Структурные критерии выбора режима восстановительного отжига материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000

На основании структурных критериев выбран и обоснован режим восстановительного отжига сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с повышенным содержанием никеля (более 1,65 %), обеспечивающий продление срока службы проблемных корпусов до 60 и более лет....

Ausführliche Beschreibung

Gespeichert in:

Bibliographische Detailangaben
Datum:	2010
Hauptverfasser:	Гурович, Б.А., Штромбах, Я.И., Кулешова, Е.А., Федотова, С.В.
Format:	Artikel
Sprache:	Russian
Veröffentlicht:	Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України 2010
Schlagworte:	Материалы реакторов на тепловых нейтронах
Online Zugang:	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/17380
Tags:	Tag hinzufügen Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Zitieren:	Структурные критерии выбора режима восстановительного отжига материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 / Б.А. Гурович, Я.И. Штромбах, Е.А. Кулешова, С.В. Федотова // Вопросы атомной науки и техники. — 2010. — № 5. — С. 50-57. — Бібліогр.: 8 назв. — рос.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-17380
record_format	dspace
spelling	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-173802025-02-23T17:32:38Z Структурные критерии выбора режима восстановительного отжига материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 Структурні критерії вибору режима відновлювального відпалу матеріалів корпусів реакторів ВВЕР-1000 Structural criteria of recovery annealing regime selection for VVER-1000 reactor pressure vessel materials Гурович, Б.А. Штромбах, Я.И. Кулешова, Е.А. Федотова, С.В. Материалы реакторов на тепловых нейтронах На основании структурных критериев выбран и обоснован режим восстановительного отжига сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с повышенным содержанием никеля (более 1,65 %), обеспечивающий продление срока службы проблемных корпусов до 60 и более лет. На підставі структурних критеріїв вибраний і обгрунтований режим відновлювального відпалу зварювальних швів корпусів реакторів ВВЕР-1000 з підвищеним вмістом нікелю (більше 1,65%), що забезпечує продовження терміну служби проблемних корпусів до 60 і більше років. In this paper on the strength of structural criteria the recovery annealing regime for VVER-1000 welds with high nickel content (more than 1,65%) which provides lifetime extension for 60 years and more had been selected and validated. Работа выполнена в рамках лота ФЦП Федерального агентства по науке и инновациям, государственный контракт 02.523.12.3012. 2010 Article Структурные критерии выбора режима восстановительного отжига материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 / Б.А. Гурович, Я.И. Штромбах, Е.А. Кулешова, С.В. Федотова // Вопросы атомной науки и техники. — 2010. — № 5. — С. 50-57. — Бібліогр.: 8 назв. — рос. 1562-6016 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/17380 538.9 ru application/pdf Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	Russian
topic	Материалы реакторов на тепловых нейтронах Материалы реакторов на тепловых нейтронах
spellingShingle	Материалы реакторов на тепловых нейтронах Материалы реакторов на тепловых нейтронах Гурович, Б.А. Штромбах, Я.И. Кулешова, Е.А. Федотова, С.В. Структурные критерии выбора режима восстановительного отжига материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000
description	На основании структурных критериев выбран и обоснован режим восстановительного отжига сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с повышенным содержанием никеля (более 1,65 %), обеспечивающий продление срока службы проблемных корпусов до 60 и более лет.
format	Article
author	Гурович, Б.А. Штромбах, Я.И. Кулешова, Е.А. Федотова, С.В.
author_facet	Гурович, Б.А. Штромбах, Я.И. Кулешова, Е.А. Федотова, С.В.
author_sort	Гурович, Б.А.
title	Структурные критерии выбора режима восстановительного отжига материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000
title_short	Структурные критерии выбора режима восстановительного отжига материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000
title_full	Структурные критерии выбора режима восстановительного отжига материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000
title_fullStr	Структурные критерии выбора режима восстановительного отжига материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000
title_full_unstemmed	Структурные критерии выбора режима восстановительного отжига материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000
title_sort	структурные критерии выбора режима восстановительного отжига материалов корпусов реакторов ввэр-1000
publisher	Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
publishDate	2010
topic_facet	Материалы реакторов на тепловых нейтронах
url	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/17380
citation_txt	Структурные критерии выбора режима восстановительного отжига материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 / Б.А. Гурович, Я.И. Штромбах, Е.А. Кулешова, С.В. Федотова // Вопросы атомной науки и техники. — 2010. — № 5. — С. 50-57. — Бібліогр.: 8 назв. — рос.
