2
СОДЕРЖАНИЕ
ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ.................................................5
Глава 1. Общая характеристика радиационных явлений в облученных нейтронами аустенитных сталях и сплавах...............................................12
1.1. Общая характеристика микроструктуры и радиационной пористости........15
1.1.1. Закономерности распада пересыщенных твердых растворов..........15
1.1.2. Фазовый распад в аустенитных нержавеющих сталях, используемых в атомной энергетике, при старении................................20
1.2. Закономерности распада твердого раствора аустенита при облучении.....22
1.2.1. Фазовые превращения под облучением в сталях и сплавах атомной энергетики......................................................22
1.2.2. Связь выделения вторичных фаз и радиационной пористости........24
1.2.3. Эволюция дислокационной структуры..............................27
1.3. Закономерности в развитии радиационной пористости, распухания в
облученных сталях и сплавах...........................................31
1.3.1. Зависимость макропараметров процесса распухания от условий облучения. 31
1.4. Взаимосвязь радиационной ползучести и распухания аустенитных сталей, облученных в реакторе БОР-60........................................35
1.5. Радиационное упрочнение и охрупчивание аустенитных сталей и сплавов, взаимосвязь радиационно-индуцированных изменений механических свойств с микроструктурой и распуханием.......................................38
Глава 2. Объекты исследования и методические вопросы проведения экспериментов..............................................................45
2.1. Условия облучения исследованных элементов, облученных нейтронами в реакторах ВВЭР-1000, СМ, БОР-60.....................................1в
2.2. Шестигранные чехлы ТВС активной зоны и экранных сборок реактора БОР-60, изготовленные из стали 12Х18Н10Т....................................51
2.3. Элементы ТВС из промышленных и опытных сталей и сплавов реакторов на
быстрых нейтронах.....................................................53
2.4. Методы исследований..............................................59
з
Глава 3. Микроструктура и фазовые превращения в сталях типа Х18Н10Т аустенитного класса, облученных в различных реакторах....................... 63
3.1. Исходная структура......................................................64
3.2. Микроструюура и вакансионная пористость стали после нейтронного облучения.64
3.2.1. Облучение в реакторе ВВЭР-1000 ....................................65
3.2.2. Облучение в реакторе СМ............................................68
3.2.3. Облучение в экране реактора БОР-60 при небольших повреждающих дозах..............................................................73
3.2.4. Облучение в качестве чехлов ТВС активной зоны реактора БОР-60......76
3.2.5. Облучение в качестве чехлов экранных сборок реактора БОР-60........82
3.3.Обсуждение результатов исследований микроструктуры и пористости в стали
Х18Н10Т облученной в различных реакторах..................................87
Выводы по главе...........................................................92
ГЛАВА 4. Закономерности развития вакансионной пористости и распухания аустенитных сталей..............................................................94
4.1. Закономерности влияния параметров облучения на распухание и вакансионную пористость аустенитных сталей и сплавов.................................94
4.1.1. Распухание сталей аустенитного класса с основой Х16Н15.............94
4.1.2. Распухание аустенизированной стали 12Х18Н10Т. Влияние скорости набора повреждающей дозы на распухание............................103
4.2. Влияние предварительной термомеханической обработки на вакансионную пористость и радиационное распухание аустенитных сталей................111
4.3. Сравнение влияния холодной, теплой и горячей деформаций на распухание
аустенитных сталей и сплавов.............................................117
4.3. Влияние напряжений на распухание и параметры вакансионной пористости аустенитных сталей.....................................................124
Выводы по главе..............................................................139
Глава 5. Радиационная ползучесть аустенитных сталей при низких температурах
облучения.....................................................................142
5.1. Зависимость деформации ползучести от параметров облучения и химического состава аустенитных сталей...................................................146
4
5.2. Расчет модулей ползучести, зависимости модуля ползучести от повреждающей дозы и эквивалента никеля.................................................150
5.3. Взаимосвязь радиационной ползучести и радиационного распухания 152
5.4. Взаимосвязь радиационной ползучести и распухания в реальных элементах реакторов на быстрых нейтронах......................................156
