Наноскопические процессы радиационного охрупчивания сталей корпусов ядерных реакторов
Исследуется влияние одновременного изменения микроструктуры и химического состава на механические свойства ферритных сталей корпусов давления реакторов деления, реакторов синтеза и подкритических реакторов, управляемых ускорителями протонов. Процессы сегрегации и образования выделений других фаз из...
Saved in:
| Date: | 2010 |
|---|---|
| Main Authors: | , , , , |
| Format: | Article |
| Language: | Russian |
| Published: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2010
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/17045 |
| Tags: |
Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
|
| Journal Title: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Cite this: | Наноскопические процессы радиационного охрупчивания сталей корпусов ядерных реакторов / В.И. Карась, А.О. Комаров, В.Г. Папкович, Н.Н. Пилипенко, Б.А. Шиляев // Вопросы атомной науки и техники. — 2010. — № 3. — С. 194-199. — Бібліогр.: 19 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1859950558690934784 |
|---|---|
| author | Карась, В.И. Комаров, А.О. Папкович, В.Г. Пилипенко, Н.Н. Шиляев, Б.А. |
| author_facet | Карась, В.И. Комаров, А.О. Папкович, В.Г. Пилипенко, Н.Н. Шиляев, Б.А. |
| citation_txt | Наноскопические процессы радиационного охрупчивания сталей корпусов ядерных реакторов / В.И. Карась, А.О. Комаров, В.Г. Папкович, Н.Н. Пилипенко, Б.А. Шиляев // Вопросы атомной науки и техники. — 2010. — № 3. — С. 194-199. — Бібліогр.: 19 назв. — рос. |
| collection | DSpace DC |
| description | Исследуется влияние одновременного изменения микроструктуры и химического состава на механические свойства ферритных сталей корпусов давления реакторов деления, реакторов синтеза и подкритических реакторов, управляемых ускорителями протонов. Процессы сегрегации и образования выделений других фаз из второстепенных элементов типа Si, Ni, P, Cu и Mn приводят к охрупчиванию сталей в процессе облучения при высоких дозах.
Досліджується вплив одночасної зміни мікроструктури і хімічного складу на механічні свойства феритних сталей корпусів тиску реакторів розподілу, реакторів синтезу і підкритичних реакторів, керованих прискорювачами протонів. Процеси сегрегації і утворення виділень інших фаз із другорядних елементів типу Si, Ni, P, Cu і Mn призводять до охрупчення сталей у процесі опромінення при високих дозах.
The influence of simultaneously changes microstructure and chemical composition ferritic steels pressure vessels fission reactors, reactors of synthesis and subcritical reactors driven by proton accelerators are investigated. The radiation-induced segregation and other phase's formation from minor elements like Si, Ni, P, Cu and Mn are result embrittlement during irradiation at high doses.
|
| first_indexed | 2025-12-07T16:16:33Z |
| format | Article |
| fulltext |
____________________________________________________________
PROBLEMS OF ATOMIC SCIENCE AND TECHNOLOGY. 2010. № 3.
Series: Nuclear Physics Investigations (54), p.194-199. 194
УДК 620.187:621.039.531
НАНОСКОПИЧЕСКИЕ ПРОЦЕССЫ РАДИАЦИОННОГО
ОХРУПЧИВАНИЯ СТАЛЕЙ КОРПУСОВ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
В.И. Карась, А.О. Комаров, В.Г. Папкович, Н.Н. Пилипенко, Б.А. Шиляев
Национальный научный центр «Харьковский физико-технический институт»,
Харьков, Украина
E-mail: papkovich@kipt.kharkov.ua
Исследуется влияние одновременного изменения микроструктуры и химического состава на механиче-
ские свойства ферритных сталей корпусов давления реакторов деления, реакторов синтеза и подкритических
реакторов, управляемых ускорителями протонов. Процессы сегрегации и образования выделений других фаз
из второстепенных элементов типа Si, Ni, P, Cu и Mn приводят к охрупчиванию сталей в процессе облуче-
ния при высоких дозах.
Создание проектов, использующих ускорители
протонов для энергетических и неэнергетических
технологий, поставило острую задачу оценки ра-
диационного повреждения и определения радиаци-
онного ресурса эксплуатации материалов их конст-
рукций. Стали корпусов подкритических систем,
управляемых ускорителями заряженных частиц
(ADS), не отличаются от используемых в ядерных
энергетических реакторах деления водо-водяного
типа, а дозовые нагрузки, создаваемые смешанными
потоками протонов и нейтронов, будут превосхо-
дить достигнутый уровень облучения. Вопрос об
эксплуатационном ресурсе материалов ADS необхо-
димо решать с помощью облучения образцов сталей
протонами и теоретических исследований, матема-
тически имитирующих процессы радиационного
повреждения. Такие исследования до сих пор осно-
ваны на старых традиционных подходах, и пока еще
не удалось достичь понимания процессов, основой
которых является изменение микроструктуры и
микроэлементного состава сталей при облучении.
