Кристаллография, 2021, T. 66, № 4, стр. 668-672

ВВЕДЕНИЕ

Для ядерных водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) корпус реактора (КР) является одним из основных несменяемых узлов, лимитирующих срок службы всей установки. Обоснование и продление ресурса корпуса энергоблока требуют четкого понимания механизмов деградации свойств материалов корпуса.

Корпуса ВВЭР изготавливают из теплостойких сталей с ОЦК-решеткой, для которых характерно наличие вязко-хрупкого перехода, выражающегося в резкой смене характера разрушения от вязкого к хрупкому и снижении пластических свойств при снижении температуры испытаний образцов на ударный изгиб. Температура, соответствующая переходу металла от вязкого разрушения к хрупкому, получила название критической температуры хрупкости. При этой температуре наблюдается равенство сопротивления пластической деформации (предела текучести) и напряжения отрыва.

Для сталей с ОЦК-решеткой также характерно развитие обратимой отпускной хрупкости (образование зернограничной сегрегации прежде всего фосфора) под воздействием повышенных температур с максимумом в интервале 400–500°С. Рабочая температура ВВЭР ниже этого интервала. Однако длительная (десятки лет) эксплуатация, а также действие наряду с термически стимулированной диффузией радиационно-индуцированной диффузии в процессе облучения приводят к тому, что в процессе длительной эксплуатации сталей КР наблюдается образование зернограничной сегрегации. Образование сегрегаций приводит к снижению когезивной прочности границ зерен и, как следствие, зернограничному разрушению. Кроме того, в процессе эксплуатации материалов КР происходит смещение критической температуры хрупкости в область более высоких температур. В случае реализации проектной аварии с заливом холодной воды и одновременным накоплением зернограничной сегрегации может резко повыситься шанс хрупкого разрушения КР [1].

В связи с этим под действием эксплуатационных факторов выделяют два механизма радиационного охрупчивания сталей КР: упрочняющий и неупрочняющий [2–6]. Упрочняющий механизм обусловлен увеличением предела текучести материала вследствие образования радиационно-индуцированных элементов структуры под облучением: радиационно-индуцированных преципитатов и дислокационных петель. Неупрочняющий механизм проявляется в образовании зернограничных сегрегаций примесей, прежде всего фосфора, что приводит к снижению когезивной прочности границ зерен и, как следствие, появлению хрупкого межзеренного разрушения в изломах исследованных образцов.

В данной работе проведены исследования и продемонстрированы возможности использования метода EBSD (еlectron backscatter diffraction–дифракция отраженных электронов) при анализе неупрочняющего механизма охрупчивания на примере материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 после 45 лет эксплуатации.

МАТЕРИАЛЫ И МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЯ

Исследования проводили на образцах, вырезанных из металла сварного шва (МШ) № 6 КР энергоблока № 3 Нововоронежской АЭС. Энергоблок № 3 относится к реакторам ВВЭР-440 первого поколения с повышенным содержанием примесей (фосфора и меди) в материалах корпуса. Энергоблок был выведен из эксплуатации в 2016 г., а из его корпуса вырезаны трепаны для исследований.

Сварной шов № 6 относится к необлучаемым элементам КР и подвергается воздействию только повышенных рабочих температур (∼270°С). Время воздействия составило ∼293 тыс. эфф. часов. Исследуемый сварной шов характеризуется неоднородностью химического состава (табл. 1).

Исследования методом EBSD проводили на половинках разрушенных образцов после исследований изломов с помощью электронной оже-спектроскопии. Образцы для исследований представляли собой цилиндры диаметром 3.2 мм и высотой 17.5 мм с надрезом глубиной 0.6 мм. После проведения исследований методом электронной оже-спектроскопии половинки образцов извлекали из спектрометра и на их боковой поверхности изготавливали шлиф для последующих исследований методом EBSD. Шлифы изготавливали с использованием комплекса пробоподготовки, включающего в себя высокопроизводительный настольный отрезной станок Struers (Дания), автоматический пресс для горячей запрессовки образцов Struers и настольный шлифовально-полировальный станок Tegramin-30, Struers. Шлифовку образца проводили до пересечения плоскости шлифа с изломом образца, т.е. на глубину не менее 0.75 мм. На конечной стадии проводили полировку образцов с использованием суспензий StruersDiaPro и DiaProDur с размерами алмазных составляющих 3 и 1 мкм и суспензии на основе диоксида кремния. Типичное изображение образца для исследований методом EBSD представлено на рис. 1.

Рис. 1.

Типичное изображение образца корпусной стали для исследований методом EBSD: а – для исследований методом электронной оже-спектроскопии; б – для EBSD-исследований.

Исследования образцов проводили с использованием автоэмиссионного сканирующего электронного микроскопа в тяжелом радиоактивном исполнении Merlin (Zeiss, Германия) с системой дифракции обратно рассеянных электронов. Изображение получали в обратно рассеянных электронах при ускоряющем напряжении 20 кэВ и токе зонда ∼10 нА. Исследования проводили при увеличениях 100–1500 крат. Получение и обработку картин дифракции Кикучи проводили с использованием программного комплекса Aztec. Исследования проводили на плоскости шлифа, примыкающей к излому образца, что позволило выявить структурные составляющие, по которым происходит разрушение образца при его изломе в электронном оже-спектрометре.

РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЯ И ИХ ОБСУЖДЕНИЕ

Накопленный в НИЦ “Курчатовский институт” опыт исследований материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 показал, что разрушение этих материалов при испытаниях на ударный изгиб происходит транскристаллитно, что обусловлено особенностями их микроструктуры (рис. 2).

Рис. 2.

Типичное изображение микроструктуры сварного шва корпуса реактора ВВЭР-440.

Микроструктура корпусных сталей представляет собой бейнит, образовавшийся после отпуска закаленного аустенита. В МШ наследственная зеренная структура представлена столбчатыми зернами, расположенными веерообразно вдоль направления теплоотвода при сварке, а также мелкими равноосными зернами, расположенными по периферии столбчатых. Особенностью МШ корпусов ВВЭР-440 является наличие избыточного легированного α-феррита по границам наследственных первичных аустенитных зерен, характеризующегося крайне низкой растворимостью фосфора. Предполагалось, что сегрегации фосфора по границам первичных аустенитных зерен при наличии избыточного α-феррита практически отсутствуют, и разрушение при ударных испытаниях происходит транскристаллитно.

Отметим, что вся база данных исследований материалов корпусов ВВЭР-440 первого поколения с повышенным содержанием примесей построена на основе результатов исследований темплетов – узких пластин, вырезанных с внутренней поверхности КР. В этой связи ввиду ограниченности материала испытания образцов на ударный изгиб проводили на образцах МШ мини-Шарпи размером 5 × 5 × 27 мм, что ограничивало исследование развития в них сегрегационных процессов методами электронной оже-спектроскопии. Кроме того, исследования материалов КР ВВЭР-440 со столь длительными временами эксплуатации (45 лет) ранее не проводились.

Впервые прямые исследования зернограничных сегрегаций в материалах МШ корпусов ВВЭР-440 проведены на образцах КР третьего энергоблока Нововоронежской АЭС, которые показали в изломе присутствие фасеток со значительной концентрацией фосфора. Для выяснения типа разрушения, соответствующего этим фасеткам, были проведены исследования методом EBSD. Результаты EBSD-анализа МШ представлены на рис. 3.

Рис. 3.

Типичные результаты EBSD-анализа микроструктуры металла сварного шва корпуса ВВЭР-440 и диаграмма разориентаций структурных составляющих вдоль линии: а – цвета Эйлера; б – диаграмма разориентаций вдоль линии.

Из рис. 3 видно, что микроструктура исследованного МШ состоит из разориентированных пакетов, соответствующих бейниту отпуска. При переходе вдоль линии (l) от одного пакета бейнитных пластин к другому ориентация (φ) меняется на углы ∼60°, т.е. границы между пакетами бейнита, как и границы зерен, являются большеугловыми и отображаются на EBSD-картах углов Эйлера разными цветами. По границам первичных аустенитных зерен расположены области избыточного α-феррита. Границы между пакетами внутри избыточного феррита являются малоугловыми, поскольку их разориентация не превышает 5°, и отображаются на EBSD-картах углов Эйлера одним цветом.

EBSD-анализ участка, примыкающего к излому образцов, проведенный методом электронной оже-спектроскопии, показал, что в изломе образца присутствуют области, соответствующие межкристаллитному и транскристаллитному разрушению (рис. 4). Наблюдаемое межкристаллитное разрушение проходит на границах первичных аустенитных зерен в области межфазных границ типа “феррит–бейнит”. При этом результаты свидетельствуют о значительном обогащении участков межкристаллитного разрушения фосфором, концентрация которого на обнаруженных фасетках может достигать 45% покрытия монослоя.

Рис. 4.

Результаты EBSD-анализа области у излома разрушенного образца после исследований методом электронной оже-спектроскопии: а – электронное изображение образца; б – цвета Эйлера области шлифа вблизи излома; в – участки межкристаллитного разрушения; г – типичный оже-спектр участка межкристаллитного разрушения.

Отметим, что сегрегации примесей на межфазных границах в корпусных сталях наблюдались и ранее. Так, в [7, 8] методами атомно-зондовой томографии показаны значительное обогащение в материалах корпусов ВВЭР-440 межфазных границ карбидов и карбонитридов фосфором, медью и кремнием, а также сегрегации этих элементов на дислокациях.

Таким образом, столь длительная эксплуатация материалов корпуса ВВЭР-440 (45 лет) при повышенной рабочей температуре приводит к появлению в изломах участков с межкристаллитным разрушением, чего не наблюдалось ранее. В этом случае разрушение происходит на границах первичных аустенитных зерен по межфазной границе “феррит–бейнит”. Вероятно, это связано с тем, что растворимость фосфора в легированном α-феррите, расположенном по наследственным большеугловым границам аустенита, мала, что и заставляет фосфор сегрегировать на межфазную границу “феррит–бейнит”.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Проведенные исследования продемонстрировали возможности использования метода EBSD применительно к анализу механизмов разрушения материалов корпусов ядерных энергетических реакторов под действием эксплуатационных факторов. Показано, что длительная эксплуатация (до 45 лет) материалов сварных швов корпуса реактора ВВЭР-440 при повышенной рабочей температуре (∼270°C) приводит к появлению в изломах образцов при ударных испытаниях участков с межкристаллитным разрушением, чего не наблюдалось ранее. При этом разрушение происходит на границах первичных аустенитных зерен по межфазной границе “феррит–бейнит” вследствие образования сегрегаций фосфора на межфазных границах.