Выводы по главе...........................................................159
Глава 6. Радиационно-индуцированные изменения механических свойств сталей и сплавов.....................................................................161
6.1. Низкотемпературное упрочнение стали 06Х18Н10Т, облученной в реакторе ВВЭР-1000...........................................................164
Выводы по первой части главы..............................................172
6.2. Механические свойства аустенитных сталей и сплавов в температурном интервале существования распухания..................................173
6.2.1. Характер разрушения сильнораспухающих образцов сталей..........176
6.2.2. Основные макрочерты радиационного охрупчивания аустенитных сталей, вызванного распуханием..........................................179
6.2.3. Дозно - температурная область существования радиационного охрупчивания, вызванного распуханием............................180
6.2.4. Микроструктурные аспекты ОВР...................................182
6.3.5. Механизмы ОВР..................................................187
6.2.6. Влияние трещин в образцах аустенитных сталей, облученных до высоких повреждающих доз, на их механические свойства...........196
6.2.7. Влияние отжига на параметры микроструктуры и механические свойства распухающих сталей..............................................202
6.3. Исследования разрушения шестигранников ТВС реактора БОР-60...........204
Выводы по второй части главы..............................................204
Основные выводы........................................................... 205
Список литературы...........................................................208
5
ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ
Актуальность работы. Развитие атомной энергетики в ближайшие годы будет связано не только со строительством новых атомных станций, но и с продлением назначенного срока службы уже действующих реакторов ВВЭР, что отражено во многих межотраслевых программах как одно из наиболее актуальных направлений политики Федерального Агентства по Атомной энергии. Обоснование длительного (30 лет) проектного срока эксплуатации ядерных реакторов ВВЭР и продление его на 10-15 лет и далее потребовало изучения закономерностей низкотемпературной радиационной повреждаемости аустенитных сталей, облученных нейтронами при условиях эксплуатации, характерных для различных устройств и частей этих реакторов.
Особенностью элементов внутрикорпусных устройств ВКУ и, в первую очередь, выгородки реактора ВВЭР-1000, является то, что в процессе эксплуатации (за 30 лет) они накапливают весьма значительную нейтронную повреждающую дозу (по разным оценкам максимальная повреждающая доза составляет от 50 до 75 смещений на атом) и имеют достаточно высокий уровень температур в массиве выгородки (по некоторым оценкам от 280 до 460 °С), обусловленный поглощением у - квантов и нейтронов. В силу того, что температуры и повреждающие дозы в сечениях выгородки реактора ВВЭР-1000 имеют большие градиенты, возможно возникновение больших внутренних напряжений, которые по оценкам могут оказаться выше исходного предела текучести материала ВКУ.
При таких условиях эксплуатации в материалах различных конструкций ВКУ будут проявляться такие радиационные явления как: радиационно - индуцированное изменение микроструктуры, радиационное распухание, ползучесть, упрочнение и охрупчивание и их взаимосвязь. Присутствие градиентов температур, повреждающих доз и напряжений лишь усилит эти эффекты.
При низких температурах облучения наблюдаются радиационно - индуцированные сегрегации основных элементов стали (№, Сг, Ре) на стоках дефектов, поэтому важно исследовать не только сталь 08Х18Н10Т - материал ВКУ реакторов ВВЭР, но и близкие по составу аустенитные стали, позволяющие распространить частные выводы, относящиеся к отдельным сталям, на весь класс аустенитных сталей.
6
Различные аспекты исследований радиационных явлений и их взаимосвязей в аусте-нитных сталях при низких температурах облучения отнесены к числу наиболее принципиальных задач и актуальных фундаментальных и прикладных исследований и включены в программы различного уровня, в том числе отраслевые и межотраслевые.
Теоретической основой, которая предопределила успешное решение поставленной проблемы, и исходной базой для исследований явились труды ученых в области реакторного материаловедения, радиационной физики конденсированных сред (твердого тела): Н.П. Агаповой, В.Н. Быкова, Г.Г. Бондаренко, С.Н. Вотинова, Б.Н. Гощицкого, А.Г. Залужного, А.Г. Иолтуховского, Б.А. Калина, Ю.В. Конобеева, С.Т. Конобеев-ского, И.М. Неклюдова, З.Е. Островского, А.М. Паршина, П.А. Платонова, В.И. Прохорова, Ф.Г. Решетникова, В.Ф. Реутова, В.В. Сагарадзе, В.К. Шамардина, В.А. Цы-канова и других советских, российских и зарубежных ученых.