Основные механизмы радиационного поврежде-
ния сталей и сплавов были расшифрованы с помо-
щью ускорителей заряженных частиц. Облучение
протонами является весьма эффективным инстру-
ментом и превосходит воздействие нейтронов лю-
бой энергии по скорости образования простых и
сложных элементов первичной радиационной мик-
роструктуры в десятки раз с воспроизводством всех
свойств нейтронного облучения. Протоны эффек-
тивно инициируют процессы радиационно-
индуцируемой сегрегации, образования дислокаци-
онной микроструктуры, вакансионных пор и радиа-
ционного упрочнения. Используя результаты иссле-
дований радиационных изменений механических
свойств сталей корпусов ядерных реакторов деления
и экспериментальные исследования механизма ра-
диационного охрупчивания сталей с помощью уско-
рителей протонов, возможно в короткие сроки дос-
тичь прогресса в понимании причин, ограничиваю-
щих их эксплуатационный ресурс.
Корпус реактора ВВЭР-1000, внутри которого
находится ядерное топливо, является основным кон-
струкционным элементом, определяющим безопас-
ность эксплуатации АЭС. Корпус реактора пред-
ставляет собой сварную конструкцию из кованых
деталей (обечаек) из стали 15Х2НМФА.
Механические свойства металла корпуса реактора
и их стабильность определяются технологией изго-
товления и исходными технологическими материа-
лами. При оптимальной термообработке сталь
15Х2НМФА имеет высокую ударную вязкость и тем-
пературу хрупковязкого перехода равную (-80°С). По
механическим свойствам сталь 15Х2НМФА превос-
ходит стали А508 (класс 2) и А522-В, применяемые
для изготовления корпусов реакторов PWR в США,
Японии, Франции, Германии и др.
Содержание микропримесей может полностью
изменить действие легирующих элементов на пара-
метры стали в процессе эксплуатации реактора. На
радиационную стойкость стали 15Х2НМФА наибо-
лее сильно влияют микропримеси меди, фосфора,
сурьмы и мышьяка. Количество микропримесей оп-
ределяется, в основном, качеством металлургиче-
ской шихты, отвечающей обычным и традиционным
техническим условиям. В этих условиях допускает-
ся высокое содержание меди и фосфора, а присутст-
вие сурьмы, олова, мышьяка и свинца вообще не
лимитируется.
Облучение стали 15Х2НМФА, изготовленной с ис-
пользованием стандартной шихты, нейтронами с флю-
енсом 7·1019 нейтр./см2 (Ен > 0,5 МэВ) при температуре
теплоносителя 290°С приводит к сдвигу температуры
хрупковязкого перехода на 150°С. Сдвиг температуры
хрупковязкого перехода для стали 15Х2НМФА, изго-
товленной из чистой шихты, при тех же дозе облуче-
ния и температуре составляет 30°С.
Радиационное охрупчивание стали значительно
снижает эксплуатационную надежность корпуса
реактора. Облучение приводит к увеличению преде-
ла текучести, уменьшению пластичности и повыше-
нию чувствительности к зародышам трещин из-за
увеличения температуры перехода от пластического
разрушения к хрупкому.
Два основных параметра характеризуют радиа-
ционное охрупчивание стали: сдвиг температуры
хрупковязкого перехода; уменьшение сопротивле-
ния хрупковязкому разрушению.
Термообработка корпуса реактора ВВЭР-1000 до
эксплуатации приводит к образованию высоко-
пересыщенного раствора меди в стали, так как пре-
дел ее равновесной растворимости при 290°С со-
ставляет 0,004 вес.% (содержание меди в стали
15Х2НМФА составляет ≥ 0,1 вес.%).
195
Сталь 15Х2НМФА является твердым раствором
замещения. Узлы кристаллической решетки, в кото-
рых атомы железа замещены атомами никеля, мар-
ганца и хрома, не образуют регулярной решетки, и
сталь представляет собой неупорядоченную струк-
туру (беспорядок замещения). Сталь 15Х2НМФА
представляет собой термодинамический ансамбль,
находящийся в равновесии при температуре окру-
жающей среды. Примесные атомы меди, дислоци-
рованные в решетку железа, заморожены в ме-
тастабильном состоянии (пересыщенный раствор
внедрения) и соответствуют равновесию при более
высокой температуре. Облучение нейтронами выво-
дит эту систему из состояния равновесия, возникают
процессы спонтанного образования новых структур
на пути установления равновесия. Возникновение
этих новых структур обеспечивает оптимальный
режим диссипации поступающей извне энергии. В
стали образуются выделения новой фазы CuMnNi,
представляющей собой продукты химических реак-
ций NiCu3, MnNi3, MnCu5 и т.д. Переход меди из
пересыщенного раствора в состав выделений при
взаимном влиянии никеля и марганца приводит к
повышенному их содержанию в выделениях и обед-
нению этими элементами матрицы.
Второй причиной охрупчивания стали является
выделение подразмерных примесей (фосфор, сера и
т.д.) на границах зерен, ослабляющих когезию.
Третьей причиной является захват атомов водо-
рода, поступающего в сталь из реакции коррозии
радиационными дефектами, образуемыми при облу-
чении нейтронами. Наводораживание стабилизирует
радиационные дефекты и снижает эффективность
отжига стали.