work_keys_str_mv	AT gurovičba strukturnyekriteriivyborarežimavosstanovitelʹnogootžigamaterialovkorpusovreaktorovvvér1000 AT štrombahâi strukturnyekriteriivyborarežimavosstanovitelʹnogootžigamaterialovkorpusovreaktorovvvér1000 AT kulešovaea strukturnyekriteriivyborarežimavosstanovitelʹnogootžigamaterialovkorpusovreaktorovvvér1000 AT fedotovasv strukturnyekriteriivyborarežimavosstanovitelʹnogootžigamaterialovkorpusovreaktorovvvér1000 AT gurovičba strukturníkriterííviborurežimavídnovlûvalʹnogovídpalumateríalívkorpusívreaktorívvver1000 AT štrombahâi strukturníkriterííviborurežimavídnovlûvalʹnogovídpalumateríalívkorpusívreaktorívvver1000 AT kulešovaea strukturníkriterííviborurežimavídnovlûvalʹnogovídpalumateríalívkorpusívreaktorívvver1000 AT fedotovasv strukturníkriterííviborurežimavídnovlûvalʹnogovídpalumateríalívkorpusívreaktorívvver1000 AT gurovičba structuralcriteriaofrecoveryannealingregimeselectionforvver1000reactorpressurevesselmaterials AT štrombahâi structuralcriteriaofrecoveryannealingregimeselectionforvver1000reactorpressurevesselmaterials AT kulešovaea structuralcriteriaofrecoveryannealingregimeselectionforvver1000reactorpressurevesselmaterials AT fedotovasv structuralcriteriaofrecoveryannealingregimeselectionforvver1000reactorpressurevesselmaterials
first_indexed	2025-11-24T02:52:10Z
last_indexed	2025-11-24T02:52:10Z
_version_	1849638498260221952
fulltext	Раздел второй МАТЕРИАЛЫ РЕАКТОРОВ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ УДК 538.9 СТРУКТУРНЫЕ КРИТЕРИИ ВЫБОРА РЕЖИМА ВОССТАНОВИТЕЛЬНОГО ОТЖИГА МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000 Б.А. Гурович, Я.И. Штромбах, Е.А. Кулешова, С.В. Федотова Российский научный центр «Курчатовский институт», Москва, Россия, E-mail: evgenia-orm@yandex.ru, факс +7(499)196-17-01, тел. +7(499)196-92-15 На основании структурных критериев выбран и обоснован режим восстановительного отжига сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с повышенным содержанием никеля (более 1,65 %), обеспечивающий продление срока службы проблемных корпусов до 60 и более лет. ВВЕДЕНИЕ Длительная эксплуатация водо-водяных реакто- ров в условиях повышенной температуры и реак- торного облучения приводит к деградации свойств корпусных материалов, выражающейся в сдвиге температуры вязкохрупкого перехода. Радиацион- ное охрупчивание корпусных сталей обусловлено структурными изменениями, происходящими в ма- териалах под облучением: радиационным упрочне- нием в результате образования радиационных де- фектов и радиационно-индуцированных преципита- тов (обогащенных, согласно данным атомно- зондовой томографии [1], в основном, никелем, мар- ганцем и кремнием в металле сварных швов реакто- ров ВВЭР-1000 и никелем и марганцем – в основном металле), а также образованием зернограничных сегрегаций фосфора (развитием обратимой отпуск- ной хрупкости). Различия в химических составах сталей корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 определяют и разницу в кинетике радиационного охрупчивания этих материалов. Так, если для кор- пусов реакторов ВВЭР-440 медь и фосфор являются основными элементами, влияющими на кинетику охрупчивания, то в случае реакторов ВВЭР-1000 наиболее высокий темп охрупчивания обнаружен в материалах с предельно высоким содержанием ни- келя (особенно в металле сварных швов, где пре- дельное содержание никеля может достигать 1,99 %). Темп радиационного охрупчивания таких сварных швов выше, чем материалов корпуса реак- тора ВВЭР-440, что реализуется непрерывным рос- том по мере облучения плотности радиационно- индуцированных Ni-Mn-Si-oбогащенных преципи- татов, а также усилением сегрегационных процес- сов. В результате радиационное охрупчивание об- разцов-свидетелей металла сварных швов корпуса реаторов ВВЭР-1000 с высоким содержанием нике- ля (более 1,65 %) оказалось выше нормативного [2]. По этой причине такие сварные швы являются наи- более критичными элементами, ограничивающими срок службы корпуса и установки в целом. В настоящее время во всем мире стоит задача продления срока службы корпуса реактора до 60 и более лет. Для реакторов ВВЭР-1000 обоснование продления срока службы в случае низкого содержа- ния никеля в металле сварных швов можно осуще- ствить посредством переаттестации материалов дей- ствующих корпусов до более высокого флюенса, а для ряда корпусов с высоким содержанием никеля (более 1,65 %) для продления срока службы наряду с конструктивными решениями необходимо прове- дение восстановительного отжига критичных свар- ных швов (расположенных напротив центра актив- ной зоны и вследствие чего подверженных наи- большей радиационной нагрузке). Подобный способ восстановления свойств металла сварных швов был успешно применен для корпусов реакторов ВВЭР- 440, однако различия в химическом составе, конст- рукциях и условиях эксплуатации требуют для кор- пусов реакторов ВВЭР-1000 выбора других темпе- ратурно-временных режимов восстановительного отжига. Поскольку радиационное охрупчивание обу- словлено структурными изменениями, происходя- щими в материалах под облучением, выбор режима восстановительного отжига определяется требова- нием выполнения следующих структурных критери- ев, а именно: - растворения образовавшихся под облучением радиационных дефектов и радиационно- индуцированных преципитатов; - снижения или отсутствия увеличения уровня зернограничных сегрегаций; - отсутствия увеличения темпа накопления ра- диационно-индуцированных изменений структуры и увеличения уровня зернограничных сегрегаций при повторном после восстановительного отжига облу- чении. Для оценки эффективности отжига и определе- ния достижимого радиационного ресурса при по- следующей эксплуатации отожженных корпусов необходимо подтвердить высокую степень восста- новления свойств при выбранном температурно- временном режиме, а также исследовать кинетику радиационного охрупчивания при повторном облу- чении. Эта задача наиболее эффективно реализуется при ускоренном повторном облучении образцов материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000, про- шедших восстановительный отжиг, до флюенса, соответствующего 60-летнему сроку службы корпу- ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2010. №5. 50 Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (96), с. 50-57. mailto:evgenia-orm@yandex.ru са, например, в исследовательском реакторе ИР-8. При этом плотность потока быстрых нейтронов (Е > 0,5 МэВ) на два-три порядка величины превы- шает значения, характерные для стенки корпуса, поэтому при анализе результатов ускоренного облу- чения должно быть учтено возможное влияние плотности потока быстрых нейтронов так называе- мого «эффекта флакса». Исходя из структурных параметров и особенно- стей химического состава в работе выбраны темпе- ратурно-временные режимы восстановительного отжига материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с высоким содержанием никеля на примере металла сварного шва Балаковской АЭС, блок 1 (Бал. АЭС- 1) и Калининской АЭС, блок 1 (Клн. АЭС-1) (1,89 и 1,76 % никеля соответственно). Эффективность вос- становительного отжига доказана результатами ис- пытаний и исследований образов после повторного ускоренного облучения до флюенса, соответствую- щего продлению срока службы до 60 и более лет. МАТЕРИАЛЫ И МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЙ Исследовались образцы металла сварных швов с высоким содержанием никеля (более 1,65 %) как материалы с наиболее высоким темпом радиацион- ного охрупчивания и требующие проведения вос- становительного отжига корпусов блоков реакторов ВВЭР-1000. Химический состав этих материалов приведен в табл. 1. Таблица 1 Химический состав исследованных материалов СШ Св-10ХГНМАА Элемент Бал. АЭС-1 Клн. АЭС-1 C Si Mn Cr Ni Mo Cu S P V 0,06 0,33 0,99 1,74 1,89 0,67 0,03 0,019 0,011 0,01 0,04 0,28 0,98 1,71 1,76 0,66 0,04 0,006 0,010 - Важно отметить, что содержание никеля в ис- следованных образцах находится на верхнем преде- ле диапазона, характерного для материалов подоб- ного типа, и определяет их высокую степень радиа- ционного охрупчивания. Содержание меди и фос- фора невелико и соответствует средним значениям для материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000. Первично облученные образцы представляют собой образцы-свидетели третьих лучевых комплек- тов корпусов реакторов ВВЭР-1000 (Балаковской АЭС, блок 1 и Калининской АЭС, блок 1). На по- вторное после отжига ускоренное облучение в кана- лы исследовательского реактора ИР-8 устанавлива- лись половинки испытанных образцов-свидетелей тех же комплектов. Параметры облучения показаны в табл. 2. Таблица 2 Параметры облучения образцов Материал F, 1022 м-2 Т, ○C φ, (×1014), с-1·м-2 Первичное облучение образцов-свидетелей размером 10×10×55 мм Бал. АЭС-1 Клн. АЭС-1 34,4 44,3 295 295 2…4 2…4 Повторное после отжига облуче- ние малоразмерных образцов 5×5×27,5 мм (изготовлены из об- разцов-свидетелей) Бал. АЭС-1 50,0 28,5 1760 206 Клн. АЭС-1 28,8 289 206 Сдвиг критической температуры хрупкости оп- ределяли по результатам испытаний образцов