В этой связи определение закономерностей низкотемпературной радиационной повреждаемости аустенитных нержавеющих сталей при температурах облучения (265-460 °С) при возможных в ВКУ повреждающих дозах (3-100 сна) при эксплуатации в течение 30 и далее до 45 лет позволяет обосновать продление назначенного срока службы реакторов ВВЭР, что можно квалифицировать как решение научной проблемы, имеющей важное народнохозяйственное значение.
Цель работы - экспериментальное определение закономерностей низкотемпературной радиационной повреждаемости: распухания, ползучести, изменения микроструктуры и механических свойств в аустенитных сталях, облученных в различных реакторах в условиях характерных для ВКУ ВВЭР (Тобл.= 265-460 °С, повреждающая доза 3-100 сна, напряжения) для обоснования и продления их назначенного срока службы.
Для достижения цели были решены следующие задачи:
• уточнена эволюция радиационно-индуцированной микроструктуры российских сталей аустенитного класса с основами Х18Н10 и Х16Н15 после облучения в различных реакторах при низких температурах облучения;
• выявлены и уточнены закономерности влияния повреждающей дозы, скорости набора повреждающей дозы, напряжений, температуры облучения и исходного
7
состояния на распухание сталей основами Х18Н10 и Х16Н15 при указанных условиях облучения;
• изучены взаимосвязь радиационной ползучести и распухания аустенитных сталей в экспериментах с разборными материаловедческими пакетами в реакторе БОР-60. Определены зависимости модулей ползучести от повреждающей дозы и химического состава сталей;
• установлены закономерности низкотемпературного радиационного упрочнения аустенитных сталей, облученных в реакторах ВВЭР, взаимосвязь упрочнения с параметрами микроструктуры;
• выявлена взаимосвязь охрупчивания с распуханием и изменениями микроструктуры сталей и сплавов в температурном интервале существования распухания;
• получены данные о взаимосвязи радиационных явлений в реальных элементах ВКУ, активной зоны и экрана различных реакторов.
Научная новизна
• Получены новые систематические комплексные экспериментальные данные по распуханию и формированию вакансионной пористости в аустенитных сталях с основой Х16Н15 и Х18Н10, отличающихся исходными состояниями, облученных в различных реакторах при температурах от 280 до 460 °С в интервале повреждающих доз от 1 до 100 сна.
• Впервые получены данные по влиянию напряжений на параметры микроструктуры и распухания сталей с основой Х16Н15, облученных нейтронами.
• Получены новые данные по влиянию температуры предварительной (исходной) деформации на радиационное распухание и параметры микроструктуры сталей и сплавов аустенитного класса.
• Впервые доказано влияние скорости набора дозы на параметры микроструктуры и радиационное распухание стали Х18Н10Т, а также обнаружен сдвиг распухания в низкотемпературную область при уменьшении скорости набора дозы, что важно для обоснования и продлении срока службы элементов ВКУ реакторов ВВЭР.
• На основе проведения экспериментов в разборных материаловедческих пакетах в реакторе БОР-60 получены новые данные по влиянию условий облучения и химического состава на деформацию и модули радиационной ползучести аустенитных сталей.
8
• Получены новые экспериментальные данные, подтверждающие правильность модели взаимосвязи ползучести и распухания. Определены коэффициенты в этой зависимости для российских аустенитных сталей.
• Получены новые данные по низкотемпературному упрочнению стали Х18Н10Т после низкотемпературного (265-320 °С) облучения в реакторах ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 и его взаимосвязи с параметрами микроструктуры.
• Впервые при исследовании оболочек твэлов, чехлов и других внутрикорпусных устройств реакторов ЮР-60, БН-350 и БН-600, изготовленных из сталей с основой Х16Н15 и Х18Н10, обнаружено новое явление - охрупчивание, вызванное распуханием. Этот тип охрупчивания имеет характерные черты, определяющие его проявление во всех распухающих аустенитных сталях при облучении во всех реакторах на быстрых нейтронах.
Практическая значимость. Полученные результаты важны для понимания физических процессов, протекающих в металлах и сплавах под облучением и возможных причин деградации физико-механических свойств материалов изделий активных зон реакторов на быстрых нейтронах и внутрикорпусных устройств реакторов на тепловых нейтронах.