До настоящего времени о влиянии облучения
нейтронов на элементы конструкций реакторов типа
ВВЭР судили по параметрам первичного радиаци-
онного повреждения – дозе облучения (в единицах
смещений на атом), уровню генерации гелия, водо-
рода, элементов-трансмутантов (отсутствующих в
исходном составе материала), спектрам ПВА, расче-
там структуры каскадов смещений.
Эти величины позволили разработать основы
имитации нейтронного радиационного повреждения
ускоренными заряженными частицами (электрона-
ми, протонами, тяжелыми ионами, α-частицами) [1].
На основе такой имитации производился экспресс-
ный экспериментальный отбор перспективных ма-
териалов для реакторов на быстрых нейтронах.
Вопросы эволюции первичного радиационного
повреждения решались для конкретных задач, пере-
чень которых определялся параметрами конкретных
макроскопических проявлений радиационного воз-
действия нейтронов на материал (вакансионного
распухания, роста температуры хрупковязкого пе-
рехода, радиационного роста, коррозионного рас-
трескивания).
Реакторы ВВЭР имеют характерный установив-
шийся энергетический спектр нейтронов в активной
зоне (AЗ), параметры которого определяются ре-
шеткой твэлов и обогащением штатного топлива
подпитки.
Однако корпус реактора и внутрикорпусные
конструкции облучаются нейтронами разного энер-
гетического спектра [2]. Эти изменения касаются
соотношения потоков тепловых, замедляющихся и
быстрых нейтронов, которые различно воздействуют
на материал конструкций. Каждая из этих групп ней-
тронов создает различные по характеру и степени
выживаемости первичные радиационные дефекты.
Нейтроны деления образуют каскадные радиа-
ционные повреждения [3]. В каскадной области
смещений более 90% точечных дефектов (вакансий
и интерстиций) аннигилируют в процессе развития
каскада. Выжившие дефекты образуют подвижные и
неподвижные кластеры.
Тепловые и замедляющиеся (резонансные) ней-
троны образуют ПВА с энергией 100…600 эВ, кото-
рые приводят к радиационному повреждению крау-
дионного типа с уровнем выживания более 50%.
Кроме того, радиационный захват тепловых и за-
медляющихся нейтронов приводит к трансмутаци-
онному изменению элементного состава внутрикор-
пусных устройств. В этой связи необходимо под-
черкнуть роль замедляющихся нейтронов.
В AЗ реактора при тесно расположенных твэлах
спектр нейтронов характеризуется величиной соот-
ношения потоков резонансных и тепловых нейтро-
нов, равной 0,427. В области между боковой по-
верхностью и корпусом реактора происходит интен-
сивное замедление нейтронов и соотношение пото-
ков на внутреннюю поверхность корпуса [4]
( ) ,56,2~ln/
0
02
1∫ ⋅== − E
E
TTTTЗ EEdEФФФФ γ
так как поглощением нейтронов в замедлителе мож-
но пренебречь. Нижняя опорная плита находится в
аналогичных условиях, чему способствует верти-
кальное положение твэлов и свободное пространст-
во между ними в этом направлении.
Корпус реактора ВВЭР является основной кон-
струкцией, обеспечивающей безопасность эксплуа-
тации. Одной из причин потери пластичности стали
15Х2НМФА корпуса реактора являются выделения
примесных элементов (в основном, подразмерных)
на границах зерен. Возрастающее охрупчивающее
действие фосфора при облучении стали в процессе
его радиационно-ускоренной сегрегации на внут-
ренних поверхностях раздела (в том числе на боль-
шеугловых границах зерен) приводит к снижению
поверхностной энергии, ослаблению межзеренной
когезии и облегчению зарождения и распростране-
ния трещин [5].
Подразмерные атомы примесей Mg, Al, Si, Р, S
составляют единую схему последовательных и вза-
имных радиационных превращений в потоке ней-
тронов энергетического спектра реактора ВВЭР-
1000 (Рис.1). Анализ этой схемы позволяет сделать
заключение о последовательном превращении Mg в
Al, Al в Si, Si в Р, Р в S, S в хлор и аргон.
Наиболее интересен уровень равновесной кон-
центрации атомов примеси с учетом их генерации и
выгорания. Эта равновесная концентрация будет
зависеть от соотношения скоростей реакций транс-
мутации-генерации и выгорания, и от величин сече-
ний и исходной концентрации материнского эле-
мента, являющегося источником возникновения
элемента-трансмутанта.
196
Рис.1. Схема радиационных превращений элементов
и изотопов примесей, входящих в состав сталей,
в ядерных реакциях трансмутации в потоке
нейтронов реактора ВВЭР-1000
Например, в цепи превращений Si в Р концен-
трация материнского элемента в стали 15Х2НМФА
составляет 0,17...0,37 вес.%, в то время, как концен-
трация фосфора ограничена пределом 0,025 вес.%. В
результате расчетов обнаружено, что генерация
фосфора из кремния превышает в 100 раз выгорание
исходного фосфора, и концентрация фосфора в ста-
ли при эксплуатации реактора возрастает со скоро-
стью 0,2...0,9 appm/год (Рис. 2).