Шар- пи или мини-Шарпи с V-образным надрезом. Фрактографическим исследованиям подвергали половинки испытанных на ударный изгиб образцов. Поверхности разрушения исследовали на рентге- новском микроанализаторе SXR-50 в радиоактив- ном исполнении (фирма "Cameca", Франция), уста- новленном в защитной камере. Долю участков с различным типом разрушения в общей поверхности излома после испытаний при различных температу- рах оценивали методом Глаголева [3]. Относитель- ная погрешность определения доли хрупкого раз- рушения в поверхностях разрушения образцов при фрактографических исследованиях не хуже 10…15 %. Трансмиссионные электронно-микроскопичес- кие исследования проводили с использованием электронного микроскопа TECHNAI-200 (FEI, США) при ускоряющем напряжении 200 кВ. При определении плотности радиационных дефектов и преципитатов измеряли толщину образца на иссле- дуемом участке с использованием метода дифрак- ции электронов в сходящемся пучке [4]. При этом относительная погрешность измерений не хуже 10…15 %. ПРЕДПОСЫЛКИ ВЫБОРА РЕЖИМА ВОССТАНОВИТЕЛЬНОГО ОТЖИГА Режим отжига выбирался для металла сварного шва Балаковской АЭС, блок 1 с последующей про- веркой для Калининской АЭС, блок 1. Таблица 3 Предел текучести образцов после различных режимов отжига Бал. АЭС, блок 1 Состояние ΔRp02, МПа Исходное 0 Облучение 95 Отжиг 490 оС/10ч 19 Отжиг 530 оС/10ч 20 Отжиг 530 оС/15ч 22 Отжиг 530 оС/30ч 28 Отжиг 550 оС/10ч 11 Отжиг 550 оС/30ч 3 51 При выборе температуры восстановительного отжига были проведены предварительные отжиги металла сварного шва Балаковской АЭС, блок 1 с измерением предела текучести (табл. 3). Видно, что уже после отжига при 500 ºС наблюдается снижение сдвига предела текучести до исходных значений. Для значительного растворения радиационных дефектов и радиационно-индуцированных преципи- татов достаточно температуры отжига 475 оС, кото- рая используется при проведении восстановитель- ного отжига сварных швов реакторов ВВЭР-440. Однако температура отжига для минимизации раз- вития сегрегационных процессов должна быть выше «носа» С-образной кривой (температурного интер- вала максимального развития обратимой отпускной хрупкости). Как известно [5], повышение содержа- ние никеля в корпусных сталях реакторов ВВЭР- 1000 по сравнению с материалами ВВЭР-440 (кото- рое было осуществлено для улучшения прокаливае- мости) способствует увеличению темпа охручива- ния за счет усиления процессов отпускной хрупко- сти. На рис. 1 приведены температурно-временные диаграммы изотермического охрупчивания Cr-Ni- Mo-сталей (по данным [6]). Рис. 1. Зависимость температуры максималь- ного проявления обратимой отпускной хрупкости от содержания никеля в стали (выдержка 100 ч) Видно, что для сталей корпусов ВВЭР-1000 с со- держанием никеля 1…3 % максимум охрупчивания (так называемый «нос» С-образной кривой) прихо- дится на интервал 510…530 оС. Таким образом, температура восстановительного отжига сварных швов реакторов ВВЭР-1000 с повышенным содер- жанием никеля (более 1,65 %) должна быть выше этих значений, но в допустимых пределах с точки зрения конструкционных особенностей корпуса. Поскольку измерение предела текучести показа- ло, что практически полный возврат, т.е. растворе- ние радиационно-индуцированных преципитатов и радиационных дефектов для металла сварного шва Балаковской АЭС наблюдается уже при отжиге при температурах 530…550 оС, основным лимитирую- щим фактором при выборе режима отжига, который обеспечивает восстановление свойств до уровня, необходимого для продления срока службы до 60 лет, является развитие отпускной хрупкости. Исходя из изложенных выше соображений для выбора режима отжига исследовались следующие режимы обработки образцов металла сварного шва Балаковской АЭС, блок 1: режим 1 – 535 oC в тече- ние 100 ч; режим 2 – в интервале температур 535…580 oC в течение 30 ч; режим 3 – в интервале температур 535…580 oC в течение 100 ч. РЕЗУЛЬТАТЫ ФРАКТОГРАФИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ ОБРАЗЦОВ ВВЭР-1000 Анализ результатов испытаний и фрактографи- ческих исследований образцов, отожженных при различных режимах, позволил выбрать такой режим отжига, который, наряду с высокой степенью воз- врата структуры и свойств, минимизировал бы раз- витие сегрегационных процессов в материале. Об охрупчивании по механизму образования сегрегаций примесей на границах зерен под облуче- нием судят по появлению в изломах образцов после ударных испытаний участков хрупкого межзеренно- го разрушения наряду с участками