на кромках, свидетельствует о стойкости к межкристаллитной коррозии.
Механизмы и методы ослабления* радиационной повреждаемости и распухания конструкционных материалов
Механизм задержки точечных радиационных дефектов примесными и легирующими элементами [36]. В основе теории этого механизма лежит предположение о наличии положительной энергии связи между радиационными дефектами и атомами легирующих элементов матрицы. При этом атомы с малым радиусом (Si, Be, В) преимущественно связываются междоузельными атомами, а атомы большого радиуса (А1, Ті, No, Mo, W) - вакансиями. Отмечается, что для заметного ослабления радиационной повреждаемости и подавления распухания достаточ-но иметь в твердом растворе всего лишь 10 — 10 % атомов малого радиуса, тогда как атомов большого радиуса необходимо иметь свыше 1%.
Считается, что ослабление радиационной повреждаемости и радиационного распухания обусловливается задержкой миграции точечных радиационных дефектов, вследствие чего предотвращается уход вакансий и междоузельных атомов на стоки (на поры и дислокационные петли соответственно) и тем самым увеличивается вероятность их рекомбинации.
Механизм захвата точечных радиационных дефектов когерентными поверхностями раздела [37]. В основе этого механизма лежит образование искажений на когерентной границе раздела выделившаяся фаза - матрица. Усиление рекомбинации обеспечивается предотвращением ухода точечных дефектов на стоки.
Механизм различной диффузионной подвижности компонентов сплава. В разработанной модели [38] предполагается, что атомы быстро диффундирующего компонента снижают пересыщение вакансий (движущую силу процесса распухания), а медленно диффундирующие атомы замедляют зарождение и рост вакан-сионных пор.
Другие механизмы ослабления радиационной повреждаемости и распухания. Как уже упоминалось выше, на ослабление радиационной повреждаемости и подавление распухания оказывает значительное влияние предварительная холодная деформация, в результате которой создается высокая плотность дислокаций. Дислокации являются эффективными стоками для вакансий и междоузельных атомов. Изменение размера зерна в пределах от № 1 до № 9, получаемое обычными методами термической или механико-термической обработки, мало сказывается на снижении вакансионного распухания. Для достижения заметного эффекта необходимо, чтобы размер зерна составлял менее 0,3-0,5 мкм, что может быть обеспечено методами порошковой металлургии и напылением. Предполагают, что только при очень малом размере зерна, радиационные дефекты достигают границ зерен, где и осуществляется их аннигиляция. Отмечается важная роль термодинамической стабильности аустенита в усилении радиационной повреждаемости и развитии склонности к радиационному распуханию. Если в связи с нестабильностью аустенита образуется а—фаза, то это приводит к повышению распухания [39].
В работе [40] дана оценка возможного влияния энергии дефекта упаковки на распухание аустенитных сталей и сплавов. Показано, что с увеличением содержания никеля энергия дефекта упаковки может повышаться; при этом распухание снижается, но лишь до 45-50% Ni, а затем начинает повышаться. Таким образом, не наблюдается полной корреляции между распуханием и энергией дефекта упаковки сталей и сплавов. Харрис [38] упоминает также о влиянии ближнего упорядочения в высоконикелевых сталях и сплавах на вакансионное порообразование. Однако эти взгляды не получали дальнейшего развития.
Как следует из анализа основных механизмов снижения вакансионного порообразования (табл. 2.2), концепция авторов [41-42] более убедительно объясняет природу высокого сопротивления радиационной повреждаемости и радиационному распуханию высоконикелевых сталей и сплавов при развитом непрерывном однородном распаде твердых растворов с сильно выраженными инкубационными периодами.
Рассмотренные выше механизхмы и пути ослабления радиационной повреждаемости и радиационного распухания (см. табл. 2.2), особенно такие, как легирование элементами, вызывающими дилатацию кристаллической решетки или имеющими различную диффузионную способность в твердом растворе данной композиции, а также вызывающие ближнее упорядочение в твердом растворе или оказывающие влияние на энергию дефекта упаковки, должны замедлять накопление радиационных дефектов в материале, ослабляя развитие низкотемпературного радиационного охрупчивания и вакансионного порообразования в условиях облучения. Однако эти механизмы, разработанные преимущественно для аустенитных хромоникелевых сталей типов 18-8 и 15-15, учитывают, как правило, только состояние исходного твердого раствора без учета развития в нем структурных изменений во времени при различных температурах. Более важное влияние на повы
Проявление пластической нестабильности и эффекта дислокационного каналирования в облученных материалах в области НТРО
Радиационное упрочнение материалов проявляется не только в увеличении предела текучести и снижении скорости упрочнения материалов, но и в образовании на кривых растяжения "зуба текучести" и площадки текучести (пластическая нестабильность типа Чернова-Людерса) [129, 130]. Наличие этих эффектов, по современным представлениям, свидетельствует о пластической нестабильности в материалах, которая может явиться причиной резкого снижения пластичности. На рис. 3.4 представлены типичные кривые деформации реакторных сталей при температурах испытания ниже 0,3 Тпл. Проведенный в [131] анализ показал, что подобный тип кривьтх растяжения (кривая 2) наблюдается у многих материалов уже при дозах облучения 10-10" dpa (displacement per atom).