Обобщенные зависимости радиационных эффектов позволяют прогнозировать поведение материалов при высоких уровнях повреждающих доз, и могут стать основой для принятия решений о продлении назначенного срока службы ВКУ реакторов ВВЭР. Кроме того, эти результаты помогут проводить селекцию радиациогчо-стойких материалов при указанных условиях облучения (265-460 °С, 3-100 сна). Результаты исследований были использованы для:
• принятия решения о продлении ресурса ВКУ блоков №3 и №4 с реакторами ВВЭР-440 НВАЭС, блоков №1 и №2 Кольской АЭС;
• оптимизации химического состава перспективных конструкционных материалов для изделий активных зон ЯЭУ;
• обоснования повторного облучения ТВС с малым выгоранием в реакторе БОР-60, что позволило получить значительный экономический эффект;
• продления назначенного срока службы гильз СУЗ реактора ЮР-60 из нового высоконикелевого сплава;
• определения безопасного срока эксплуатации чехлов ТВС в активной зоне, а также чехлов экранных сборок из аустенитных сталей в реакторе ЮР-60.
9
Апробация работы. Основные результаты диссертационной работы были доложены на Всесоюзных и Международных семинарах и конференциях: 13-22-ой Международных конференциях по влиянию облучения на материалы (АБТМ) в США (1986, 1988, 1990, 1992, 1994, 1996, 1998, 2000, 2002, 2004 гг.), 3-12-ой Международных конференциях по материалам термоядерных реакторов (1СРКМ) (Япония, 1989 г., США, 1991 г., Италия, 1993 г., Россия, 1995 г., Япония, 1997 г., Германия, 2001 г., Япония, 2003 г., США, 2005 г.), 1-7-ой Всесоюзных и Межотраслевых конференциях по реакторному материаловедению (Димитровград, 1980, 1988, 1992, 1995, 1997, 2000, 2003 гг.), Международной конференции «Ядерная и радиационная физика» (Алматы, 1997 г.), XII, XV, XVII Международных конференциях по физике радиационных повреждений и радиационному материаловедению (г. Алушта, Украина, 1998, 2002, 2006 гг.), 2-й Международной конференции по радиационному материаловедению (Алушта, Украина, 1990 г.), Международной конференции по радиационному воздействию на материалы термоядерных реакторов (Ленинград, 1990 г.), 4-й Международной конференции по исследованию и разработке конструкционных материалов для реакторов термоядерного синтеза (Дубна, 1990 г.), Международной конференции по физике радиационных эффектов в металлах (Венгрия, 1991 г.), 4-6-й Международных конференциях «Вклад исследований материалов в разрешение проблем водяных реакторов под давлением» (Фонтенвро, Франция, 1998, 2002, 2006 гг.), Научно-практической конференции Союза материаловедческих обществ России «Новые функциональные материалы и экология» (Москва, 2002 г.), Восьмой и девятой международных конференичях «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС» (Санкт-Петербург - Сосновый Бор, 2004 г., Санкт-Петербург-Пушкин, 2006 г.), на VI, VII Всесоюзных школах по физике радиационных повреждений (г.Алушта, 1987 г., 1989 г.), Технических комитетах МАГАТЭ, посвященных методам исследования топлива водяных реакторов после облучения (Вена, Австрия, 1990), влиянию высоких доз облучения на свойства материалов конструкционных и топливных материалов активных зон перспективных реакторов (Обнинск, 1997 г.), влиянию флакса на свойства реакторных материалов (Гусь-Хрустальный, 2004 г.), поведению ВКУ различных реакторов и их технологии замены и ремонта (Эрланген, Германия, 2004 г.), 3-6-ом Международных Уральских
10
Семинарах «Радиационная физика металлов и сплавов» (Снежинск, 1999, 2001, 2003, 2005 гг.), ХШ-ХУ1 Международных Совещаниях «Радиационная физика твердого тела» (Севастополь, Украина, 2003-2006 гг.), Первой рабочей группе, посвященной неразрушающим измерениям распухания в ВКУ ВВЭР и Р\УЯ (Киото, Япония, 2003), многих семинарах и двухсторонних встречах с российскими и зарубежными специалистами, заседаниях КНТС по реакторному материаловедек.по, КНТС по физике радиационных повреждений материалов атомной техники, Научного совета УрО РАН по радиационной физике твердого тела.
На защиту выносятся;
1. Закономерности влияния повреждающей дозы, температуры облучения, напряжений и скорости набора дозы, характерных для ВКУ ВВЭР, на параметры микроструктуры и распухания аустенитных сталей типа Х18Н10 и Х16Н15, облученных в различных реакторах (БОР-60, БН-350, БН-600, СМ, ВВЭР-1000, ВВЭР-440) в интервале температур 265-460 °С,
2. Результаты сравнительных исследований и закономерности влияния на распухание и вакансионную пористость исходной холодной и теплой деформаций для сталей с основой Х16Н( 15-11).