скола, квазискола и вязкого транскристаллитного разрушения, харак- терных для необлученного состояния. В сталях с ОЦК-решеткой появление в изломах образцов хрупкого межзеренного характера разру- шения обычно связано с развитием обратимой отпу- скной хрупкости, которая обусловлена сегрегацией на границы зерен примесей (прежде всего - фосфо- ра). Развитие обратимой отпускной хрупкости опре- деляется термодинамическими и диффузионными параметрами, которые при данных температуре и времени выдержки обеспечивают заметную сегрега- цию примесей на границах зерен [5]. Принято счи- тать, что радиационно-стимулированная диффузия фосфора и большая длительность процесса облуче- ния приводят к тому, что образование подобных сегрегаций наблюдается при более низких темпера- турах, чем это характерно для развития обратимой отпускной хрупкости в сталях без облучения, а именно, при рабочих температурах корпусов реак- торов (~290 °С). Таким образом, наличие в изучен- ных образцах участков с хрупким межзеренным ха- рактером разрушения свидетельствует об образова- нии в стали зернограничных сегрегаций фосфора. Результаты фрактографических исследований металла сварного шва Балаковской АЭС, блок 1 приведены в табл. 4. При фрактографических исследованиях для каж- дого состояния исследовали несколько образцов с определением доли структурных составляющих и среднего размера зерна в изломе. Для дальнейшего анализа были отобраны образцы с близкими сред- ними значениями размеров зерен (100…150 мкм), испытанные при температурах в интервале макси- мального проявления хрупкого межзеренного раз- рушения. Это обусловлено влиянием размера зерна на долю хрупкого межзеренного разрушения: чем больше размер зерна, тем больше, при прочих рав- ных условиях, доля хрупкого межзеренного разру- шения. Значение доли хрупкого межзеренного раз- 52 рушения для этих образцов и было приписано для каждого состояния. Таблица 4 Доля хрупкого межзеренного разрушения по ре- зультатам фрактографических исследований Балаковской АЭС, блок 1 (средний размер зерна 100…150 мкм) Состояние F, 1022 м-2 Бал. АЭС-1 η, % Исходное 0 5 Первичное облучение 34,4 20 Отжиг по режиму 1 34,4 25 Отжиг по режиму 2 34,4 20 Отжиг по режиму 3 34,4 5 Повторное сверхуско- ренное облучение 50,0 5 Повторное ускоренное облучение 28,5 5 Доля хрупкого межзеренного разрушения наряду со сдвигами температуры хрупкости и предела те- кучести в различных состояниях для металла свар- ного шва Балаковской АЭС-1 показаны на рис. 2 (результаты механических испытаний взяты из [7]). Рис. 2. Изменение доли хрупкого межзеренного раз- рушения, сдвига предела текучести и температуры хрупкости при различных режимах отжига и по- вторном ускоренном облучении металла сварного шва Бал. АЭС, блок 1: 0 – исходное состояние; 1 - первичное облучение; 2 – отжиг по режиму 1; 3 - отжиг по режиму 2; 4 – отжиг по режиму 3; 5 - повторное ускоренное облучение; 6 – повторное сверхускоренное облучение Из табл. 3 и рис. 2 видно, что первичное облуче- ние до флюенса 34,4·1022 м-2 приводит к повышению предела текучести и температуры хрупкости, а так- же к образованию сегрегаций фосфора на границах зерен в изученном сварном шве (наблюдается до 20 % хрупкого межзеренного разрушения в изломах испытанных образцов). Отжиг при температуре 535 оС в течение 100 ч приводит к увеличению доли хрупкого межзеренно- го разрушения в поверхностях разрушения образ- цов, т.е. к увеличению уровня зернограничных сег- регаций. Температура отжига при таком режиме находится в интервале максимального проявления отпускной хрупкости (см. рис. 1). Увеличение температуры отжига (режим 2) не приводит к изменению доли хрупкого межзеренного разрушения по сравнению с состоянием после облу- чения. Дальнейшее увеличение длительности вы- держки с 30 до 100 ч (режим 3) вызывает снижение доли хрупкого межзеренного разрушения до 5 %, т.