Рис.2. Зависимость уровней генерации фосфора
из кремния и выгорания фосфора от времени
эксплуатации реактора в стали 15Х2НМФА
(Si=0,17…0,37 вес.%, Р=0,12 вес.%)
Выгорающий фосфор в реакции (n,γ) и после-
дующем естественном β--распаде его изотопа 32Р
(Т1/ 2 ~ 14,29 сут) преобразуется в серу 32S со скоро-
стью ~2·10-4 appm/год, которая примерно в 30 раз
выше скорости выгорания исходной примеси серы,
что приводит к медленному возрастанию концен-
трации серы в стали. Трансмутационное превраще-
ние изотопов серы в реакциях (n,γ) приводит к обра-
зованию хлора (4⋅10-6 appm/год) и аргона.
Радиационное охрупчивание стали корпуса реак-
тора ВВЭР-1000 зависит от состава сплава сложным
образом из-за суперпозиции эволюции дефектов
различной природы, что затрудняет оценку ее оста-
точного радиационного ресурса.
Суперпозиция совместного влияния примесных,
легирующих элементов и элементов твердого рас-
твора в разных процессах радиационной эволюции
микроструктуры на упрочнение и охрупчивание
сплава невозможно представить с помощью простой
модели барьерного упрочнения. Образование выде-
лений в матрице, состоящей из раствора замещения
Ni, Cr, Мn в Fe, приводит к системе мультифрак-
тального типа и каркаса частиц выделений. Распре-
деление частиц выделений по размерам является
показателем агрегации элементов сплава и примесей
и оказывает влияние на макроскопические характе-
ристики материала. Увеличение среднего размера
выделений приводит к упрочнению. Фрактальная
размерность поверхности частиц выделений также
зависит от степени агрегации элементов сплава и
примесей и связана с потерей пластичности.
Движущая сила, возникающая за счет полей уп-
ругих напряжений, вызванных образованием ком-
плексов точечных дефектов при каскадном радиа-
ционном повреждении быстрыми нейтронами, при-
водит к диффузии подразмерных примесей на гра-
ницы зерен с различной скоростью, перераспреде-
лению и локализации дислоцированных атомов
[6,7]. Это подтверждается результатами облучения
сталей электронами с энергией 1 МэВ (не приводя-
щими к реакциям трансмутации), которые свиде-
тельствуют о радиационно-индуцированной сегре-
гации атомов фосфора на границах зерен, проте-
кающей с образованием второй фазы Fe2P [8].
Причиной радиационного охрупчивания стали
корпуса реакторов водо-водяного типа является об-
разование зернограничных и матричных выделений
с определяющим влиянием границ раздела. Фракто-
графия поверхности изломов трепанов из корпуса
реактора первого блока НВАЭС (20 лет эксплуата-
ции) и транспортных ЯЭУ выявила инициированные
сегрегацией примесных элементов разрушения меж-
зеренного характера [9], свидетельствующие о том,
что радиационное охрупчивание обусловлено зерно-
граничной сегрегацией фосфора, а не упрочнением
стали под облучением [10]. Экспериментальное ис-
следование изломов образцов корпусной стали ме-
тодом оже-спектроскопии показало равномерное
распределение фосфора по границам зерен в виде
монослоя, причем доля площади выделений возрас-
тает по параболическому закону в зависимости от
флюенса нейтронов, достигая примерно 45% пло-
щади границ при флюенсе 7·1019 см-2 [11] (и это со-
ответствует примерно 10% поверхности изломов).
Анализ экспериментальных величин радиацион-
ного изменения температуры хрупковязкого пере-
хода ΔТК, как функции концентраций отдельных
компонентов сталей и примесей методом математи-
ческой статистики, приведен в работе [12]. Вид рег-
рессивной функции определен по минимуму оста-
точной дисперсии. Значения полученной аналитиче-
ской функции находятся внутри доверительных ин-
тервалов значений концентраций компонентов ста-
лей и примесей с достоверностью 0,9 для имеющих-
ся в данном случае степеней свободы распределения
квантилей Фишера. Аналитическое выражение для
ΔТК − полилинейно (содержит произведения кон-
центраций Ni, Сu, Р). В связи со сложностью формы
поверхностей равного уровня по фосфору ΔTk(Сp)=
f(CNi,Ccu) (Рис.3) нами был использован метод чис-
ленного решения.
197
Рис.3. Зависимость температуры хрупковязкого
перехода ΔТk от концентрации никеля,
меди и фосфора
Поверхности равного уровня концентраций Ni и
Cu в пространстве переменных в зависимости от
концентрации фосфора обнаруживают вращение
кривых, ΔТк=ƒ(P), в разных направлениях при уве-
личении концентрации Ni и Cu. Это определило на-
правление поиска такой целевой функции ΔТк, ко-
торая бы не зависела от концентрации фосфора в
связи с ее увеличением в процессе эксплуатации
реактора (Рис.4).
Рис.4. Зависимости температур хрупковязкого
перехода от концентрации фосфора для различных
концентраций никеля и меди в стали 15Х2НМФА
Образование матричных выделений способству-
ет миграции подразмерных примесей на границы
зерен. Результаты обнаруживают корреляцию вза-
имного влияния концентраций примесей на величи-
ну ΔТк, связанную с перераспределением и локали-
зацией этих элементов в объеме облучаемого мате-
риала.
