1. На главную
  2. Электронные версии
  3. Физика металлов и металловедение
  4. T. 120, № 8, 2019

Физика металлов и металловедение, 2019, T. 120, № 8, стр. 833-839

Использование отжигов для оценки вклада структурных составляющих материалов ЯЭУ в служебные характеристики

Е. А. Кулешова a, b, *, И. В. Федотов a

a Национальный исследовательский центр “Курчатовский институт”
123182 Москва, пл. Академика Курчатова, 1, Россия

b Национальный исследовательский ядерный университет “МИФИ”
115409 Москва, Каширское шоссе, 31, Россия

* E-mail: evgenia-orm@yandex.ru

Поступила в редакцию 27.12.2017
После доработки 05.12.2018
Принята к публикации 22.02.2019

Полный текст (PDF)

Аннотация

Описана методика применения отжигов для оценки вкладов радиационно-индуцированных структурных составляющих в служебные характеристики материалов ядерных энергетических установок (ЯЭУ): стали корпусов реакторов (КР) и внутрикорпусных устройств. Показано, что вклад от упрочняющего механизма в металл сварного шва КР ВВЭР-1000 составляет (60–65)%, а от неупрочняющего механизма, обусловленного образованием зернограничных сегрегаций, – (30–35)%. В материале внутрикорпусных устройств ВВЭР-1000 основной вклад в радиационное упрочнение вносят радиационные дефекты (40–45)% и выделения G-фазы (35–40)%. Показано, что для повторной эксплуатации данных материалов необходимо устранение всех радиационно-индуцированных изменений структуры.

Ключевые слова: сталь, облучение, радиационно-индуцированная структура, свойства, ЯЭУ

ВВЕДЕНИЕ

В процессе работы ядерных энергетических установок (ЯЭУ) конструкционные материалы подвергаются воздействию облучения и повышенных температур. Это приводит к деградации структуры и свойств материалов. Радиационно-индуцированные структурные составляющие являются эффективными барьерами при перемещении дислокаций и, как следствие, основными факторами, определяющими изменение прочностных свойств и степень радиационного охрупчивания (сдвиг критической температуры хрупкости). Состояние границ зерен в сталях также влияет на критическую температуру хрупкости. В результате проведения отжига происходит постепенное уменьшение изменений в структуре материала, вызванных облучением. В зависимости от температуры отжига происходит активация диффузионных процессов, которая способствует: отжигу точечных дефектов, дислокационных петель, уменьшению плотности пор, растворению выделившихся вторых фаз, растворению сегрегаций.

Оценка вкладов тех или иных радиационно-индуцированных структурных составляющих в служебные характеристики материалов является неотъемлемой задачей при исследовании поведения материалов в условиях облучения и позволяет получить полномасштабное понимание степени их деградации и способов продления срока их службы в составе ЯЭУ. Полное представление о структуре материалов и механизмах их деградации в условиях облучения является основой безопасной и длительной эксплуатации ЯЭУ.

В данной статье приведено описание методики использования отжигов для оценки вклада радиационно-индуцированных структурных составляющих в деградацию механических свойств и ее применение к материалам ЯЭУ.

ОПИСАНИЕ МЕТОДИКИ

Выдержка материала при повышенных температурах (отжиг) позволяет ускорить диффузионные процессы, которые непосредственно влияют на растворение радиационно-индуцированных структурных составляющих. Сопоставление свойств облученного материала с его свойствами после отжига, а также со структурными особенностями облученного и отожженного материала позволяет оценить вклад растворенных структурных составляющих в общую деградацию свойств в процессе облучения. Температуры полного растворения характеризуются отсутствием радиационно-индуцированных структурных составляющих. Температура растворения вторых фаз может подбираться либо последовательным повышением температуры отжига и структурными исследованиями после каждого отжига, либо теоретическим определением, исходя из расчета равновесных состояний и оценки диффузионных процессов. На рис. 1 представлена типичная схема влияния температуры отжига на уровень свойств облученного материала с указанными вкладами структурных составляющих, образовавшихся в процессе облучении.