3. Комплекс результатов исследования радиационной ползучести сталей в реакторе БОР-60 с использованием разборных материаловедческих пакетов, включающие:
• закономерности влияния повреждающей дозы, напряжений и эквивалента никеля на модуль ползучести сталей в интервале повреждающих доз от 3 до 100 сна при температурах облучения 350-420 °С;
• доказательство правильности использования линейной модели, связывающей скорость деформации ползучести и скорость распухания отечественных аустенитных сталей; установление коэффициентов в ней.
4. Результаты исследования и закономерности радиационно - индуцированных изменений механических свойств и их взаимосвязи с микроструктурой аустенитных сталей с основами Х(16-18)Н(10-15), облученных в различных реакторах (ВВЭР-1000, ВВЭР-440, БОР-60) при температурах от 265 до 460 °С.
5. Результаты исследований и закономерности нового явления в аустенитных сталях с основами Х( 16-18)Н( 10-15) - охрупчивания, вызванного распуханием.
11
6. Результаты исследований закономерностей и взаимосвязей радиационных явлений: распухания, ползучести, изменения микроструктуры, упрочнения и охрупчивания в реальных изделиях различных реакторов, ставших составной частью материало-ведческого обоснования продления назначенного срока службы реакторов 3-го и 4-го блоков Нововоронежской и 1-го и 2-го блоков Кольской АЭС.
Совокупность полученных в работе результатов (отмеченных в 1989 году дипломом Лауреата отраслевой премии в области радиационной повреждаемости материалов и некоторые результаты, признанные в 1997 году важнейшими фундаментальными результатами года в области радиационной физики твердого тела), а также сформулированные на их основе выводы можно квалифицировать как решение научной проблемы, имеющей важное народнохозяйственное значение (продление назначенного срока службы внутрикорпусных устройств реакторов ВВЭР).
Личный вклад автора, В период с 1978 по 2006 тт. Неустроев B.C. исполнитель, ответственный исполнитель и руководитель ряда тем по исследованиям радиационных явлений в аустенитных сталях и сплавах, облученных в различных реакторах. Автором осуществлялась постановка задач на исследование сталей и сплавов, статистическая обработка, обобщение и анализ полученных данных, предложение и развитие моделей, непосредственное получение большинства экспериментальных данных, приведенных в работе.
Объем и структура диссертации. Диссертация состоит из введения, семи глав и выводов и изложена на 231 страницах, включая 28 таблиц, 108 рисунков и список литературы из 227 наименований.
Публикации. Всего по теме диссертации опубликовано более 130 статей, докладов и тезисов докладов, получено авторское свидетельство. Выпущено более 80 научно -технических отчетов. Основное содержание изложено в 33 печатных работах, список которых приводится в конце автореферата.
12
Глава 1. Общая характеристика радиационных явлений в облученных нейтронами аустенитных сталях и сплавах
Опыт эксплуатации исследовательских и промышленных реакторов на быстрых нейтронах в России (БР-10, БОР-60, БН-600) в Казахстане (БН-350), в США (ЕВК-И, тТ, НИЯ), Франции (Рапсодия, Феникс и Суперфеникс), Японии показал наличие существенных трудностей, связанных с ограниченной некоторыми радиационными явлениями работоспособностью элементов активных зон [1-4], что уменьшало выгорание топлива и влияло на экономические показатели атомных станций при производстве электроэнергии и тепла.
Несколько позже, в конце 90-х годов прошлого века, в связи с необходимостью продления назначенного срока службы реакторов ВВЭР в России и реакторов Р в странах Японии, Европы и Америки появилось большое количество научно-исследовательских программ, направленных на изучение радиационных явлений в аустенитных сталях при условиях облучения близких к условиям эксплуатации внутрикорпусных устройств (ВКУ) энергетических реакторов [5-9]. Эти радиационные явления оказались примерно теми же, что наблюдались и при изучении элементов активных зон реакторов на быстрых нейтронах, только интервал температур облучения для ВКУ более узкий и охватывает более низкие температуры от 280 до 460 °С. В связи с общностью явлений нельзя разделять эти явления по принципу принадлежности к разным проблемам, а необходимо рассматривать их одновременно, раскрывая их взаимосвязи, характерные для изделий активной зоны реакторов на быстрых нейтронах и для элементов внутрикорпусных устройств энергетических реакторов.
