Исследование состояния металла внутрикорпусных устройств реактора ВВЭР после эксплуатации в течение 45 лет. Часть 4. Характеристики прочности и пластичности и механизмы разрушения

Представлены результаты испытаний на растяжение в широком диапазоне температур стандартных образцов из аустенитной стали марки 08Х18Н10Т, облученной в течение 45 лет в ВВЭР-440 с разными повреждающими дозами. Определены стандартные механические характеристики, включая критическую деформацию и разрушающее напряжение, исследованы механизмы разрушения. Обнаружено, что с понижением температуры наблюдается падение критической деформации, обусловленное переходом к хрупкому межзеренному разрушению, которое названо низкотемпературным гелиевым охрупчиванием (НТГО). На основе анализа других опубликованных работ сделан вывод, что НТГО – достаточно общее явление, которое проявляется для различных аустенитных сталей, облученных смешанным спектром нейтронов (в реакторах типа ВВЭР и PWR).

Показано, что низкотемпературное охрупчивание аустенитных сталей обусловлено двумя факторами: деформационным мартенситом и низкой когезивной прочностью границ зерен, вызванной сегрегацией гелия. Предложен механизм зарождения микротрещин на ослабленных границах зерен с учетом морфологии деформационного мартенсита около границ зерен. В температурном диапазоне НТГО обнаружен ряд особенностей пластического деформирования исследуемой аустенитной стали: «бегущая» шейка; резкий рост напряжений перед разрывом образца; различия в кривых деформирования для разных сечений при растяжении стандартного цилиндрического образца.

1. Марголин Б. З., Варовин А. Я., Минкин А. И., Гурин Д. А., Глухов В. А. Исследование состояния металла внутрикорпусных устройств реактора ВВЭР после 45 лет эксплуатации. Сообщение 1. Программа исследований, оборудование и вырезка трепанов из ВКУ // Вопросы материаловедения. – 2020. – № 3(103). – С. 135–143.

2. Lucas G. E. The evolution of mechanical property change in irradiated austenitic stainless steels // Journal of Nuclear Materials. – 1993. – V. 206. – P. 287–305.

3. Garner F. A. Radiation Damage in Austenitic Steels / Ed. R.J.M. Konings // Comprehensive Nuclear Materials. – 2012. – V. 4. – P. 33–95.

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

5. Effect of neutron irradiation on tensile properties of materials for pressure vessel internals of WWER type reactors / A. A. S o ro k i n, B. Z. M a r go l i n, I. P. K u r s ev i c h et al. // Journal of Nuclear Materials. – 2014. – V. 444. – P. 373–384.

6. Effect of Irradiation on Water Reactors Internals. V. 3: Irradiation Embrittlement of Reactor Internals Materials // AMES Report №11. CEA TechAtom VTT. ECSC-EECC-EAEC, Brussels–Luxemburg, 1997.

7. Chopra O. K. Degradation of LWR Core Internal Materials due to Neutron Irradiation // N45NUREG CR-7027, ANL-10/11, 2010.

8. Chopra O. K., Rao A. S. A Review of irradiation effects on LWR core internal materials – Neutron embrittlement // J. Nucl. Mater. – 2011. – V. 412. – P. 195–208.

9. Fukuya K. Current understanding of radiation-induced degradation in light water reactor structural materials // J. Nuclear Science and Technology. – 2013. – V. 50, N 3. – P. 213–254.

10. Margolin B. Z., Kursevich I. P., Sorokin A. A., Vasina N. K., Neustroev V. S. Embrittlement and fracture toughness of highly irradiated austenitic steels for vessel internals of WWER type reactors. Part 2. Relation between irradiation swelling and irradiation embrittlement // Physical and mechanical behavior. Strength of Materials. – 2010. – V. 42. – P. 144–153.

