Меню
Главная
Авторизация/Регистрация
 
Главная arrow Физика arrow Аналитические методы исследования реакторных материалов

1.5.2. Межзеренное охрупчивание материалов корпусов водо-водяных реакторов

Корпуса водо-водяных реакторов подвергаются длительному воздействию потока быстрых нейтронов и повышенных температур. Оба фактора приводят к усилению процессов диффузии примесных и легирующих элементов и их адсорбции на границы зерен (ГЗ) исходного аустенита и поверхности межфазного раздела [21, 22, 24]. Межзеренная сегрегация такого элемента, как фосфор, приводит к ослаблению границы зерна и при соответствующих условиях может привести к хрупкому межзеренному разрушению [20], что отражается на увеличении критической температуры хрупкости материала в процессе эксплуатации реактора [23, 25]. Кроме того, никель, являющийся одним из основных легирующих элементов в сталях данного типа, также сегрегирует на ГЗ и, хотя этот процесс сам по себе не приводит к их ослаблению, никель способствует ко- сегрегации фосфора [26, 25], усиливая, тем самым, склонность сталей к межзеренному разрушению.

Поскольку толщина слоя сегрегации фосфора в сталях КР составляет несколько ангстрем (до нескольких нанометров в случае радиационно-стимулированной сегрегации) [27], удобным методом измерения содержания фосфора и иных элементов на поверхности межзеренного разрушения образцов является ОЭС [20]. При этом следует принимать во внимание, что энергия основного оже-пика фосфора (LMM) составляет 123 эВ [21], чему соответствует длина свободного пробега электрона приблизительно в два атомных монослоя, т.е. информационная глубина невелика и даже незначительные поверхностные загрязнения могут существенно повлиять на погрешность измерения. Это приводит к необходимости использования специальных устройств, позволяющих производить разрушение образцов непосредственно в вакуумной камере с целью получения вакуумно-чистой поверхности. Чтобы обеспечить хрупкий характер поверхности разрушения, образцы охлаждают до температур, ниже критической температуры хрупкости данного материала. Конечно, и это не гарантирует межзеренного разрушения в случае, когда материал не имеет склонности к межзеренному охрупчиванию. В последнем случае иногда применяются специальные методы, ослабления ГЗ.

Метод ОЭС позволил исследовать процессы сегрегации фосфора и иных элементов на ГЗ под действием облучения и повышенных температур на широком спектре материалов, включая стали КР. Так, существенное влияние сегрегационных процессов на деградацию механических свойств корпусных материалов было выявлено на стали 25ХЗНМ корпуса реактора-прототипа, эксплуатировавшегося в течение 30 лет при температуре 276 °С [25, 28]. Состав стали представлен в табл. 1.

После вывода реактора из эксплуатации из КР были вырезаны трепаны (сквозные пробы). Трепаны были нарезаны на слои, из которых были изготовлены образцы для механических испытаний, которые показали, что на внутреннем слое КР в зоне максимальной нейтронной нагрузки при флюенсе быстрых (Е > 0,5 МэВ) критическая температура хрупкости составила более 260 °С, т.е. находилась в области эксплуатационных температур КР. Фрактографиче- ские исследования показали, что характер поверхности разрушения образцов в основном - хрупкий межзеренный.

Таблица 1. Химический состав стали 25ХЗНМ

Элемент

С

Сг

Мо

Мп

Р

Си

81

8

Мае. %

0,24

3,30

0,40

1,07

0,49

0,018

0,10

0,28

0,040

Было проведено исследование образцов, вырезанных из различных слоев трепана, методом ОЭС. На спектрах поверхностей разрушения присутствовали пики фосфора, никеля и ряда других элементов (рис. 25).

Спектр оже-электронов межзёренной поверхности разрушения образца внутреннею слоя корпуса реактора-прототипа

Рис. 25. Спектр оже-электронов межзёренной поверхности разрушения образца внутреннею слоя корпуса реактора-прототипа

На рис. 26 представлены значения содержания фосфора на ГЗ (в процентах покрытия подложки монослоем фосфора) мри различных флюенсах быстрых нейтронов (по различным слоям трепана).