Минимум или "площадка" на кривой 2 связаны с проявлением эффектов пластической нестабильности — дислокационным каналированием: разрушением препятствий движущимися дислокациями и локализацией скольжения в данных объемах материала при последующем деформировании [129]. Выход материала из режима пластической нестабильности типа Чернова-Людерса осуществляется преимущественно за счет развития процессов поперечного скольжения винтовых дислокаций. При более высоких дозах облучения ( 1-10 dpa, кривая 3) стадия, соответствующая "площадке" на кривой 2, непосредственно переходит в стадию разрушения материала, т.к. он оказывается неспособен выйти из режима каналирования.
Современный подход к пластической деформации, как к коллективному дислокационному процессу, предполагает описание эффектов локализации и самоорганизации дислокаций на основе изучения эволюции дислокационных ансамблей в деформируемых материалах. В работах [132-135] детально теоретически рассмотрены процессы кинетики дислокационного ансамбля в рамках синергетиче-ского подхода и предложены модели, позволяющие объяснить не только эволюцию локальной плотности дислокаций в необлученных кристаллах, но и образование бездефектных каналов и локализацию деформации в облученных материалах.
Существуют также модели [136], рассматривающие возникновение эффектов пластической нестабильности и локализации пластической деформации на основе описания поведения одиночных дислокаций. Другие модели (например, [137]), исходят из ансамбля дислокаций, который характеризуется функцией распределения дислокаций, зависящей от радиус-вектора г и времени t.
Однако, поскольку пластическая деформация материала связана с подвижными дислокациями, правильнее считать, что функция распределения дислокаций зависит не только от радиус-вектора г, времени t, но и от скорости дислокации v и ее ориентации в пространстве. При этом сами дислокации, составляющие ансамбль, могут быть рассмотрены как совокупность сегментов дислокационных линий [138].
В работе [139] исследовано развитие процессов пластической нестабильности в облученном материале с учетом зависимости функции распределения дислокаций в ансамбле по скоростям. Предметом описания являются подвижные дислокации, которые взаимодействуют с фиксированными препятствиями различной природы, но не задерживаются (не "зависают") на них, т. е. движутся в режиме ка-налирования. Эта ситуация соответствует, например, типичному случаю начальных стадий деформации облученного материала, когда формирующиеся ансамбли дислокаций "перерезают" препятствия, представляющие собой небольшие кластеры, петли, микропоры. Описанная ситуация может иметь место как при наличии широкого спектра скоростей (энергий) дислокаций, так и при различных механизмах взаимодействия дислокаций с препятствиями.
Согласно [140], оценку вклада междислокационного взаимодействия необходимо проводить, сравнивая его с величиной внешнего прикладываемого (и действующего на дислокацию) напряжения fcxt. В необлученном материале учет меж-дислокационного взаимодействия должен проводиться, начиная с конца участка деформационного упрочнения, когда плотность дислокаций в материале р(5) вели-ка, расстояния между ними (r p ) малы, силы междислокационного взаимодействия сравнимы с величиной внешнего прикладываемого напряжения.
Влияние отжига корпусов водо-водяньгх атомных реакторов на восстановление механических характеристик облученных перлитных сталей
Как известно, радиационные дефекты не являются термодинамически устойчивыми. При нагреве облученных металлов и сплавов происходит отжиг дефектов, радиационно-индуцированных новых фаз и восстановление исходных физико-механических характеристик облученного материала. Отжиг различных радиационных дефектов и радиационно-обусловленных структурно-фазовых состояний происходит в широком интервале температур в несколько стадий. Наиболее интенсивный возврат прочностных и пластических характеристик облученных материалов происходит на VI стадии отжига. Для металлов с ОЦК-решеткой она соответствует (0,33-0,45)ТП1 [195].
