сгенерировать QR код
Открытый доступ
Только для подписчиков
Исследование механизмов коррозионного растрескивания под напряжением облученных аустенитных хромоникелевых сталей, используемых для внутрикорпусных устройств реакторов типа ВВЭР и PWR
https://doi.org/10.22349/1994-6716-2020-102-2-174-199
Аннотация
Проведены испытания на коррозионное растрескивание образцов из облученных хромоникелевых аустенитных сталей марок 321 (сталь (08–12)Х18Н10Т), 316 (сталь 06Х16Н11М3) и 304 (сталь 02Х18Н9). Образцы облучали в различных энергетических спектрах нейтронов до различных повреждающих доз в диапазоне от 4,5 до 150 сна. Испытания проводили в автоклавах в водной среде, имитирующей теплоноситель 1-го контура реакторов типа ВВЭР, при температурах 290–315°С. Проанализировано влияние величины повреждающей дозы облучения и энергетического спектра нейтронов на склонность сталей к коррозионному растрескиванию под напряжением (КРН). Определены доминирующие механизмы КРН для различных аустенитных сталей. Проведено сравнение режимов нагружения на сопротивление КРН образцов, облученных до одной и той же повреждающей дозы.
Ключевые слова
аустенитные хромоникелевые стали,
повреждающая доза облучения,
коррозионное растрескивание под напряжением
При поддержке: Работа выполнена в рамках сотрудничества с Material Ageing Institute («Институт старения материалов») по проекту «Vessel internal project VIP 1» (проект «Внутрикорпусные устройства»)
Об авторах
Б. З. Марголин
НИЦ «Курчатовский институт» – ЦНИИ КМ «Прометей»
Россия
Россия
д-р техн. наук
191015 Санкт-Петербург, Шпалерная ул., 49
Н. Е. Пирогова
НИЦ «Курчатовский институт» – ЦНИИ КМ «Прометей»
Россия
191015 Санкт-Петербург, Шпалерная ул., 49
Россия
191015 Санкт-Петербург, Шпалерная ул., 49
А. А. Сорокин
НИЦ «Курчатовский институт» – ЦНИИ КМ «Прометей»
Россия
Россия
канд. техн. наук
191015 Санкт-Петербург, Шпалерная ул., 49
В. И. Кохонов
НИЦ «Курчатовский институт» – ЦНИИ КМ «Прометей»
Россия
191015 Санкт-Петербург, Шпалерная ул., 49
Россия
191015 Санкт-Петербург, Шпалерная ул., 49
Список литературы
1. Пиминов В. А., Евдокименко В. В. Надежность на весь срок эксплуатации // Росэнергоатом. − 2015. − No 2. − С. 16–19.
2. Карзов Г. П., Марголин Б. З. Основные механизмы радиационного повреждения материалов ВКУ и материаловедческие проблемы их длительной эксплуатации // Росэнергоатом. − 2015. − No 2. − С. 8–15.
3. Scott P. A review of irradiation assisted stress corrosion cracking // J. Nucl. Mater. − 1994. – N 211. − P. 101–122.
4. Investigations on core basket bolts from a VVER 440 power plant / U. Ehrnstén, J. Pakarinen, W. Karlsen et. al. / Engineering Failure Analysis. – 2013. – N 33 – P. 55–65.
5. Andresen P. L., Was G. S. A historical perspective on understanding IASCC // J. Nucl. Mater. − 2019. –N 517 − P. 380–392.
6. 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. O3-A008-T2.
7. Tanguy B., Pokor C., Stern A., Bossis P. Initiation stress threshold irradiation assisted stress corrosion cracking criterion assessment for core internals in PWR environment // Proceedings of the ASME 2011 Pressure Vessels & Piping Division Conference, 2011, Baltimore, Maryland, USA, PVP201158051.
8. Gérard R., Pokor C. Internal Components: Design and Main Ageing Mechanisms // Soteria Training Symposium on Irradiation Effects in Structural Materials for Nuclear Reactors, 2012, Seville.
9. 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, N10. – P. 1072–1077.
10. Post-irradiation SCC investigations on highly irradiated core internals component materials/ A. Toivonen, P. Aaltonen, W. Karlsen 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.
11. Takakura K., Nakata K., Kubo N., Fujimoto K., Sakima K. IASCC Evaluation Method of Irradiated Cold Worked 316SS Baffle Former Bolt in PWR Primary Water // Proc. of the ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference PVR 2009, Prague, Czech Rebulic, 2009. – PVP2009-77279.