Фрактографический анализ образцов основного
металла по методике Шарпи показал зависимость
характера поверхности разрушения от флюенса бы-
стрых нейтронов [10,11]. В процессе облучения
преимущественно вязкий характер поверхности раз-
рушения постепенно изменялся в пользу межзерен-
ного и откольного разрушения из-за радиационного
упрочнения металла, связанного с образованием
выделений подразмерных примесей на границах
зерен [10]. Экспериментально установлена корреля-
ция доли откольного разрушения с удельной энер-
гией разрушения образцов [10]. Результаты [9] сви-
детельствуют о высокой доле разрушения сколом
(40% для Ф·t=5·1019см-2), которая возрастает при
повторном облучении до 60% (при Ф·t=1020см--2).
Формирование динамических свойств твердых тел
под облучением определяется характером строения
агрегатов частиц выделений, их геометрией и энер-
гетикой. Сопротивление образцов разрушению свя-
зано с фрактальной (хаусдорфовой) размерностью
каркаса частиц выделений , где N − ln / lnD N= a
число выделений размером a.
Фрактальная размерность каркаса частиц D явля-
ется количественной характеристикой, свидетельст-
вующей о степени заполнения частицами простран-
ства материала, она характеризует относительное
расположение частиц каркаса и оказывает влияние
на модуль упругости и предел текучести. Фракталь-
ная размерность поверхности частиц (так называе-
мая спектральная (фрактонная) размерность «d»)
характеризует степень вязкости каркаса выделений
и зависит от толщины зон между выделениями.
Фрактальная и фрактонная размерности связаны
между собой процессом образования выделений в
матрице. К настоящему времени можно считать ус-
тановленными основные положения физики фрак-
тальных кластеров и кинетики их образования
[13,14]. Численное моделирование с помощью раз-
личных аналитических моделей показало возмож-
ность вероятностного описания агрегации класте-
ров, универсальность функции плотности распреде-
ления кластеров по размерам, автомодельность кла-
стеров, степенной закон роста среднего размера кла-
стера со временем. Установлено, что значение фрак-
тальной размерности определяет скорость и меха-
низм твердофазных химических реакций, опреде-
ляющих рост выделений с образованием химиче-
ских соединений [15]. Протекание гетерогенных
химических реакций изменяет равновесие системы и
приводит к образованию мультифрактальной струк-
туры.
Сталь 15Х2НМФА корпуса реактора ВВЭР-1000
после его термообработки представляет пересыщен-
ный раствор меди, так как предел ее равновесной
растворимости при 290°С составляет 0,004 вес.%
[16]. Первичное радиационное повреждение матри-
цы материала приводит к созданию напряжений,
возникновению радиационно-стимулированной
диффузии, выпадению атомов меди из пересыщен-
ного раствора и образованию мелкодисперсных вы-
делений меди. Выделения меди становятся катали-
затором для образования более сложных выделений
в стали 15Х2НМФА, состоящих из химических со-
единений MnCu3, MnCu5, MnNi, NiCu3. Транспорт
материала для образования этих выделений осуще-
ствляется в процессах смещений атомов твердого
раствора из узлов кристаллической решетки и их
радиационно-стимулированной диффузии в места
дислокации выделений атомов меди. Радиационно-
стимулированная диффузия ограничена поступле-
нием материала из процесса первичного радиацион-
ного повреждения, протекающего с низкой скоро-
стью ≈ 7·10-11 сна/с. Транспорт атомов Ni для обра-
зования выделений связан с каскадным процессом
смещений (7·10-8 ppm/с с учетом выживания дефек-
тов) и образованием смещенных из узлов решетки
изотопов Ni при радиационном захвате тепловых и
замедляющихся нейтронов (7·10-9 ppm/с). Скорость
поступления атомов Mn из каскадного процесса
смещений равна 2,5·10-8 ppm/с. Радиационный за-
хват нейтронов атомами Mn приводит к образова-
нию изотопов железа и не дает вклада в процесс
образования выделений. Тепловые и резонансные
нейтроны генерируют атомы Mn из изотопа 54Fe
(1,8⋅10-9 ppm/с) и изотопов хрома (2,5⋅10-11 ppm/с).
Таким образом, образование и развитие матричных
(вакансионных) кластеров и кластеров выделений
связаны между собой (так как при температуре
~290...350°С кластеры интерстиций распадаются и
уходят на стоки). На начальном этапе развития ра-
диационных процессов при малых отклонениях от
равновесия облучаемый материал следует линейно-
му поведению и находится на термодинамической
ветви развития. В этих условиях эволюция выделе-
ний контролируется произведением коэффициента
радиационно-стимулированной диффузии Д*=КФ
на время облучения t [17]. Радиационный параметр
K ≈ ησdpa / (Sd + Ф·4πrvccNaσvccτ) зависит от избыточ-
ной концентрации вакансий, образующих термиче-
ски нестабильные комплексы вакансионных класте-
ров с растворенными атомами в процессе развития
каскада смещений Nvcc=Naσvcc·Фt, создающих ло-
кальные внутренние напряжения, которые влияют
на процесс радиационно-стимулированной диффу-
зии. Этот параметр учитывает среднее время жизни
такого кластера при температуре 290°С
(τ=3,3…105с), выживаемость точечных дефектов η
при быстрой рекомбинации в процессе развития
каскада смещений, плотность дислокаций стоков Sd
(2·1014м-2). Остальные параметры: rvcc – радиус тер-
мически нестабильного комплекса вакансионный
кластер-растворенные атомы (5·10-10м); Na – плот-
ность атомов в единице объема (8,5·1028м-3); σvcc –
сечение образования вакансионных кластеров [17].