е. растворение образовавшихся в процессе экс- плуатации сегрегаций. Для проверки выбранного режима отжига были проведены фрактографические исследования ото- жженных и повторно ускоренно облученных образ- цов металла сварного шва 1-го блока Калининской АЭС, близкого по химическому составу сварного шва Балаковской АЭС (1,76 % Ni для Калининской АЭС и 1,88 % Ni для Балаковской АЭС). Результаты исследований приведены в табл. 5. Повторное после восстановительного отжига ус- коренное облучение образцов до флюенсов 28,5·1022 м-2 и 50,0·1022 м-2 не увеличивает уровень сегрегаций фосфора на границах зерен по сравне- нию с отожженным состоянием (доля хрупкого межзеренного разрушения в исследованных образ- цах остается на уровне 5 и 10 % для Балаковской и Калининской АЭС соответственно). Таблица 5 Доля хрупкого межзеренного разрушения η в образ- цах металла сварного шва Калининской АЭС, блок 1 (средний размер зерна 100…150 мкм) Состояние F, 1022 м-2 Кал. АЭС-1 η, % Исходное 0 5 Облучение первичное 44,4 10 Отжиг по режиму 3 44,4 10 Повторное ускорен- ное облучение 28,8 10 Таким образом, вклад механизма образования зернограничных сегрегаций в повторное после вос- становительного отжига радиационное охрупчива- ние исследованных сварных швов реакторов ВВЭР- 1000 при ускоренных условиях облучения не столь значителен, однако стоит учитывать, что при экс- плуатации реальных отожженных корпусов в тече- ние 15…30 лет этот вклад может быть несколько выше. РЕЗУЛЬТАТЫ ЭЛЕКТРОННО- МИКРОСКОПИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ В табл. 6 и на рис. 3 представлены результаты электронно-микроскопических исследований образ- цов металла сварных швов Балаковской АЭС, блок 1 и Калининской АЭС, блок 1. Полученные результаты позволяют сформулиро- вать следующие особенности изменения нанострук- туры материалов реакторов ВВЭР-1000 под дейст- вием первичного облучения, восстановительного отжига и повторного ускоренного облучения. Облучение корпусных сталей реакторов ВВЭР- 1000 приводит к образованию: 51 53 • радиационных дефектов в виде "черных то- чек" (дислокационных петель); • округлых наноразмерных преципитатов раз- мерами 3…5 нм, распределенных гомогенно в объе- ме зерен металла (см. рис. 3). По данным [1] эти преципитаты обогащены никелем, марганцем и кремнием в металле сварного шва и никелем и кремнием – в основном металле. Основное отличие в эволюции наноструктуры материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 заключается в том, что в случае материа- лов ВВЭР-440 радиационно-индуцированные пре- ципитаты обогащены медью и выделяются при со- держании меди более 0,1%, т. е. под облучением происходит исчерпание матричного содержания меди и снижение плотности радиационно- индуцированных преципитатов при росте их сред- них размеров [6]. Для материалов реакторов ВВЭР- 1000 радиационно-индуцированные преципитаты обогащены никелем и марганцем (легирующими элементами), и исчерпания их матричного содержа- ния не происходит, что приводит к монотонному росту плотности радиационно-индуцированных преципитатов [8]. Таблица 6 Результаты электронно-микроскопических исследований СШ ВВЭР-1000 Состояние Nпетель, 1021 м-3 <d>петель, нм Nпрец, 1021 м-3 <d>прец, нм Балаковская АЭС, блок 1 Первичное облучение F=34,4·1022 м-2 5…6 3…4 80…100 3…4 Отжиг по режиму 3 – – 1…2 11…13 Повторное сверхускоренное облучение F=50,0·1022 м-2 6…7 5…6 50…60 4…5 Повторное ускоренное облу- чение F=28,5·1022 м-2 2…3 4…5 20…30 2…3 Калининская АЭС, блок 1 Первичное облучение F=24,0·1022 м-2 3…4 3…4 50…70 2…3 Отжиг по режиму 3 – – 1…2 10…12 Повторное ускоренное облу- чение F=28,8·1022 м-2 2…3 4…5 15…25 2…3 Первичное ускоренное облу- чение F=28,8·1022 м-2 2…3 4…5 40…50 2…3 Рис. 3. Электронно-микроскопческие изображения радиационно-индуцированных преципитатов в металле сварного шва реактора ВВЭР-1000 при первичном облучении (а), восстанови- тельном отжиге (б), повторном ускорен- ном облучении (в) 52 54 Восстановительный отжиг приводит к практиче- ски полному исчезновению дислокационных петель и существенному растворению радиационно- индуцированных преципитатов (плотность данных преципитатов уменьшается примерно в 50 раз). Как следует из табл. 6, растворение одних преципитатов сопровождается некоторым ростом размеров других преципитатов, оставшихся нерастворенными. Повторное после восстановительного отжига ус- коренное облучение вновь приводит к появлению радиационно-индуцированных структурных состав- ляющих: дислокационных петель и радиационно- индуцированных преципитатов. Однако при этом плотность образовавшихся преципитатов в 1,5–2 раза меньше, чем при первичном облучении при примерно равных значениях их размеров, а плот- ность вновь образовавшихся при повторном уско- ренном облучении дислокационных петель оказа- лась выше, чем при первичном облучении, при не- сколько большем их размере. Увеличение плотности радиационных дефектов можно объяснить тем, что флюенс при повторном ускоренном облучении в 1,5 раза выше флюенса, достигнутого при первичном облучении. Совокупное отличие размеров и плотностей ра- диационно-индуцированных элементов структуры при повторном после восстановительного отжига ускоренном облучении