Рис. 1.

Схема влияния температуры отжига на уровень свойств материала.

Для оценки вклада в радиационное упрочнение (увеличение значения предела текучести) возможно применение уравнения Орована [1]:

(1)
$\Delta \sigma = {\text{ }}\alpha MGb\sqrt {\rho d} = A\sqrt {\rho d} ,$
где M – фактор Тейлора, G – модуль Юнга и b – модуль вектора Бюргерса; ρ и d – соответственно плотность дефектов и их средние размеры, полученные экспериментальными методами, A – коэффициент. Прочность барьера выражается константой α.

При этом полное радиационное упрочнение материала описывается уравнением [1]:

(2)
${{\left( {\Delta \sigma } \right)}^{2}} = {{\left( {\Delta {{\sigma }_{1}}} \right)}^{2}} + {{\left( {\Delta {{\sigma }_{2}}} \right)}^{2}} + \ldots + {{\left( {\Delta {{\sigma }_{n}}} \right)}^{2}},$
где ∆σ – полное радиационное упрочнение материала, ∆σn – упрочнение, вызванное одной радиационно-индуцированной структурной составляющей, n – количество радиационно-индуцированных структурных составляющих.

ИССЛЕДОВАННЫЕ МАТЕРИАЛЫ

В данной работе описывается методика использования отжигов облученных конструкционных материалов ЯЭУ: типичный металл шва (МШ) корпуса реактора (КР) ВВЭР-1000, который представляет собой малолегированную сталь со структурой отпущенного бейнита – Св-10ХГНМАА, содержащую до 1.9 мас. % Ni, и типичный материал внутрикорпусных устройств (ВКУ) ВВЭР, представляющий собой аустенитную хромо-никелевую сталь 12Х18Н10Т, содержащую ~18 мас. % Cr и ~10 мас. % Ni [2]. В табл. 1 приведены марки исследованных материалов и условия их облучения: температура Т, флюенс F, доза облучения D.

Таблица 1.  

Исследованные материалы и условия нейтронного облучения

Материал Тип Условия облучения
Св-10ХГНМАА МШ F = 40 × 1022 м–2; Т = 300°С
12Х18Н10Т [2] ВКУ D = 100 сна; T = 330–360°С

МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЯ

Анализ выделений вторичных фаз и радиационных дефектов (дислокационных петель) проводится с использованием просвечивающей (ПЭМ) и растровой (РЭМ) электронной микроскопии, атомно-зондовой томографии (АЗТ), просвечивающей растровой электронной микроскопии (ПРЭМ) с применением большеуглового темнопольного детектора дифрагированных электронов [3, 4]. Для элементного анализа выделившихся фаз, а также получения профилей границ зерен и карт распределения химических элементов с интересующих участков образцов, используются методы спектроскопии энергетических потерь электронов, рентгеновской энерго-дисперсионной спектрометрии и оже-электронной спектроскопии (ОЭС) [3, 5]. Радиационное распухание образцов измеряется методом гидростатического взвешивания [6] и с помощью ПЭМ и РЭМ. Анализ объемной доли ферромагнитных фаз проводится путем измерения удельной намагниченности насыщения [7].

Для анализа влияния структурных изменений на служебные характеристики проводится измерение микротвердости, испытания на одноосное растяжение, испытания на вязкость разрушения (трещиностойкость) [8–10].

Применение отжигов на примере металла шва корпуса реактора ВВЭР-1000

Радиационное охрупчивание МШ КР ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации характеризуется проявлением упрочняющего и неупрочняющего механизмов. Упрочняющий механизм обусловлен образованием радиационных дефектов – дислокационных петель, Ni–Si–Mn-преципитатов, а неупрочняющий механизм – образованием зернограничных сегрегаций (в основном, фосфора и никеля), характерных для ОЦК-металлов, которыми являются стали КР [11].

Отжиг позволяет оценить вклад этих структурных составляющих в неупрочняющий и упрочняющий механизм радиационного охрупчивания.

В данном случае применялся отжиг с расчетным определением температуры и экспериментальным измерением свойств.