198
Для радиационных условий эксплуатации корпу-
сов реакторов ВВЭР-1000 вклад выделений в охруп-
чивание стали 15Х2НМФА зависит от флюенса ней-
тронов Ф·t (D* = К·Ф·t, так как Sd>>Ф·4π·rvcc·Na·avcc·τ
при Ф = 5·1010...1011 нейтр./см2с). Доказательством
этому является рост доли откольного разрушения в
поверхности излома при повторном облучении в
1,5 раза [9]. Для образцов-свидетелей, расположен-
ных в корзине на поверхности шахты активной зоны
плотность потока быстрых нейтронов
Ф 1,3·10≅ 13 нейтр./см2, плотность стоков термиче-
ски нестабильных вакансионных кластеров пример-
но в 10 раз превышает плотность дислокационных
стоков. В этом случае вклад выделений в охрупчи-
вание будет зависеть только от времени облучения.
Таким образом, высокая плотность потока нейтро-
нов задерживает эволюцию выделений (так как ко-
эффициент радиационно-стимулированной диффу-
зии уменьшается примерно в 10 раз). Запаздывание
образования выделений вторых фаз в образцах-
свидетелях и экспериментальное определение меха-
нических характеристик материала с целью прогно-
зирования остаточного радиационного ресурса ос-
новного металла может привести к катастрофе. Об-
лучение образцов в других термических условиях
изменяет время жизни τ термически нестабильных
вакансионных кластеров. При экспрессном наборе
дозы облучения выход может быть найден из срав-
нения радиационных условий (Ф и τ(Т)) на внутрен-
ней поверхности корпуса реактора и условий облу-
чения образцов-свидетелей. Например, для
Ф = 1·1013нейтр./см2 величина τ = 1,4·103с и темпе-
ратура облучения должна быть экспериментально
установлена из исследования отжига радиационных
дефектов (этой величине τ должна соответствовать
более высокая температура облучения, чем 290°С).
Анализ фрактограмм свидетельствует о значи-
тельной доле разрушения сколом в поверхностях
изломов образцов-свидетелей, возрастающей с уве-
личением флюенса нейтронов. Поэтому для опреде-
ления радиационного ресурса основного металла
необходима оценка предельного уровня развития
матричных выделений как каркаса частиц, связность
которых возрастает с увеличением дозы облучения.
Для определения количественных характеристик
макроразрушения наиболее подходящим является
использование теории протекания, в рамках которой
рассматривается взаимодействие или вязкость кла-
стеров. Макроразрушения возникают при достиже-
нии критической плотности выделений (или дости-
жении определенного соотношения объема выделе-
ний с объемом образца-свидетеля), при которой сис-
тема частиц выделений становится связной. Степень
связности определяется с помощью теории протека-
ния. При возникновении связностей между выделе-
ниями образуется бесконечный кластер, его возник-
новение в теории протекания называется порогом
протекания. Комбинация критической концентрации
N с критическим перколяционным радиусом Rc (оп-
ределяемая произведением NR3
C) позволяет найти
наименьшее значение Rc, свидетельствующее о воз-
никновении бесконечного кластера выделений, при-
водящего к разрушению металла.
Рис.5. Влияние флюенса нейтронов (ЕН> 1 МэВ)
и концентрации меди и фосфора на сдвиг
температуры хрупковязкого перехода ΔT,
относительно TDNT для стали корпуса реактора
Пространственное перераспределение никеля,
марганца и меди в матрице основного металла при
образовании выделений CuMnNi [18] приводит к
образованию обедненных и обогащенных этими
элементами зон. Зонам FeCr и CuMnNi соответст-
вуют присущие им температуры нулевой пластич-
ности TDNT. При облучении с ростом флюенса ней-
тронов происходит относительное изменение тем-
пературы хрупковязкого перехода (Рис.5) [19].
199
ЛИТЕРАТУРА
1. Б.А. Шиляев, Р.П. Слабоспицкий, В.А. Ямниц-
кий и др. Моделирование точечных дефектов при
радиационном повреждении материалов прото-
нами, нейтронами и тяжелыми ионами // Атом-
ная энергия. 1978, т.45, в.3, с.193-197.
2. В.А. Бронников. Работы по проектам REDOS и
COBRA, связанными с реакторной дозиметрией
при мониторинге корпусов давления реакторов
ВВЭР // Атомная техника за рубежом. 2004,
№4, с.20-25
3. B.N. Singh, S.I. Golubov, H. Trinkaus, et al. Aspects
of microstructural evolution under cascade damage
condition // JMN. 1997, v.251, p.193-197.