Особенностью элементов ВКУ, и, в первую очередь, выгородки реактора ВВЭР-1000, является то, что в процессе эксплуатации они накапливают весьма значительную нейтронную повреждающую дозу и имеют достаточно высокий уровень температур в массиве выгородки, обусловленный поглощением у - квантов и нейтронов, при котором могут происходить значительные объемные изменения аустенитной стали вследствие радиационного распухания.
Нейтронно-физические расчеты, проведенные в ОКБ «Гидропресс», ГНЦ РФ НИИАР и ГНЦ РФ ФЭИ им. А.И.Лейпунского, показывают, что максимальная ней-
13
тронная повреждающая доза, выражаемая в смещениях на атом (сна), на отдельных участках выгородки через 30 лет эксплуатации достигнет, примерно, 50 сна, а по некоторым оценкам и 75 сна (рис. 1.1), а при планируемом увеличении срока службы реактора до 40-45 лет, достигнет 100 сна и более. Вместе с этим расчеты температур по сечению выгородки, проведенные в ОКБ «Гидропресс», ГНЦ РФ НИИ АР и ГНЦ РФ ФЭИ им. А.И.Лейпунского, показывают, что температура материала выгородки реактора ВВЭР-1000 изменяется в наиболее напряженном сечении от 300 до 410 °С (рис. 1.2), а по предварительным расчетам, проведенным ранее, может достигать величины ~ 460 °С. В нижней части температура выгородки немногим отличается от температуры теплоносителя на входе 280-285 °С, а в верхней части от температуры на выходе 310+10 °С.
В силу того, что температуры и повреждающие дозы в сечениях выгородки реактора ВВЭР-1000 имеют большие градиенты, возможно возникновение больших внутренних напряжений, достигающих по абсолютной величине 300 МПа, что выше исходного предела текучести материала ВКУ, и деформирование конструкции в целом.
Известен ряд радиационных явлений, ограничивающих радиационную стойкость аустенитньгх нержавеющих сталей, из которых выполнены оболочки твэлов и чехлы ТВС реакторов на быстрых нейтронах и внутрикорпусные устройства энергетических реакторов [1-4,10-15]. Во-первых, это явления, которые ранее не встречались при эксплуатации в отсутствие нейтронного облучения: радиационное распухание и радиационная ползучесть, приводящие к нарушению размерной стабильности элементов активных зон и экранов реакторов на быстрых нейтронах. Во-вторых, это явления низко- и высокотемпературного охрупчивания, вызывающие недопустимую потерю пластичности материалов конструкции.
В результате изучения явлений радиационного упрочнения и связанного с ним снижения пластичности, а также высокотемпературного радиационного охрупчивания был достигнут определенный прогресс в разработке соответствующих механизмов различных типов охрупчивания и накоплено немало экспериментальных данных по упрочнению и охрупчиванию широкого круга модельных и промышленных конструкционных материалов [4,10-14].
14
3-10
сна
Повреждающая доза
10-20 □ 20-30 Щ 30-40 ■ 40-50 | 50-75 сна сна сна сна сна
Рис. 1.1. Распределение повреждающей дозы по сечению выгородки реактора ВВЭР-1000 за время эксплуатации 30 лет (расчет ОКБ «Гидропресс» и ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»)
Х1К1У
шаь
НВВВЬ' 110В VIII
!!М!3&
. ШГ »■ «%'
/%8№11!!Ьач^
шаг.' ••'•»ч
ВИГ ‘Ш 1111\'||
11'!!!!!
мг552--
лтт*
Г
/Г/« - *
'XVI -Л .'// >*- -
[Г 'М. 1М№
&Ъ\
''л Л* л л 'Ъ.-**' Щ«5
иа^«™ г2г 4
«Г «гк:;1в
а!4 ’<»• <' ' Чч
а* ?ГВ1Г’ . С "?**•’
. >1 / ' ^ лч.