Расчетное значение температуры отжига было определено исходя из температурной зависимости равновесной сегрегации фосфора на границах зерен для исследованного МШ. Данная температурная зависимость была получена в рамках трехкомпонентной модели границы зерна (Fe–Ni–P) [11]. Выбрана температура отжига 530°С, это температура, при которой теоретическая зависимость принимает значение соответствующее равновесной концентрации фосфора в МШ после длительного облучения при рабочей температуре КР (~300°C). Для полного растворения преципитатов при этой температуре необходимо, чтобы диффузионные процессы прошли полностью, поэтому, выбрано время выдержки 10 ч. Это позволит сохранить уровень зернограничных сегрегаций и растворить остальные структурные составляющие, вызванные облучением. Для растворения зернограничных сегрегаций и возврата структуры в исходное состояние выбрана температура отжига 650°С и время 2 ч. Данная температура соответствует финишной термической обработке сталей КР ВВЭР-1000.

Исходной упрочняющей фазой в сталях КР является карбидная фаза различного состава. Поэтому необходимо проверить, не претерпели ли изменений размеры и плотность выделения карбидов Cr23C6 и карбонитридов V(C,N), которые, в случае изменения их плотности и размеров, могли потенциально изменить свойства.

Проведенные АЗТ- и ПЭМ-исследования показали практически полное растворение радиационно-индуцированных преципитатов и дислокационных петель в результате отжига при 530°С (рис. 2).

Рис. 2.

3D карты распределения Ni, Mn и Si по результатам АЗТ-исследований (а, б) и ПЭМ-изображения радиационно-индуцированных преципитатов (в, г) в образцах МШ после облучения (а, в) и последующего отжига 530°С, 10 ч (б, г).

Исследованный методом ОЭС уровень зернограничных сегрегаций и выполненный статистический анализ данных, представленных на рис. 3, проведенный с использованием теста Ван-дер-Вардена в соответствии с [12], выявил отсутствие достоверного изменения уровня концентрации фосфора в результате отжига МШ при 530°С. Не претерпели изменений размеры и плотность исходных карбидов Cr23C6 и карбонитридов V(C,N). Отжиг при 650°С привел к полному растворению зернограничных сегрегаций (рис. 3).

Рис. 3.

Гистограммы распределения фосфора в границах зерен МШ после отжига 530°С, 10 ч $\left( {T_{1}^{{{\text{М Ш }}}}} \right)$ и 650°С, 2 ч $\left( {T_{2}^{{{\text{М Ш }}}}} \right).$

Сопоставление данных изменений свойств со структурными исследованиями позволяет заключить, что уменьшение критической температуры хрупкости на 65–70% связано исключительно с растворением упрочняющих элементов структуры – преципитатов и дислокационных петель.

Рис. 4.

Зависимости микротвердости (а) и критической температуры хрупкости (б) МШ КР ВВЭР-1000 от типа обработки.

Отжиг при температуре 650°С привел к возврату значения температуры хрупкости к исходному значению. Растворение зернограничных сегрегаций и отсутствие изменения микротвердости в результате отжига позволяют заключить, что 30–35% в сдвиг температуры хрупкости в результате облучения вносит неупрочняющий механизм радиационного охрупчивания за счет зернограничных сегрегаций.

Таким образом, показано, что наибольший вклад в изменение температуры хрупкости материала КР ВВЭР-1000 вносят образующиеся в результате облучения преципитаты и радиационные дефекты. Однако вклад зернограничных сегрегаций для МШ КР ВВЭР-1000 также значим.

Применение отжигов на примере материала ВКУ реактора ВВЭР-1000

В результате облучения материала ВКУ реактора ВВЭР-1000 в структуре металла, как правило, происходят следующие структурные изменения: выделение G-фазы, α-фазы, образование дислокационных петель, вакансионных и газонаполненных пор [2, 13, 14]. Кроме этого, образуются радиационно-индуцированные сегрегации с обогащением межфазовых границ и границ зерен никелем и обеднением хромом и железом. Отжиг также позволяет оценить вклад структурных составляющих в радиационное охрупчивание материала ВКУ.

