Model of corrosion cracking of irradiated austenitic steels. Part 1. Analysis of damage mechanisms and formulation of the defining equations

Проведен анализ механизмов, потенциально оказывающих влияние на коррозионное растрескивание под напряжением (КРН) облученных аустенитных сталей в среде теплоносителя I контура легководных реакторов типа PWR и ВВЭР. На основании анализа и обобщения литературных и оригинальных данных определен критерий инициации КРН. Сформулированы условия, необходимые для развития межзеренной трещины по механизму КРН. Рассмотрена природа низкотемпературной ползучести облученных аустенитных сталей и предложены уравнения, ее описывающие. На основании сформулированного критерия зарождения зернограничных микротрещин и полученных уравнений ползучести разработана модель инициации КРН.

1. Пиминов В. А., Евдокименко В. В. Надежность на весь срок эксплуатации // РЭА [Росэнергоатом]. − 2015. − № 2. − С. 16–19.

2. Карзов Г. П., Марголин Б. З. Основные механизмы радиационного повреждения материалов ВКУ и материаловедческие проблемы их длительной эксплуатации // РЭА [Росэнергоатом].− 2015. − № 2. − С. 8–15.

3. Radiation-induced material changes and susceptibility to intergranular failure of light-water-reactor core internals / S. M. Brue mmer, E. P. Si monen, P. M. Scott, et al. // J. Nucl. Mater. − 1999. – V. 274. − P. 299–314.

4. Influence of Carbide Precipitation and Rolling Direction on Intergranular Stress Corrosion Cracking of Austenitic Stainless Steels in Hydrogenated High-Temperature Water / K. Arioka, T. Ya mada, T. Terachi, et al. // Corrosion − 2006. – V. 62. − P. 568–572.

5. Multi-scale characterization of stress corrosion cracking of cold-worked stainless steels and the influence of Cr content / S. Lozano-Perez, T. Ya ma da, T. Terachi, et al. // Acta Materialia. − 2009. – V. 57. − P. 5361–5381.

6. Nishioka H., Fukuya K., Fujii K., Torimaru T. IASCC Initiation in Highly Irradiated Stainless Steels under Uniaxial Constant Load Conditions // Journal of Nuclear Science and Technology. – 2008. – V. 45, N 10 – P. 1072–1077.

7. Radiation effects on the stress corrosion and other selected properties of type 304 and type 316 stainless steel / A.J. Jacobs, J.P. Wozadlo, K. Nakata et al. // Proc. of 3rd Intern. Symp. On Enviromental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems Water Reactors, 1988. − P. 673–680.

8. Scott P. A review of irradiation assisted stress corrosion cracking // J. Nucl. Mater. − 1994. – N 211. − P. 101–122.

9. Bruemmer S. M., Charlot L. A., Atterige D. G. Sensitization development in austenitic stainless steels-measurement and prediction of thermomechanical history effects // Corrosion. − 1987. – N 44. − P. 427.

10. Grain boundary composition and irradiation-assisted stress corrosion cracking resistance in type 348 stainless steel / A. J. Jacobs, J. P. Wozadlo, K. Nakata et. al. // Corrosion. − 1994. − V. 50. − P. 731– 740.

11. Погодин В. П., Богоявленский В. Л., Сентюрев В. П. Межкристаллитная коррозия и коррозионное растрескивание нержавеющих сталей в водных средах. – М.: Атомиздат, 1970. – 422 с.

12. Логан Х. Л. Коррозия металлов под напряжением. – М.: Металлургия, 1970. – 341 с.

13. Busby J. T., Wa s G. S., Kenik E. A. Isolating the effect of radiation-induced segregation in irradiation-assisted stress corrosion cracking of austenitic stainless steels // J. Nucl. Mater. − 2002. − V. 302. − P. 20–40.

14. Was G.S., Farkas D., Robertson I. M. Micromechanics of dislocation channeling in intergranular stress corrosion crack nucleation // Current Opinion in Solid State and Materials Science. − 2012. − V. 16. − P. 134–142.

15. Karlsen W., Diego G., Devrient B. Localized deformation as a key precursor to initiation of intergranular stress corrosion cracking of austenitic stainless steels employed in nuclear power plants // J. Nucl. Mater. − 2010. − V. 406. − P. 138–151.

16. Jiao Z., Was G. S. Localized deformation and IASCC initiation in austenitic stainless steels//J. Nucl. Mater. − 2008. − V. 382. − P. 203–209.

17. Li X., Al mazouzi A. Deformation and microstructure of neutron irradiated stainless steels with different stacking fault energy // J. Nucl. Mater. − 2009. − V. 385. − P. 329–333.

18. Little E. A. Fracture mechanics evaluations of neutron irradiated type 321 austenitic steel // J. Nucl. Mater. − 1986. − V. 139. − P. 261–276.

19. Марголин Б. З., Федорова В. А., Филатов В. М.. Метод оценки долговечности внутрикорпусных устройств ВВЭР по критерию инициации межкристаллитного коррозионного растрескивания облученных аустенитных сталей // Проблемы прочности. — 2012. — № 2. — С. 5-22.

20. Марголин Б. З., Гуленко А. Г., Бучатский А. А., Нестерова Е. В., Каштанов А. Д.. Исследование влияния термического старения на длительную прочность и пластичность стали Х18Н9 // Вопросы материаловедения. − №4 (64) . − 2010. − С. 118–127.

21. Fukuya K. Current understanding of radiation-induced degradation in light water reactor structural materials // Journal of Nuclear Science and Technology. − 2013. − 50(№ 3). − P. 213–254.

22. Garner F. A. Void swelling and irradiation creep in light water reactor (LWR) environments // Understanding and Mitigating Ageing in Nuclear Power Plants / Ed. P. G. Tipping. − Woodhouse Publishing, − 2010, − P. 308–356.