по сравнению с аналогич- ными параметрами после первичного облучения обуславливает более низкий темп радиационного охрупчивания исследованного сварного шва реакто- ра ВВЭР-1000. При этом, как отмечалось ранее, необходимо иметь в виду, что повторное облучение проводилось при плотности потока быстрых нейтронов, в ~400 раз превышающей плотность потока быстрых ней- тронов при первичном облучении, что требует учета так называемого «эффекта флакса». ОБСУЖДЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ Проведенные структурные исследования позво- ляют выбрать и обосновать режим восстановитель- ного отжига корпусов с высоким (более 1,65%) со- держанием никеля. На рис. 4 показаны обобщенные результаты электронно-микроскопических исследований для материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000, полу- ченные как для исследованных в данной работе сварных швов, так и для других швов, близких по содержанию никеля – элемента, наиболее значимым образом влияющего на радиационное охрупчивание корпусных сталей ВВЭР-1000, а также для основно- го металла [7]. Из рис. 4 видно: • темп накопления радиационно- индуцированных преципитатов и радиационных дефектов в сварном шве гораздо выше, чем в основ- ном металле, что и обуславливает существенно больший темп его охрупчивания; • облучение с большей в 50…400 раз плотно- стью потока быстрых нейтронов (при большем флаксе) приводит к образованию преципитатов не- сколько меньшей плотности, чем в условиях облу- чения в действующем реакторе, что свидетельствует о наличии «эффекта флакса»; • темп накопления радиационно- индуцированных изменений структуры при повтор- ном после отжига ускоренном облучении образцов металла сварного шва реактора ВВЭР-1000 ниже, чем при первичном облучении и определяет мень- ший темп повторного радиационного охрупчивания. Это позволяет рассчитывать на продление срока службы корпусов до 60 и более лет. Рис. 4. Дозовая зависимость плотности радиацион- но-индуцированных преципитатов (а) и радиацион- ных дефектов - дислокационных петель (б) для ма- териалов реакторов ВВЭР-1000: ● – при первичном облучении металла сварного шва низкой плотно- стью потока быстрых нейтронов; ○ – при первич- ном облучении металла сварного шва высокой плотностью потока быстрых нейтронов; ▲ – при первичном облучении основного металла высокой плотностью потока быстрых нейтронов; – при повторном после отжига облучении метал- ла сварного шва высокой плотностью потока бы- стрых нейтронов Сравнение результатов исследования тонкой структуры с результатами механических испытаний [7] (на примере сварного шва) позволяет сформули- ровать ряд общих закономерностей по влиянию ха- рактера радиационно-индуцированных структурных изменений материалов корпусов ВВЭР-1000 на их свойства после облучения, восстановительного от- жига и повторного ускоренного облучения. Отжиг по выбранному режиму обеспечивает достаточно полное восстановление структуры облу- ченных сварных швов. При этом темп радиационно- 51 55 го охрупчивания сталей коррелирует с темпом на- копления радиационно-индуцированных изменений структуры. Исчезновение дислокационных петель и резкое уменьшение плотности преципитатов в про- цессе восстановительного отжига приводит к почти полному восстановлению свойств сварного шва. Повторное ускоренное облучение вновь приводит к появлению радиационно-индуцированных нанораз- мерных структурных составляющих. Однако суще- ственно меньшая суммарная плотность преципита- тов и дислокационных петель, образовавшихся в процессе повторного облучения, по сравнению с первичным облучением и обусловила меньший темп повторного радиационного охрупчивания. Вероят- но, неполное растворение радиационно- индуцированных преципитатов в процессе восста- новительных отжигов и, как следствие, неполный возврат химического состава матрицы в исходное состояние привели к тому, что плотность радиаци- онно-индуцированных преципитатов при повторном облучении, несмотря на 1,5 раза большую дозу об- лучения, оказалась существенно ниже и соответст- венно ниже темп повторного охрупчивания. Таким образом, на основании структурных ис- следований и механических испытаний выбран и обоснован режим восстановительного отжига кор- пусов реакторов ВВЭР-1000 с повышенным содер- жанием никеля, обеспечивающий последующую эксплуатацию корпуса до суммарного ресурса более 60 лет. Показано: • темп радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 вы- ше, чем основных металлов; • радиационное охрупчивание корпусных ста- лей обусловлено