Особенности радиационного охрупчивания материалов опорных конструкций корпусов реакторов типа ВВЭР. Часть 2. Анализ выполненных исследований

Рассмотрены особенности радиационного охрупчивания материалов опорных конструкций корпусов реакторов типа ВВЭР. Эти особенности связаны с низкой температурой эксплуатации, не превышающей90°C, и с использованием сталей, предназначенных для изготовления строительных металлоконструкций, которые не имеют высокого сопротивления к радиационному охрупчиванию. Показано, что опорные конструкции реакторов типа ВВЭР-440 (проектов В-179 и В-230) могут ограничивать срок эксплуатации реактора в целом. Предложена модель для прогнозирования радиационного охрупчивания материалов опорных конструкций в зависимости от флюенса нейтронов и содержания примесных элементов – фосфора и меди. Рассмотрено влияние температуры облучения на различные механизмы, приводящие к радиационному охрупчиванию материала: за счет генерации точечных дефектов и формирования дислокационных петель, за счет упрочнения материала, обусловленного выпадением преципитатов меди, а также за счет образования сегрегаций фосфора.

1. ПНАЭ Г-7-002–86. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. – М.: Энергоатомиздат, 1989.

2. Расчет на сопротивление хрупкому разрушению корпусов водо-водяных энергетических реакторов на стадии проектирования. Методика // РД ЭО 1.1.2.99.0920–2014. – М.: АО «Концерн Росэнергоатом», 2014.

3. Корн Г., Корн Т. Справочник по математике для научных работников и инженеров: Определения, теоремы, формулы. Изд. 2. – М.: Наука, 1970. – 720 с.

4. Карзов Г. П., Николаев В. А., Юрченко Е. В. Дозовые зависимости радиационного охрупчивания российских материалов для корпусов энергетических реакторов ВВЭР-440 // Вопросы материаловедения. – 2009. – № 4(60). – С. 124–135.

5. Марголин Б. З., Николаев В. А., Юрченко Е. В., Николаев Ю. А., Ерак Д. Ю., Николаева А. В. Новый подход к описанию охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации // Проблемы прочности. – 2010. – № 42 (1). – С. 7–26.

6. Margolin B. Z., Nikolaev V. A., Yurchenko E. V., Nikolaev Yu. A., Erak D. Yu., Nikolaeva A. V. Analysis of embrittlement of WWER-1000 RPV materials // Int. J. Pres. Ves. & Piping, – 2012. – P. 89. – C. 178–186.

7. Марголин Б. З., Юрченко Е. В., Морозов А. М. Пороговые и предельные значения концентраций примесных элементов в материале корпусов реакторов типа ВВЭР // Вопросы материаловедения. – 2016. – № 2(86). – С. 152–163.

8. Радиационная повреждаемость и работоспособность конструкционных материалов / А. Д. Амаев, А. М. Крюков, И. М. Неклюдов и др. / Под ред. А. М. Паршина, П. А. Платонова. – СПб.: Политехника, 1997.

9. Алексеенко Н. Н., Амаев А. Д., Горынин И. В., Николаев В. А. Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов. – М.: Энергоиздат, 1981. – 191 с.

10. Steel L. E., Hawthorne J. R. Neutrone-induced changes in notch ductility of reactor pressure vessel steels // 9th Trans. Hot Laboratories Equipment Conf., ANS 4, 1961, June, No 1. – P. 92–93.

11. Влияние нейтронного облучения на свойства конструкционных материалов / Н. Ф. Правдюк, А. Д. Амаев, П. Л. Платон ов и др. // Действие ядерных излучений на материалы. – М.: Изд-во АН СССР, 1962.

12. Хоуторн Дж. Р. Радиационное охрупчивание // Охрупчивание конструкционных сталей и сплавов / Под ред. К. Л. Брейента и С. К. Бенерджи / Пер. с англ. – М.: Металлургия, 1988. – С. 423–479.

13. Nanstad R. K., Farrell K., Braski D. N., Corvin W. R. Accelerated neutron embrittlement of ferritic steels at low fluence flux and spectrum effects // J. of Nucl. Mat. – 1988. – V. 158. – P. 1–6.

14. Бурдаков Н. С., Васнин А. М., Ослин С. Г., Ривкин Е. Ю., Родин М. Е., Ушаков В. П., Цветков Л. А., Козлов А. В., Евсеев М. В. Исследование влияния облучения на прочностные характеристики материалов металлоконструкций реакторов // Атомная энергия. – 1990. – Т. 69, вып. 3. – С. 135–139.

15. Balesteros A. Irradiation Temperature, Flux and Spectral effect // IAEA Technical meeting on irradiation embrittlement and life management of rector pressure vessels in Nuclear Power Plants, 18–22 October 2010, Znojmo.