11. Effect of neutron irradiation on microstructure and properties of austenitic AISI 321 steel, subjected to equal-channel angular pressing / V. K. S h a ma r d i n, Yu. D. G on cha r e nk o, T. M. Bu l an ov a, et al. // Adv. Mater. – 2012. – V. 31. – P. 167–173.

12. РД ЭO 1.1.2.99.0944–2013. Методика расчета прочности и остаточного ресурса внутрикорпусных устройств ВВЭР-1000 при продлении срока эксплуатации до 60 лет.

13. Карзов Г. П., Марголин Б. З. Основные механизмы радиационного повреждения материалов ВКУ и материаловедческие проблемы длительной эксплуатации // РЭА. – 2015. – V. 2. – P. 8–15.

14. Hure J., Tanguy B., Ritter C., Bourganel S., Sefta F. Extensive investigation of the mechanical properties of a Chooz A internal component // Proceedings of the 7th International Symposium on Contributions of Materials Investigation to Improve the Safety and Performance of PWRs (Fontevraud 9), Avignon, France, 17–20 September 2018.

15. Renault Laborne A., Malaplate J., Gavoille P., Sefta F., Brimbal D. Characterization of a CHOOZ A corner specimen by transmission electron microscopy, immersion density and thermoelectric power measurements // Proceedings of the 7th International Symposium on Contributions of Materials Investigation to Improve the Safety and Performance of PWRs (Fontevraud 9), Avignon, France, 17–20 September 2018.

16. Исследование состояния металла внутрикорпусных устройств реактора ВВЭР после 45 лет эксплуатации. Часть 3: Микроструктура и фазовый состав / Е. А. Кулешова, С. В. Федотова, Б. А. Гурович и др. // Вопросы материаловедения. – 2020. – № 3(103). – P. 157–180.

17. Влияние радиационного распухания и особенностей деформирования на процессы разрушения облученных аустенитных сталей при статическом и циклическом нагружении. Часть 1. Пластичность и трещиностойкость / Б. З. Марголин, А. А. Сорокин, В. А. Швецова и др. // Вопросы материаловедения. – 2016. – № 3 (87). – С. 159–191.

18. Пирогова Н. Е., Джаландинов А. Д., Марголин Б. З., Дергач Р. В., Минкин А. И. Исследование состояния металла внутрикорпусных устройств реактора ВВЭР после 45 лет эксплуатации. Часть 2. Расчетно-экспериментальное определение флюенса быстрых нейтронов и повреждающей дозы // Вопросы материаловедения. – 2020. – № 3(103). – P. 144–157

19. Бриджмен П. В. Исследование больших пластических деформаций и разрыва. – М.: Изд-во иностр. лит-ры, 1955. – 444 с.

20. Gusev M. N., Maksimkin O. P., Osipov L. S., Garner F. A. Anomalously large deformation of 12Cr18Ni10Ti austenitic steel irradiated to 55 dpa at 310°C in the BN-350 reactor // J. Nucl. Mater. – 2009. – V. 386–388. – P. 273–276.

21. Gusev M. N., Maksimkin O. P., Garner F. A. Peculiarities of plastic flow involving “deformation waves” observed during low-temperature tensile tests of highly irradiated 12Cr18Ni10Ti and 08Cr16Ni11Mo3 steels // J. Nucl. Mater. – 2010. – V. 403. – P. 121–125.

22. Margolin B. Z., Sorokin A. A. A physical-mechanical model of ductile fracture in irradiated austenitic steels // Strength of Materials. – 2013. – V. 45, N 2. – P. 125–143.

23. Belozerov S. V., Neustroev V. S., Shamardin V. K. Studying helium accumulation in austenitic steels for evaluating radiation damage in internals of water-moderated water-cooled power reactors // The Physics of Metals and Metallography. – 2008. – V. 106. – P. 503–509.

24. Barnes R. S. Embritlement of stainless steels and nickel based alloys at high temperature induced by neutron radiation // Nature. – 1965. – V. 206. – P. 1307.