4. А.Д. Галанин. Введение в теорию ядерных реак-
торов на тenловых нейтронах. М.: «Энерго-
атомиздат», 1984, с.416.
5. Н.Н. Алексеенко, А.Д. Амаев, Н.В. Горынин,
В.А. Николаев. Радиационное повреждение ста-
ли корпусов водоводяных реакторов. М.: «Энер-
гоатомиздат», 1981, с.132.
6. В.В. Кирсанов, М.В. Мусина. Аномальная диф-
фузия и сепарация имплантированных примесей
в полях упругих напряжений // Металлы. 1997,
№3, с.89-96.
7. T.R. Allen, G.S. Was, E.A. Kenik. The effect of
alloy composition on radiation-induced segregation
in Fe-Cr-Ni alloys // JNM. 1995, v.225, p.33-37.
8. K. Nakota, I. Masaoka. Salute segregation along
nonmigrated grain boundaries during electron in
austeinc stainless steels // JNM. 1987, v.150,
p.186-193
9. А.Д. Амаев, П.А. Платонов, В.Н. Вихров и др.
Радиационное повреждение материалов корпу-
сов водоводяных реакторов // Сб. статей IV
Межотраслевой конференции по реакторному
материаловедению. Димитровград, 1985, с.3-6.
10. Б.А. Гурович, Е.А. Кулешова, О.В. Лавренчук.
Сравнение особенностей разрушения американ-
ских и российских корпусных сталей // Сб. ста-
тей IV Межотраслевой конференции по реак-
торному материаловедению. Димитровград,
1995, с.6-21.
11. О.О. Забусов, А.П. Дементьев, Ю.Н. Королев,
Е.А. Красиков. Межзеренная сегрегация в облу-
ченной стали корпусного типа // Сб. статей
IV Межотраслевой конференции по реакторно-
му материаловедению. Димитровград. 1995,
с.70-78.
12. А.А. Астафьев, С.И. Марков, Г.С. Карк. Стати-
стический анализ совместного влияния никеля,
меди и фосфора на радиационное охрупчивание
перлитных сталей // Атомная энергия. 1997, т.42,
в.3, с.187-190.
13. Фракталы в физике / Под ред. Л. Пьетронеро и
Э. Тозатти. М.: «Мир», 1988.
14. Б.М. Смирнов. Физика фрактальных кластеров.
М.: «Наука», 1991.
15. А.А. Вертегел, С.В. Калинин, Н.Н. Олейников,
Ю.Д. Третьяков. Влияние фрактальной размер-
ности частиц гидрооксида железа (III) на кинети-
ку твердофазных реакций с его участием // Ма-
териаловедение. 1997, № 6/7, с.59-63.
16. G.R. Odette, G.E. Lucas. Current understanding of
the effects of environmental and metallurgical vari-
ables on RPV embitterment // Proc. of the US NRC
24lh Water Reactor Safety Information Meeting.
1997, v.2, NUREG/CP-0157-2, p.1-19.
17. G.R. Odette, B.D. Wirth. A computational mi-
croscopy study of nanostructural evolution in irradi-
ated pressure vessel steels // JNM. 1997, 251,
p.157-171.
18. J.T. Buswell, W.J. Phytian, R.J. Erloy, et al. Irradia-
tion-induced microstructural changes, and hardening
mechanisms in model PWR reactor pressure vessel
steels // JNM. 1995, v.225, p.196-214.
19. E. Bazant. Presupposition (criteria) for reactor vessel
brittle fracture / A Technical Document IAEA-202.
1977, p.139-161.
Статья поступила в редакцию 21.03.2010 г.
NANOSCOPIC PROCESSES RADIATION EMBRITTLEMENT PRESSURE VESSEL STEELS
OF NUCLEAR REACTORS
V.I. Karas', A.O. Komarov, V.G. Papkovich, N.N. Pilipenko, B.A. Shilyаev
The influence of simultaneously changes microstructure and chemical composition ferritic steels pressure vessels
fission reactors, reactors of synthesis and subcritical reactors driven by proton accelerators are investigated. The
radiation-induced segregation and other phase's formation from minor elements like Si, Ni, P, Cu and Mn are result
embrittlement during irradiation at high doses.
НАНОСКОПІЧНІ ПРОЦЕСИ РАДІАЦІЙНОГО ОХРУПЧЕННЯ СТАЛЕЙ КОРПУСІВ ЯДЕРНИХ
PEAKTOPIB
B.I. Карась, A.O. Комаров, В.Г. Папкович, М.М. Пилипенко, Б.А. Шиляєв
Досліджується вплив одночасної зміни мікроструктури і хімічного складу на механічні свойства ферит-
них сталей корпусів тиску реакторів розподілу, реакторів синтезу і підкритичних реакторів, керованих при-
скорювачами протонів. Процеси сегрегації і утворення виділень інших фаз із другорядних елементів типу Si,
Ni, P, Cu і Mn призводять до охрупчення сталей у процесі опромінення при високих дозах.