В данном случае реализован подход последовательного увеличения температуры отжига. Отжиг проводился в диапазоне (450–1100)°С в течение 10 ч.

На рис. 5 приведены зависимости параметров радиационно-индуцированных G-фазы и дислокационных петель от температуры отжига. Влияние температуры отжига на параметры пор и выделений α-фазы приведено в [2].

Рис. 5.

Зависимость среднего размера (а) и плотности (б) структурных составляющих материала ВКУ от температуры отжига [3].

Отжиг при 450°С не привел к полному растворению какой-либо радиационно-индуцированной структурной составляющей.

Отжиг при температуре 600°С $\left( {T_{1}^{{{\text{В К У }}}}} \right)$ позволил полностью растворить дислокационные петли, при этом сохранились поры, приводящие к распуханию. Объемная доля выделений G-фазы уменьшилась в ~2 раза. Объемная доля α-фазы уменьшилась на 10–15% по сравнению с ее количеством в облученном состоянии.

Отжиг при температуре 700°С $\left( {T_{2}^{{{\text{В К У }}}}} \right)$ позволил полностью растворить выделения α-фазы. Распухание за счет снижения объемной плотности пор уменьшилось на 15%, а объемная доля G-фазы уменьшилась на 95% по сравнению с ее количеством в облученном состоянии. Произошло практически полное восстановление химического состава границ.

Отжиг при температуре 900°С привел к полному растворению G-фазы. Распухание уменьшилось на 35–40% по сравнению с облученным состоянием. При этом в структуре наблюдались газонаполненные поры.

Отжиг при температуре 1100°С привел к практически полному избавлению от эффектов деградации структуры, вызванных облучением.

Проведено сопоставление данных изменений структуры при отжигах с соответствующим изменением предела текучести материала, облученного до 130–145 сна и имеющего близкие по значению параметры радиационно-индуцированных структурных составляющих [2]. На рис. 6 приведена зависимость изменения предела текучести материала ВКУ от типа обработки.

Рис. 6.

Зависимость предела текучести материала ВКУ от типа обработки.

Отжиг при температуре 600°С привел к снижению предела текучести на 40–45% относительно его значения в облученном состоянии, при этом, как было показано ранее, наиболее эффективному растворению подверглись дислокационные петли.

Выделения α-фазы имеют крупный размер и очень малую плотность для значимого влияния на значение предела текучести. Исходя из этого, изменение σ0.2 на 40–45% отнесено к вкладу дислокационных петель в радиационное упрочнение стали 12Х18Н10Т.

Отжиг при температуре 700°С привел к снижению предела текучести на 35–40% относительно его значения в облученном состоянии. Так как данный отжиг привел к преимущественному растворению G-фазы, а вклад α-фазы незначителен, то изменение на 35–40% отнесено к вкладу G-фазы в радиационное упрочнение стали. Зернограничные сегрегации не вносят вклад в изменение предела текучести [15].

Отжиг при температуре 900°С привел к снижению предела текучести на 10–15% относительно его значения в облученном состоянии. При данном отжиге наибольшему растворению подверглись оставшиеся поры. Таким образом, изменение на 10–15% отнесено к вкладу пор в радиационное упрочнение.

Помимо этого, проведен анализ вклада структурных составляющих в изменение предела текучести с использованием уравнений Орована (1). В табл. 2 приведены рассчитанные значения коэффициента A уравнения (1) для каждой радиационно-индуцированной структурной составляющей в исследованном материале.

Таблица 2.  

Оценочные значения коэффициента А (из уравнения (1)) для структурных составляющих материала ВКУ

Структурная составляющая Коэффициент А, Па м
Дислокационные петли 24
G-фаза 40
Поры 4
Газонаполненные поры 10

Анализ данных зависимостей показывает, что в облученной стали вклад петель в изменение предела текучести, является наибольшим и составляет около 45–50%. Вклад выделений G-фазы меньше и составляет 40–45%. Наименьший вклад вносят поры – менее 5%.