16. Ortner S., English C. Contribution of Laboratory Experiments To Unravelling The Mechanisms of RPV Embrittlement // PAMELA Workshop, Mol, Belgium, September 19–21, 2011.

17. Jones R., Williams T. The Dependence of Radiation Hardening and Embrittlement on Irradiation Temperature // ASTM STP1270-EB. Paper ID: STP16495S.

18. Марголин Б. З., Юрченко Е. В., Морозов А. М., Пирогова Н. Е. Анализ связи механизмов радиационного охрупчивания и влияния флакса нейтронов применительно к материалам корпусов реакторов ВВЭР // Проблемы прочности. – 2013. – № 4. – C. 27–50.

19. Integrity of reactor pressure vessels in nuclear power plants: assessment of irradiation embrittlement effects in reactor pressure vessel steels // IAEA nuclear energy series. No. NP-T-3.11. – Vienna: International atomic energy agency, 2009.

20. Debarberis L., Kryukov A., Gillemot F., Acosta B., Sevini F. Semi-mechanistic analytical model for radiation embrittlement and re-embrittlement data analysis // Int. J. Pres. Ves. Piping. – 2005. – V. 82. – P. 195–200.

21. Todeschini P., Lefebvre Y., Churier-Bossennec H., Rupa N., Chas G., Benhamou C. Revision of the irradiation embrittlement correlation used for the EDF RPV fleet // Proceedings of Fontevraud 7, Paper A084-T01, 26–30 September 2010, Avignon, France.

22. United States Nuclear Regulatory Commission “Effect of residual elements on predicted radiation damage in reactor vessels materials”. Regulatory Guide. 1.99 (Rev.1), USNRC: Washington, DC, 1977.

23. Irradiation, annealing and reirradiation effects on American and Russian reactor pressure vessel steels / M. A Sokolov., A. A. Chernobaeva, R. K. Nanstad, et. al. // 19th International Symposium “Effects of Radiation on Materials”, ASTM STP1366. – West Conshohocken, PA: American Society of Testing and Materials, 2000.

24. Расчет на сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов ВВЭР-440 (В-179, В-230) с учетом их отжига при продлении срока эксплуатации до 60 лет. Методика МТ 1.1.4.02.1204–2017. – М.: АО «Концерн Росэнергоатом», 2017.

25. Кулешова Е. А., Гурович Б. А., Штромбах Я. И., Фролов А. С., Федотова С. В., Мальцев Д. A., Крикун Е. В., Журко Д. A., Чернобаева A. A. Эволюция структуры и свойств стали 15Х2НМФАА КР ВВЭР-1000 под воздействием низкотемпературного облучения // 14-я международная конференция «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС – Мейнстрим-2016», 6–10 июня 2016 г., Санкт-Петербург, Зеленогорск.

26. Pechenkin V. A., Stepanov I. A., Konobeev Yu. V. Modeling of phosphorus accumulation on grain boundaries in iron alloys under irradiation //: 20th Int. Symp. “Effects of Radiation on Materials”, ASTM STP 1405, 2001. – P. 174–187.

27. Dienes G. J., Damask A. C. J. Radiation enhanced diffusion in solids // Appl. Phys. – 1958. – V. 29. – P. 1713–1721.

28. Dienes G. J., Vineyard G. H. Radiation effects in solids. – New York: Interscience Publishers, 1957. – 226 p.

29. Okamoto P. R., Rehn L. E. Radiation-induced segregation in binary and ternary alloys // J. Nucl. Mater. – 1979. – V. 83, Is. 1. – P. 2–23.

30. McElroy R. J., English C. A., Foreman A. J., Gage G., Hyde J. M., Ray P. H. N., Vatter I. A. Temper embrittlement, irradiation induced phosphorus segregation and implications for postirradiation annealing of reactor pressure vessels // 18th International Symposium “Effects of Radiation on Materials”, ASTM STP1325; ASTM; 1999. – P. 296–316.

31. Kimura A., Shibata M., Kasada R., Fujii K., Fukuya K., Nakata H. Assessment of Neutron Irradiation-Induced Grain Boundary Embrittlement by Phosphorous Segregation in a Reactor Pressure Vessel Steel // ASTM Int. 2 (JAI1239). – 2005. – V. 8.

32. Nishiyama Y., Onizawa K., Suzuki M., Anderegg J. W., Nagai Y., Toyama T., Hasegawa M., Kameda J. Effects of neutron-irradiation-induced intergranular phosphorus segregation and hardening on embrittlement in reactor pressure vessel steels // Acta Mater.– 2008. – V. 56. – P. 4510– 4521.