и /У Экаг’
ввь. ««1Н11 (■«■нвр^ава
Ь!Ь«ь.^««15111922811
■ 0-10 ■ 10-20 ■ 20-30 □ 30-40
□ 40-50 □ 50-60 □ 60-70 □ 70-80
□ 80-90 □ 90-100 ■ 100-110
Рис. 1.2. Распределение температур (перегрев относительно 300 °С) в сечении выгородки реактора ВВЭР-1000 (расчет ОКБ «Гидропресс» и ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР») (Разными цветами указаны расчетные перегревы в градусах Цельсия)
15
Однако, как показали исследования конструкционных материалов, облучавшихся в составе ТВС, достигших высоких выгораний (высоких повреждающих доз) в различных реакторах на быстрых нейтронах, одним из наиболее опасных и наименее изученных явлений оказалось радиационное охрупчивание в температурном интервале существования радиационного распухания [4].
Изменение размеров изделий, вследствие радиационного распухания и радиационной ползучести, упрочнение и охрупчивание, формирование своеобразной микроструктуры, появление и развитие радиационно-индуцированных сегрегаций - эти радиационные явления существуют во взаимосвязи и определяют ресурс изделий из аустенитных сталей при облучении. Основой в понимании взаимосвязи радиационных явлений являются микроструктурные изменения в сталях. Они в процессе облучения определяют практически все изменения свойств в конструкционных материалах, однако, это требует дополнительных доказательств и достаточно актуально в настоящий момент. Рассмотрим несколько подробнее результаты исследований перечисленных радиационных явлений в облученных нейтронами аустенитных сталях и сплавах к началу работы.
1.1. Общая характеристика микроструктуры и радиационной пористости
Общие закономерности развития вакансионной пористости в облученных нейтронами аустенитных сталях и сплавах в значительной степени пересекаются с проблемами фазовыделения под облучением и без него. Зная, каким образом проходят процессы распада твердого раствора аустенита и то, какие факторы влияют на ускорение и замедление распада, можно с большей уверенностью описывать и прогнозировать поведение пористости в конструкционных материалах активных зон реакторов на быстрых нейтронах и ВКУ реакторов ВВЭР, создавать новые радиационно-стойкие материалы.
1.1.1. Закономерности распада пересыщенных твердых растворов
Термодинамическое описание. Распад пересыщенного твердого раствора путем зарождения и роста выделений различных фаз характерен для большинства систем и достаточно полно описан в работах [16-23]. Зарождение частиц новой фазы вызывает появление поверхности раздела. При этом в уравнении, описывающем изменение
16
свободной энергии системы, будет три члена: первый - изменение свободной энергии в результате образования новой фазы определенного объема - АР^; второй - изменение свободной энергии в результате образования новой поверхности раздела +ДРП0В; третий - упругая энергия внутренних напряжений, возникающих в твердом теле при образовании частиц новой фазы, +АР>Т1р:
ДР—ДРоб+АРпое+АРупр- (11)
Раскрывая вид слагаемых в соответствии с работой [20] и определяя максимальное значение свободной энергии ДР,^ характеризующее работу образования зародыша критического размера п*, получим следующие выражения:
др^У^дд1)2; (1.2)
п^о/ЗДд1)3, (1.3)
где г) - геометрический фактор, зависящий от формы зародыша;
а - эффективная поверхностная свободная энергия на единицу площади;
Ад1 - эффективная движущая сила, определяемая пересыщением твердого раствора.
Зародыш размером п<Пс будет растворяться, так как уменьшение его размера сопровождается снижением свободной энергии. Зародыш размером п>Пс будет проявлять тенденцию к росту, поскольку с увеличением его размера уменьшается свободная энергия. Образование зародыша размером связано первоначально с увеличением свободной энергии и может происходить только флуктуационным путем.
Из уравнений (1.2), (1.3) следует, что с увеличением движущей силы Ад1 энергетический барьер при образовании критического зародыша и его размер быстро уменьшаются. Если состав зародыша отличается от состава сплава, то изменение свободной энергии при его образовании будет зависеть не только от размера зародыша, но и от изменения движущей силы и "поверхностной" свободной энергии зародыша, которые являются функциями его состава. Движущая сила распада увеличивается при увеличении пересыщения исходного твердого раствора. Отсюда следует, что в одинаковых условиях зарождение новой фазы пойдет тем интенсивнее, чем выше степень пере-
17
18
19
пыми выделениями [19]. Как впервые было показано в работе [22], форма выделений
21
к М6С, в то время как увеличение кремния и/или уменьшеше углерода приводит к пред-
- Київ+380960830922