Сопоставление данных результатов с результатами анализа предела текучести (рис. 6) позволяет заключить, что проведенные разными способами оценки вкладов близки. Наибольший вклад в радиационное упрочнение стали 12Х18Н10Т внесли образовавшиеся дислокационные петли и выделения G-фазы.

На рис. 7 приведены полученные зависимости вклада структурных составляющих в изменение квадрата предела текучести от температуры отжига.

Рис. 7.

Зависимости вклада структурных составляющих в квадрат сдвига предела текучести материала ВКУ от температуры отжига.

ОБСУЖДЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ

Применение отжигов позволило определить, что наибольший вклад в радиационное охрупчивание МШ КР ВВЭР-1000 вносит образование преципитатов и радиационных дефектов – дислокационных петель. Вклад зернограничных сегрегаций практически в два раза меньше вклада преципитатов.

Однако для повторной эксплуатации корпуса реактора недостаточно избавиться от преципитатов и радиационных дефектов. Если будут растворены лишь преципитаты, то при повторном облучении МШ произойдет увеличение температуры хрупкости за счет увеличения уровня зернограничных сегрегаций, и, как следствие, снижение срока эксплуатации по сравнению с первичным облучением. Поэтому с точки зрения служебных характеристик и продления сроков эксплуатации ЯЭУ критически необходимым является полный возврат структуры и свойств в состояние, близкое к исходному, включая уровень зернограничных сегрегаций.

Отжиг материалов ВКУ позволил определить, что наибольший вклад в радиационное упрочнение стали 12Х18Н10Т вносят дислокационные петли и выделения G-фазы. Однако полное растворение данных радиационно-индуцированных структурных составляющих не обеспечит необходимых условий для повторной послеотжиговой длительной эксплуатации данного материала в условиях реактора. Важную роль в данном случае играет распухание. Это связано с тем, что отжиг по режиму 900°С, 10 ч позволяет практически полностью восстановить значение предела текучести до исходной величины (рис. 7). Однако уровень распухания при этом составляет (3–4)%, а конец инкубационного периода для данной стали соответствует (1.7–1.8)% [2]. Поэтому при повторном облучении скорость распухания будет намного выше, чем при первичном облучении, так как после окончания инкубационного периода пористость начинает расти с высокой скоростью. Быстрый рост распухания создает опасность достижения критических значений, вызывающих резкое снижение пластичности стали [16]. Поэтому для продления срока службы на еще один ресурс необходимо провести отжиг до состояния, когда распухание достигает значений меньших, чем значение характерное для конца его инкубационного периода. В этом случае температура отжига должна составлять ~1000–1100°С, что позволяет обеспечить достижение значений распухания в пределах инкубационного периода на его дозовой зависимости при повторном облучении.

ВЫВОДЫ

1. Описана методика применения отжигов при повышенных температурах для оценки вкладов различных радиационно-индуцированных структурных составляющих в деградацию свойств материалов ЯЭУ в результате эксплуатации.

2. Температура полного растворения радиационно-индуцированных упрочняющих элементов структуры (преципитатов и радиационных дефектов) для МШ КР ВВЭР-1000 составляет 530°С при сохранении уровня зернограничных сегрегаций, накопленных при облучении.

3. Температура полного восстановления равновесного уровня зернограничных сегрегаций до исходного состояния для исследованного МШ КР ВВЭР-1000 составляет 650°С.

4. Вклад упрочняющего механизма в радиационное охрупчивание МШ КР ВВЭР-1000 составляет 60–65% (при F = 40 × 1022 м–2), а неупрочняющего механизма – 30–35%.

5. Температуры преимущественного растворения радиационно-индуцированных элементов структуры материала ВКУ (хромо-никелевая сталь 12Х18Н10Т) составляют:

– 600°С (радиационные дефекты – дислокационные петели);

– 700°С (G-фазы, α-фазы, радиационно-индуцированные сегрегации);

– поры: 900°С (преимущественное растворение), 1000–1100°С (практически полное растворение).