радиационным упрочнением в ре- зультате радиационно-индуцированных изменений их наноструктуры, а также образованием зерногра- ничных сегрегаций фосфора; • максимум температурного интервала прояв- ления обратимой отпускной хрупкости увеличива- ется по мере повышения содержания никеля в стали, что потребовало повышения температуры восстано- вительного отжига для сварных швов реакторов ВВЭР-1000 с повышенным содержанием никеля; • выбранные температурно-временные пара- метры восстановительного отжига сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с повышенным со- держанием никеля обеспечивают достаточно полное восстановление структуры и свойств облученных материалов до уровня, необходимого для продления срока службы до 60 лет, а также минимизируют раз- витие сегрегационных процессов в материале; • темп повторного после отжига охрупчивания при ускоренном облучении ниже, чем при первич- ном облучении; • при повторном после восстановительного от- жига ускоренном облучении обнаружено наличие «эффекта флакса». Дальнейшие исследования необходимо напра- вить на определение механических свойств анти- коррозионной наплавки в процессе отжига и харак- теристик её охрупчивания при облучении после от- жига; уточнение приемлемых допусков по темпера- туре и скоростям охлаждения, проведение оценки и прогноз по сопротивлению хрупкому разрушению основного металла в зонах корпуса реактора, под- верженных температурам, близким к интервалу от- пускной хрупкости; уточнение расчетной схемы распределения температур по сечениям корпуса ре- актора, а также на расчет внутренних напряжений в корпусе реактора, которые могут возникнуть в про- цессе проведения восстановительного отжига, в том числе в антикоррозионной наплавке. Работа выполнена в рамках лота ФЦП Федераль- ного агентства по науке и инновациям, государст- венный контракт 02.523.12.3012. ЛИТЕРАТУРА 1. M.K. Miller, A.A. Chernobaeva, Y.I. Shtrombakh et al. Evolution of the nanostructure of VVER-1000 RPV materials under neutronirradiation and post ir- radiation annealing // J. Nucl. Mat. 2009, v.385, p. 615–622. 2. Yu.A. Nikolaev. Radiation embrittlement of Cr-Ni- Mo and Cr-Mo RPV steels // J. of ASTM Intern. 2007, v. 4, № 8, p. 1–17. 3. С.А. Салтыков. Стереометрическая металло- графия. М.: «Металлургия», 1976, 271 с. 4. P.M. Kelly, A. Jostsons, R.G. Blake, J.G. Napier. The determination of foil thickness by scanning transmission electron microscopy // Phys. Status So- lidi (A). 1975, v.31, p.771. 5. Л.M. Утевский, E.E. Гликман, Г.С. Kарк. Обра- тимая отпускная хрупкость стали и сплавов железа. М.: «Металлургия», 1985, 271 с. 6. Г.С. Карк, А.А Астафьев. Отпускная хрупкость низколегированных Cr-Ni-Mo-сталей // Труды ЦНИИТМАШ. М., 1983, №177. 7. Я.И. Штромах, Б.А. Гурович, Е.А. Кулешова и др. Исследование влияния отжига облученных материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000, обеспечивающего восстановление их микро- структуры и свойств до уровня, необходимого для продления срока службы до 60 лет // Pro- ceedings of the eleventh international conference on material issues in design, manufacturing and opera- tion of nuclear power plants equipment 14-18 June 2010, St. Petersburg, Russia, v. 1, p.46-55. 8. E.A. Kuleshova, B.A. Gurovich, Ya.I. Shtrombakh, et al. Microstructural behavior of VVER-440 reactor pressure vessel steels under irradiation to neutron fluences beyond the design operation period. // J. Nucl. Mater. 2005, v. 342, № 1-3, p. 77–89. Статья поступила в редакцию 30.08.2010 г. 52 56 СТРУКТУРНІ КРИТЕРІЇ ВИБОРУ РЕЖИМА ВІДНОВЛЮВАЛЬНОГО ВІДПАЛУ МАТЕРІАЛІВ КОРПУСІВ РЕАКТОРІВ ВВЕР-1000 Б.А. Гурович, Я.І. Штромбах, Є.А. Кулешова, С.В. Федотова На підставі структурних критеріїв вибраний і обгрунтований режим відновлювального відпалу зварю- вальних швів корпусів реакторів ВВЕР-1000 з підвищеним вмістом нікелю (більше 1,65%), що забезпечує продовження терміну служби проблемних корпусів до 60 і більше років. STRUCTURAL CRITERIA OF RECOVERY ANNEALING REGIME SELECTION FOR VVER-1000 REACTOR PRESSURE VESSEL MATERIALS B.A. Gurovich, Ya.I. Shtrombakch, E.A. Kuleshova, S.V. Fedotova In this paper on the strength of structural criteria the recovery annealing regime for VVER-1000 welds with high nickel content (more than 1,65%) which provides lifetime extension for 60 years and more had been selected and validated. 51

Структурные критерии выбора режима восстановительного отжига материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000

Institution

Ähnliche Einträge