Видно, что по мере приближения к внутренней поверхности трепана, т.е. с ростом флюенса, уровень сегрегации фосфора на ГЗ растет, что сопровождается увеличением доли хрупкого межзеренного разрушения и крайне высоким уровнем охрупчивания материала.

Флюенс быстрых нейтронов, 1023м'2

Рис. 26. Зависимость содержания фосфора на границах зёрен от флюенса в материале корпуса реактора-прототипа

Для материалов КР ВВЭР-440 межзеренное охрупчивание не играет решающей роли в связи с невысоким содержанием никеля (порядка 0,3 мае. %). Но в случае КР ВВЭР-1000 содержание никеля, особенно в материале сварного соединения обечаек, гораздо выше (например, до 1,88 мае. % на первом энергоблоке Балаковской АЭС). Поэтому, даже несмотря на низкое содержание фосфора (как правило, менее 0,01 мае. %), на поверхностях разрушения образцов этих сталей появляются участки межзеренного разрушения. Особенно актуальной эта проблема стала в связи с возможным продлением срока службы ряда энергоблоков, в том числе с использованием восстановительного отжига. Восстановительный отжиг реакторов ВВЭР-440 был проведен при температуре 475 °С в течение 100 ч. При такой температуре может происходить процесс отпускной хрупкости, что необходимо учитывать при выборе режима отжига для КР ВВЭР-1000.

В ряде работ методом ОЭС были исследованы материалы КР ВВЭР-1000, облученные до высоких флюенсов. Состав сталей представлен в табл. 2.

Таблица. 2. Химический состав исследованных материалов

Материал

Химический состав, мае. %

С

81

Мп

Сг

Си

Б

Р

V

Мо

ОМ

0,17

0,29

0,47

2,24

1,34

0,05

0,014

0,009

0,09

0,51

МШ

0,08

0,26

0,74

1,8

1,77

0,07

0,013

0,006

0,02

0,64

При исследовании ОМ, облученного до флюенса быстрых нейтронов 14,9х1023 м'2, и МШ, облученного до флюенса 11,5х1023 м'2 в течение года (при плотностях потока быстрых нейтронов на 1-2 порядка выше, чем плотности потока на реальных КР ВВЭР-1000), были получены значения концентраций фосфора на ГЗ 19,6±2,7 % монослоя и 15,2± 1,5 % монослоя соответственно. Оценки с использованием теоретической модели показывают, что в случае облучения при плотностях потока быстрых нейтронов, соответствующих реальным величинам, воздействующим на материал КР, при достижении такого флюенса, т.е. за гораздо более продолжительный промежуток времени, уровень сегрегации фосфора на ГЗ может значительно возрасти. Этот фактор следует учитывать при рассмотрении вопроса о продлении срока службы КР. Кроме того, в случае проведения восстановительного отжига необходимо иметь в виду, что еще до его начала уровень сегрегации фосфора на ГЗ повышен по сравнению с исходным необлученным материалом.

Исследования длительного термического воздействия на материалы КР были проведены в США на сталях, используемых в качестве ОМ КР, которые были подвергнуты термическому старению при различных температурах в течение промежутков времени от нескольких сотен до нескольких десятков тысяч часов. Содержание фосфора на ГЗ, измеренное методом ОЭС, не изменялось в процессе старения при 300 °С [29]. Аналогичное поведение продемонстрировал и МШ [30, 31]. Тем не менее, при продлении срока службы реактора до 60 лет и более, возможное влияние этого эффекта необходимо иметь в виду, особенно в отношении материала обечаек патрубковой зоны, температура эксплуатации которого составляет 330 °С.

 
Посмотреть оригинал
< Пред   СОДЕРЖАНИЕ ОРИГИНАЛ   След >
 

Популярные страницы