Список литературы

  1. Lambrecht M., Meslin E., Malerba L., Hernandez-Mayoral M., Bergner F., Pareige P., Radiguet B., Almazouzi A. On the correlation between irradiation-induced microstructural features and the hardening of reactor pressure vessel steels // J. Nucl. Mater. 2010. V. 406. № 1. P. 84–89.

  2. Gurovich B.A., Kuleshova E.A., Frolov A.S., Maltsev D.A., Prikhodko K.E., Fedotova S.V., Margolin B.Z., Sorokin A.A. Investigation of high temperature annealing effectiveness for recovery of radiation-induced structural changes and properties of 18Cr–10Ni–Ti austenitic stainless steels // J. Nucl. Mater. 2015. V. 465. P. 565–581.

  3. Williams D.B., Carter C.B. Transmission Electron Microscopy: A Textbook for Materials Science. New York: Springer, 2009. 760 p.

  4. Larson D.J., Prosa T.J., Ulfig R.M., Geiser B.P., Kelly Th.F. Local Electrode Atom Probe Tomography. New York: Springer, 2013. 318 p.

  5. Briggs D., Seah M.P. Practical Surface Analysis: Auger and X-ray photoelectron spectroscopy. New York: Wiley & Sons, 1990. 657 p.

  6. Hayu R., Sutanto H., Ismail Z. Accurate density measurement of stainless steel weights by hydrostatic weighing system // Measurement. 2019. V. 131. P. 120–124.

  7. ГОСТ Р 53686–2009 (ИСО 8249:2000). Сварка. Определение содержания ферритной фазы в металле сварного шва аустенитных и двухфазных феррито-аустенитных хромоникелевых коррозионностойких сталей.

  8. ГОСТ 1497–84 (ИСО 6892-84). Металлы. Методы испытаний на растяжение.

  9. ГОСТ Р ИСО 6507-1–2007. Металлы и сплавы. Измерения твердости по Виккерсу. Часть 1. Метод измерения.

  10. ГОСТ 9454–78. Металлы. Метод испытания на ударный изгиб при пониженных, комнатной и повышенных температурах.

  11. Kuleshova E.A., Gurovich B.A, Lavrukhina Z.V., Saltykov M.A., Fedotova S.V., Khodan A.N. Assessment of segregation kinetics in water-moderated reactors pressure vessel steels under long-term operation // J. Nucl. Mater. 2016. V. 477. P. 110–122.

  12. Кобзарь А.И. Прикладная математическая статистика. Для инженеров и научных работников. М.: ФИЗМАТЛИТ, 2012. 820 с.

  13. Неустроев В.С., Дворецкий В.Г., Островский З.Е., Шамардин В.К., Шиманский Г.А. Исследования микроструктуры и механических свойств стали 08Х18Н10Т после облучения в активной зоне реактора ВВЭР-1000 // ВАНТ. 2003. № 3. С. 73–78.

  14. Tan L., Stoller R.E., Field K.G., Yang Y., Nam H., Morgan D., Wirth B.D., Gussev M.N., Busby J.T. Microstructural Evolution of Type 304 and 316 Stainless Steels Under Neutron Irradiation at LWR Relevant Conditions // JOM. 2016. V. 68. № 2. P. 517–529.

  15. Gurovich B.A., Kuleshova E.A., Nikolaev Yu.A., Shtrombakh Ya.I. Assessment of relative contributions from different mechanisms to radiation embrittlement of reactor pressure vessel steels // J. Nucl. Mater. 1997. V. 246. № 2–3. P. 91–120.

  16. Neustroev V.S., Garner F.A. Very high swelling and embrittlement observed in a Fe–18Cr–10Ni–Ti hexagonal fuel wrapper irradiated in the BOR-60 fast reactor // J. Nucl. Mater. 2008. V. 378. № 3. P. 327–332.

Дополнительные материалы отсутствуют.

Инструменты

следующая статья выпуска предыдущая статья выпуска содержание выпуска

Физика металлов и металловедение

Архивы выпусков Информация о журнале Отправить рукопись в журнал