12. Freyer P., Mager T., Burke M. Hot cell crack initiation testing of serious heats of highly irradiated 316 stainless steel components obtained from three commercial PWRs // Proc. of 13th Intern. Conf. on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors, Canada, August 19–23, 2007
13. Analysis of mechanisms inducing corrosion cracking of irradiated austenitic steels and development of a model for prediction of crack initiation / B. Margolin, A. Sorokin, N. Pirogova et. al. // Engineering Failure Analysis. – 2020. – V. 107 (104235) – P. 1–20.
14. – Irradiation assisted stress corrosion cracking of austenitic stainless steel WWER reactor core internals / A. Hojná, M. Ernestová, O. Hietanen et. al. // 15th International Conference on Environmental Degradation, TMS. – 2011. – P. 1257–1272.
15. Fukuya K. Current understanding of radiation-induced degradation in light water reactor structural materials//Journal of Nuclear Science and Technology. − 2013. –V. 50(N 3). − P. 213–254.
16. Cracking susceptibility of irradiated stainless steels in a simulated PWR environment / Y. Chen, A. S. Rao, W. Soppet et. al. // 22nd Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology San Francisco, California, USA – August 18–23, 2013.
17. Stephenson K. J., Was G. S. Crack initiation behavior of neutron irradiated model and commercial stainless steels in high temperature water // J. Nucl. Mater. − 2014. –V. 444 (1–3) −P. 331–341.
18. The effects of irradiation and testing temperature on tensile behaviour of stainless steels/ C. Bailat, A. Almazouzi, N. Baluc et al. //J. Nucl. Mater. − 2000. –V. 283–287. − P. 446–450.
19. Bosch R. W., Vankeerberghen M., Gérard R. Crack initiation testing of thimble tube material under PWR conditions to determine a stress threshold for IASCC // J. Nucl. Mater. − 2015. –V. 461. − P. 112–121.
20. Conermann J., Shogan R., Fujimoto K., Yonezawa T., Tamaguchi Y. Irradiation effects in a highly irradiated cold worked stainless steel removed from a commercial PWR // Proc. of 12th Int. Conf. on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors, USA, August 14–18, 2005. – 2005. – P. 277–287.
21. Погодин В. П., Богоявленский В. Л., Сентюрев В. П. Межкристаллитная коррозия и коррозионное растрескивание нержавеющих сталей в водных средах. – М.: Атомиздат, 1970. – 421 с.
22. Scott P. M. Environment-assisted cracking in austenitic components // Intern. J. Pressure Vessel and Piping. – 1996. – V. 65. – P. 255–264.
23. Influence of the Neutron Srectrum on the Tensile Properties of Irradiated Austenitic Stainless Steels, in Air and in PWR Environment / J.-P. Massoud, M. Zamboch, P. Brabec et al. // Proceedings of the 12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power System-Water Reactors, Snowbird, UT, August 2005.
24. Influence of the Neutron Spectrum on the Sensitivity to IASCC and Microstructure of CW 316 Material / M. Ernestova, J. Burda, J. Kocik et. al. // Proc. of the 8th International Symposium Fontevraud 8, Contribution of Materials Investigations and Operating Experience to LWRs Safety, Performance and Reliability; SFEN 2014.
25. Investigation of high temperature annealing effectiveness for recovery of radiation-induced structural changes and properties of 18Cr–10Ni–Ti austenitic stainless steels / B. A. Gurovich, E. A. Kuleshova, A. S. Frolov et. al. // J. Nucl. Mater. − 2015. –V. 465 − P. 565–581.
26. 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. − No 4(92). − С. 193–218.
27. Busby J. T., Was 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.
28. Little E. A. Fracture mechanics evaluations of neutron irradiated type 321 austenitic steel // J. Nucl. Mater. − 1986. –V. 139. − P. 261–276.
Рецензия
Для цитирования:
Марголин Б.З., Пирогова Н.Е., Сорокин А.А., Кохонов В.И. Исследование механизмов коррозионного растрескивания под напряжением облученных аустенитных хромоникелевых сталей, используемых для внутрикорпусных устройств реакторов типа ВВЭР и PWR. Вопросы материаловедения. 2020;(2(102)):174-199. https://doi.org/10.22349/1994-6716-2020-102-2-174-199
For citation:
Margolin B.Z., Pirogova N.E., Sorokin A.A., Kokhonov V.I. Mechanisms of stress corrosion cracking of irradiated austenitic chromium-nickel steels used for WWER and PWR vessel internals. Voprosy Materialovedeniya. 2020;(2(102)):174-199. (In Russ.) https://doi.org/10.22349/1994-6716-2020-102-2-174-199
Просмотров:
358
Послать статью по эл. почте 