33. Nishiyama Y., Yamagushi M., Onizawa K., Iwase A., Matsuzawa H. Irradiationinduced grain-boundary solute segregation and its effect on ductile-to-brittle transition temperature in reactor pressure vessel steels // ASTM Int. 6 (JAI10195). – 2009. – V. 9.

34. Марголин Б. З., Юрченко Е. В., Морозов А. М., Чистяков Д. А. Новый метод прогнозирования теплового старения сталей корпусов реакторов типа ВВЭР // Вопросы материаловедения. – 2013. – № 3(75) . – C. 120–134.

35. Рыбин В. В., Николаев В. А. О механизмах, определяющих зависимость радиационного охрупчивания корпусной стали от ее химического состава // Вопросы материаловедения. – 1995. – № 1. – C. 27–54.

36. Mathon M. H., Barbu A., Dunstetter F., Maury F., Lorenzelli N., d e Novion C. H. Experimental study and modeling of copper precipitation under electron irradiation in dilute FeCu binary alloys // J. Nucl. Mater. – 1997. – V. 245. – P. 224–237.

37. Рогожкин С. В., Никитин А. А., Алеев А. А., Залужный А. Г., Чернобаева А. А., Ерак Д. Ю., Штромбах Я. И., Забусов О. О. Исследование тонкой структуры материала сварного шва с высоким содержанием фосфора корпуса реактора ВВЭР-440 после облучения, отжига и повторного облучения // Ядерная физика и инжиниринг. – 2013. – Т. 4, № 1. – C. 73–82.

38. Boydon F., McElroy R., Gage G., Phythian W. Low Temperature Embrittlement of RPV Support Structure Steel // ASTM STP1270. DOI:10.1520/STR16482S.

39. McElroy R., Williams Т., Boydon F., Hemsworth В. Low Temperature Embrittlement of LWR RPV Support Structures // Int. J. Pres. Ves. Piping. – 1993. – V. 54. – P. 171–211.

40. Miller M. K., Chernobaeva A. A., Shtrombakh Ya. I., Russel K. F., Nanstad R. K., Erak D. Yr. , Zabusov O. O. Evolution of the nanostructure of VVER-1000 RPV materials under neutron irradiation and post irradiation annealing // J. Nucl. Mater. – 2009. – V. 385. – P. 615–622.

41. Gurovich B., Kuleshova E., Shtrombakh Ya., Erak D., Chernobaeva A., Zabusov O. Fine structure behaviour of VVER-1000 RPV materials under irradiation // J. Nucl. Mater. – 2009. – V. 389. – P. 490–496.

42. Kryukov A., Debarberis L., Ballesteros A., Krsjak V., Burcl R., Rogozhkin S. V., Nikitin A. A., Aleev A. A., Zaluzhnyi A. G., Grafutin V. I., Il y u khin a O., F u nti ko v Yu. V., Z em a n A. Integrated analysis of WWER-440 RPV weld re-embrittlement after annealing // J. Nucl. Mater. – 2012. – V. 429. – P. 190–200.

43. Miller M. K., Rassell K. F., Kocik J., Keilova E. Embrittlement of low copper VVER 440 surveillance samples neutron-irradiated to high fuences // J. Nucl. Mater. – 2000. – V. 282. – P. 83–88.

44. Kirk M. Assessment of flux effect exhibited by IVAR database // Proc. of the IAEA Technical Meeting on Radiation embrittlement and Life Management of Reactor Pressure Vessels, Znojmo, Czech Republic, 18–22 October, 2010.

45. D'Eason E. D., Odette G. R., Nanstad R. K., Yamamoto T. A. Physically Based Correlation of Irradiation-Induced Transition Temperature Shifts for RPV Steels. – ORNL/TM-2006/530, Nov. 2007.

46. Margolin B. Z., Shvetsova V. A., Gulenko A. G., Kostylev V. I. Application of Prometey local approach to brittle fracture: development and application // Eng. Fract. Mech. – 2008. – V. 75. – P. 3483–3498.

47. Margolin B. Z., Shvetsova V. A., Gulenko A. G. Radiation embrittlement modeling in multi-scale approach to brittle fracture of RPV steels // Int. J. of Fracture. – 2013. – V. 179, Is. 1. – P. 87–108.

48. Chernobaeva A. A., Kryukov A. M., Amaev A. D., Erak D. Yu., Platonov P. A., Shtrombakh Y. I. The Role of Flax Effect on Radiation Embrittlement of WWER-440 Reactor Pressure Vessel Materials // Proc. of the IAEA Technical Meeting. RRC “Kurchatov institute”, Gus khrustalny, Russia, 2008. – P. 38–53.

49. Kryukov A., Blagoeva D., Debarberis L. Flux effect analysis in wwer-440 reactor pressure vessel steels // J. Nucl. Mater. – 2013.– V. 443(1–3). – P. 171–175.