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-17045 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1562-6016 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-12-07T16:16:33Z |
| publishDate | 2010 |
| publisher | Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Карась, В.И. Комаров, А.О. Папкович, В.Г. Пилипенко, Н.Н. Шиляев, Б.А. 2011-02-18T13:08:56Z 2011-02-18T13:08:56Z 2010 Наноскопические процессы радиационного охрупчивания сталей корпусов ядерных реакторов / В.И. Карась, А.О. Комаров, В.Г. Папкович, Н.Н. Пилипенко, Б.А. Шиляев // Вопросы атомной науки и техники. — 2010. — № 3. — С. 194-199. — Бібліогр.: 19 назв. — рос. 1562-6016 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/17045 620.187:621.039.531 Исследуется влияние одновременного изменения микроструктуры и химического состава на механические свойства ферритных сталей корпусов давления реакторов деления, реакторов синтеза и подкритических реакторов, управляемых ускорителями протонов. Процессы сегрегации и образования выделений других фаз из второстепенных элементов типа Si, Ni, P, Cu и Mn приводят к охрупчиванию сталей в процессе облучения при высоких дозах. Досліджується вплив одночасної зміни мікроструктури і хімічного складу на механічні свойства феритних сталей корпусів тиску реакторів розподілу, реакторів синтезу і підкритичних реакторів, керованих прискорювачами протонів. Процеси сегрегації і утворення виділень інших фаз із другорядних елементів типу Si, Ni, P, Cu і Mn призводять до охрупчення сталей у процесі опромінення при високих дозах. The influence of simultaneously changes microstructure and chemical composition ferritic steels pressure vessels fission reactors, reactors of synthesis and subcritical reactors driven by proton accelerators are investigated. The radiation-induced segregation and other phase's formation from minor elements like Si, Ni, P, Cu and Mn are result embrittlement during irradiation at high doses. ru Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Применение ускорителей Наноскопические процессы радиационного охрупчивания сталей корпусов ядерных реакторов Наноскопічні процеси радіаційного охрупчення сталей корпусів ядерних peaкторів Nanoscopic processes radiation embrittlement pressure vessel steels of nuclear reactors Article published earlier |
| spellingShingle | Наноскопические процессы радиационного охрупчивания сталей корпусов ядерных реакторов Карась, В.И. Комаров, А.О. Папкович, В.Г. Пилипенко, Н.Н. Шиляев, Б.А. Применение ускорителей |
| title | Наноскопические процессы радиационного охрупчивания сталей корпусов ядерных реакторов |
| title_alt | Наноскопічні процеси радіаційного охрупчення сталей корпусів ядерних peaкторів Nanoscopic processes radiation embrittlement pressure vessel steels of nuclear reactors |
| title_full | Наноскопические процессы радиационного охрупчивания сталей корпусов ядерных реакторов |
| title_fullStr | Наноскопические процессы радиационного охрупчивания сталей корпусов ядерных реакторов |
| title_full_unstemmed | Наноскопические процессы радиационного охрупчивания сталей корпусов ядерных реакторов |
| title_short | Наноскопические процессы радиационного охрупчивания сталей корпусов ядерных реакторов |
| title_sort | наноскопические процессы радиационного охрупчивания сталей корпусов ядерных реакторов |
| topic | Применение ускорителей |
| topic_facet | Применение ускорителей |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/17045 |
| work_keys_str_mv | AT karasʹvi nanoskopičeskieprocessyradiacionnogoohrupčivaniâstaleikorpusovâdernyhreaktorov AT komarovao nanoskopičeskieprocessyradiacionnogoohrupčivaniâstaleikorpusovâdernyhreaktorov AT papkovičvg nanoskopičeskieprocessyradiacionnogoohrupčivaniâstaleikorpusovâdernyhreaktorov AT pilipenkonn nanoskopičeskieprocessyradiacionnogoohrupčivaniâstaleikorpusovâdernyhreaktorov AT šilâevba nanoskopičeskieprocessyradiacionnogoohrupčivaniâstaleikorpusovâdernyhreaktorov AT karasʹvi nanoskopíčníprocesiradíacíinogoohrupčennâstaleikorpusívâdernihpeaktorív AT komarovao nanoskopíčníprocesiradíacíinogoohrupčennâstaleikorpusívâdernihpeaktorív AT papkovičvg nanoskopíčníprocesiradíacíinogoohrupčennâstaleikorpusívâdernihpeaktorív AT pilipenkonn nanoskopíčníprocesiradíacíinogoohrupčennâstaleikorpusívâdernihpeaktorív AT šilâevba nanoskopíčníprocesiradíacíinogoohrupčennâstaleikorpusívâdernihpeaktorív AT karasʹvi nanoscopicprocessesradiationembrittlementpressurevesselsteelsofnuclearreactors AT komarovao nanoscopicprocessesradiationembrittlementpressurevesselsteelsofnuclearreactors AT papkovičvg nanoscopicprocessesradiationembrittlementpressurevesselsteelsofnuclearreactors AT pilipenkonn nanoscopicprocessesradiationembrittlementpressurevesselsteelsofnuclearreactors AT šilâevba nanoscopicprocessesradiationembrittlementpressurevesselsteelsofnuclearreactors |