В настоящее время уже оценено и обосновано продление радиационного ресурса корпусов реакторов ВВЭР-440. Большой вклад в этой области был сделан доктором технических наук A.M. Крюковым и его научными консультантами проф. АД. Амаевым и проф. П.А. Платоновым [195].
В мае 1987 г. на третьем блоке Нововоронежской АЭС впервые в мировой практике реализован "сухой" восстановительный отжиг корпуса энергетического реактора. До 1987 г. за рубежом были проведены два отжига корпусов реактора — в США армейский реактор SM-1A и в Бельгии прототип энергетического реактора BR—3. Здесь был реализован так называемый мокрый отжиг, когда температура отжига 340С достигалась без внешнего источника тепла за счет повышения тем пературы теплоносителя путем интенсивной работы циркуляционных насосов первого контура. По опубликованным оценкам, такой отжиг позволяет незначительно восстановить характеристики материалов корпуса. Температура 340С является максимально возможной (при принятых параметрах давления в реакторах ВВЭР-440) для реализации "мокрого" отжига, что существенно препятствует максимальному ослаблению радиационного охрупчивания [192].
Для получения температуры выше 340С необходимо произвести удаление из корпуса реактора активной зоны и всех внутрикорпусных устройств, а также использовать внешний источник нагрева, помещенный внутри корпуса реактора. Такой вариант отжига называется "сухим". В случае реализации "сухого" отжига ограничения по температуре могут быть обусловлены в основном уровнем термических напряжений.
Результаты исследования процессов отжига, а также поведения корпусов после отжига стали научной основой для реализации "сухого" отжига 12 корпусов реакторов ВВЭР-440, эксплуатируемых в СНГ, Германии и Болгарии.
В 1987 г. был реализован первый отжиг энергетического реактора третьего блока Нововоронежской АЭС (420С, 150 ч), опробован восстановительный отжиг по режиму: нагрев до 460С, выдержка 100 ч. Такой режим позволяет добиться почти полного восстановления Тк: остаточный сдвиг Тк не более 20 С, если содержание фосфора в металле не превышает 0,040% [192].
Воздействие восстановительного отжига на ударную вязкость стали 15Х2МФА отражено на рис. 4.4 [195]. При данном режиме отжига происходит почти полное восстановление сопротивления удару, а остаточный сдвиг температуры вязко-хрупкого перехода не превышает 20С.
Проведенное в [195] исследование металла шва после облучения при тем-пературе 270С вплоть до флюенса 4,9-10 нейтр/см показало, что облучение не приводит к изменению зеренной структуры, морфологии и количества зерногра-ничных выделений, наблюдающихся в исходном состоянии. Плотность линейных дислокаций снижается незначительно, зато появляются дислокационные петли радиационного происхождения, размер которых составляет 15-45 нм, плотность 10 см"3. Помимо радиационных дефектов в металле сварного шва наблюдается выпадение большого количества вьщелений в теле зерна различной формы, размер которых составляет 15-60 нм, плотность (1-2) -10 см , часть выделений когерентна с матрицей.
Отжиг образцов металла сварного шва при температуре 420С, согласно [195], не привел к изменениям в структуре зерна и морфологии зернограничных вьщелений и практически не снизил плотность линейных дислокаций, зато в результате отжига произошло резкое уменьшение плотности (примерно на два порядка) и увеличение размера дислокационных петель до 100-150 нм. Повышение температуры отжига до 490С в течение 50 ч привело к полному исчезновению дислокационных петель и частичному растворению выделений внутри зерен.
Таким образом, основной вклад в наблюдаемый сдвиг Тк после облучения при температуре 250-270С вносят радиационные дефекты и выделения в теле зерен, появляющиеся вследствие структурно-фазовых превращений в стали. Структурные изменения, происходящие при отжиге облученных материалов, свидетельствуют о наличии корреляции отжига радиационных дефектов и растворения внутризеренных выделений с возвратом критической температуры хрупкости.
Возможность образования сегрегации фосфора по границам зерен должна приводить к снижению энергии межзеренного сцепления, и, следовательно, к облегчению зарождения и распространения трещин. В результате должна возрастать доля межзеренного разрушения в материале, что наблюдается у рассмотренных материалов в условиях отпускной хрупкости. Анализ характера разрушения образцов при ТИСП ТК (ТИСП=-196С) показал [195], что разрушение носит в основном хрупкий транскристаллитный характер, доля межзернного разрушения незначительна и составляет 10-15%.