23. Ernestova M. Influence of the Neutron Spectrum on the Sensitivity to IASCC and Microstructure of CW 316 Material // Proc. of the 8th International Symposium Fontevraud 8, Contribution of Materials Investigations and Operating Experience to LWRs Safety, Performance and Reliability; SFEN 2014.

24. Slow strain rate tensile tests on irradiated austenitic stainless steels in simulated light water reactor environments / Y. Chen, A. S. Rao, B. Alexandreanu et. al. // Nuclear Engineering and Design. − 2014. − V. 269. − P. 38– 44.

25. Stephenson K. J., Was G. S. The role of dislocation channeling in IASCC initiation of neutron irradiated stainless steel // J. Nucl. Mater. − 2016. − V. 481. − P. 214–225.

26. Mechanism of dislocation channel-induced irradiation assisted stress corrosion crack initiation in austenitic stainless steel / M. D. Mc Murtrey, B. Cui, I. Robertson et. al. // Current Opinion in Solid State and Materials Science. − 2015. – V. 19. − P. 305–314.

27. Марголин Б. З., Пирогова Н. Е., Потапова В. А., Сорокин А. А., Бардашова Н. В., Петров С. Н., Михайлов М. С. Исследование механизмов коррозионного растрескивания стали для ВКУ ВВЭР на основе имитационных испытаний // Вопросы материаловедения. − 2017. − № 4 (92). − С. 193–218.

28. Марголин Б. З., Гуленко А. Г., Бучатский, Балакин С. М. Прогнозирование скорости роста трещины в аустенитных материалах в условиях ползучести и нейтронного облучения // Вопросы материаловедения. − 2005. − № 4(44). − С. 59–68.

29. Alexandreanu B., Capell B., Was G. S. Combined effect of special grain boundaries and grain boundary carbides on IGSCC of Ni–16Cr–9Fe–xC alloys // Materials Science and Engineering A. − 2001. − V. 300. − P. 94–104.

30. Скалли Дж. Основы учения о коррозии и защите металлов. – М.: Мир, 1978. – 223.

31. West E. A., Mc Murtrey M. D., Jiao Z., Was G. S. Role of Localized Deformation in Irradiation-Assisted Stress Corrosion Cracking Initiation // Met. and. Mat. Trans. − 2012. – 43A. − P. 136–146.

32. Post-irradiation SCC investigations on highly irradiated core internals component materials / A. Toivonen, P. Aaltonen, W. K arlsen et al. // Proceedings of Fontevraud 6 Conference "Contribution of Materials Investigations to Improve the Safety and Performance of LWRs", 18–22 Sept. 2006, Royal Abbey, France.

33. Fractographic observations on highly irradiated AISI 304 steel after constant load tests in simulated PWR water and argon and after supplementary tensile and impact tests / A. Toivonen, U. Ehrnstén, W. Karlsen et. al. // Proceedings of the 12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power System – Water Reactors / Edited by T.R. Allen, P.J. King, and L. Nelson TMS (The Minerals, Metals & Materials Society), 2005.

34. Determination of the time to failure curve as a function of stress for a highly irradiated AISI 304 stainless steel after constant load tests in simulated PWR water environment / C. Pokor, A. Toivonen, M. Wintergerst et al. // Proceedings of Fontevraud 7 Conference "Contribution of Materials Investigations to Improve the Safety and Performance of LWRs", 26–30 Sept. 2010, Avignon, France.

35. Дж. Хирт, И. Лоте. Теория дислокаций. – М.: Атомиздат, 1972. – 599 с.

36. Кан Р.У., Хаазен П. Физическое металловедение. Т.3. – М.: Металлургия, 1972. – 663 с.

37. Fukuya K., Nishioka H., Fujii K. Fracture behavior of austenitic stainless steels irradiated in PWR // J. Nucl. Mater. − 2008. – V. 378. − P. 211–219.

38. Nishioka H., Fukuya K., Fujii K. Deformation Structure in Highly Irradiated Stainless Steels // Journal of Nuclear Science and Technology. − 2008. − V. 45, N 4. − P. 274–287.

39. Na mburi H. K., Hojna A., Zdenek F.. Effect of tensile strain on microstructure of irradiated core internal material // Proc. of the 24th International Conference Nuclear Energy for New Europe. Portoroz, Slovenia, 2015.

40. Characterization of surface oxides formed on irradiated stainless steels in simulated PWR primary water K. Fukuya; H. Nishioka; K. Fujii et.al. // Fontevraud 8: Conference on Contribution of Materials Investigations and Operating Experience to LWRs' Safety, Performance and Reliability; Avignon (France); 15–18 Sep 2014.

41. Методология исследования коррозионных пленок на нержавеющих сталях / В. А. Зуёк, Р. А. Рудь, И. А. Петельгузов и др. // Вопросы атомной науки и техники. − 2010. − № 1(95). − С. 141–149.

42. Чухров Ф. В. Минералы. Справочник. Т. 2, вып.3. – М.: Наука, 1967. – 676 c.

43. The radiation swelling effect on fracture properties and fracture mechanisms of irradiated austenitic steels. Part I. Ductility and fracture toughness B. Margolin, A. Sorokin, V. Shvetsova et al. // J. Nucl. Mater. − 2016. – V. 480. − P. 52–68.

44. Качанов Л. М. О времени разрушения в условиях ползучести // Изв. АН ССР, ОТН.–1958. – № 8. – С. 3–10.

45. Работнов Ю. Н. Ползучесть элементов конструкций. – М.: Наука, 1966.– 452 с.

46. McDowell P. D. L. Continuum modeling of localized deformation in irradiated bcc materials // J. Nucl. Mater. − 2013. – V. 432. − P. 414–427.