25. Ward A. L., Holmes J. J. Ductility Loss in Fast Reactor irradiated stainless steel // Nuclear Applications  Technology. – 1970. – V. 9.

26. Вотинов С. Н., Прохоров В. И., Островский З. Е. Облученные аустенитные стали. – М.: Наука, 1987.

27. Rawl Jr. D. E., Caskey Jr., G. R., Donovan J. A. Low-temperature helium embrittlement of tritium-charged stainless steel // 109th Annual AIME Meeting, Las Vegas, Nevada, February 24–28, 1980.

28. Caskey Jr. G. R., Mezzanotte Jr. D. A., Rawl Jr. D. E. Helium damage in austenitic stainless steels, TMS-AIME Annual Meeting, Atlanta, Georgia, March 6–10, 1983.

29. Jenssen A., Efsing P., Forssgren B., Bengtsson B., Molin M. Examination of highly irradiated stainless steels from BWR and PWR reactor pressure vessel internals // Proceedings of the 7th International Symposium on Contributions of Materials Investigation to Improve the Safety and Performance of PWRs (Fontevraud 7), Avignon, France, 26–30 September 2010.

30. Hojna A. Overview of Intergranular Fracture of Neutron Irradiated Austenitic Stainless Steels, Metals. – 2017. – V. 7. – P. 392; doi: 10.3390/met7100392.

31. Grossbeck M. L., Ehrlich K., Wassilew C. An assessment of tensile, irradiation creep, creep rupture and fatigue behavior in austenitic stainless steels with emphasis on spectral effects // J. Nucl. Mater. – 1990. – V. 174. – P. 264–281.

32. Ullmaier H., Camus E. Low temperature mechanical properties of steels containing high concentrations of helium // J. Nucl. Mater. – 1997. – V. 251. – P. 262–268.

33. Influence of the Neutron Spectrum 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.

34. Influence of the Neutron Spectrum on the Sensitivity to IASCC and Microstructure of CW 316 Material / M. Ernestova, J. Burda, J. Kociketal // Proceedings of the 8th International Symposium on Contributions of Materials Investigation to Improve the Safety and Performance of PWRs (Fontevraud 8), Avignon, France, September 2014.

35. Miura T., Fujii K., Fukuya K. Micro-mechanical investigation for effects of helium on grain boundary fracture of austenitic stainless steel // J. Nucl. Mater. – 2015. – V. 457. – P. 279–290.

36. Yamagushi M., Shiga M, Kaburaki H. Energetics of segregation and embrittling potency for non-transition elements in the Ni 5 (012) tilt grain boundary: a first-principal study // J. Phys. Cond. Matter. – 2004. – V. 16. – P. 3933–3956.

37. The effect of Li, He and Ca on grain boundary cohesive strength in Ni // R.W. Smithetal. // Scripta Materialia. – 2000. – V. 43(10). – P. 957–961.

38. Yamagushi M., Kaburaki H. First-principal calculations on the grain boundary decohesion of iron and nickel by oxygen // Proceedings of the Joint International Topical Meeting on Matematics & Computation and Supercomputing in Nuclear Applications; ANS; 2007.

39. Jung P., Henry J., Chen J., Brachet J. C. Effect of implanted helium on tensile properties and hardness of 9% Cr martensitic stainless steels // J. Nucl. Mater. – 2003. – V. 318. – P. 241–248.

40. Henry J., Jung P., Chen Chen J., Brachet J.-C. Tensile properties and microstructure of 9Cr1Mo martensitic steels containing a high helium concentration // Journal De Physique IV. – 2002. – N 12 (8). – P. 103–120. DOI: 10.1051/jp4:20020327

41. Schaublin R., Henry J., Dai Y. Helium and point defect accumulation: Microstructure and mechanical behavior // C.R. Physique 2008. – V. 9. – P. 389–400.

42. Henr y J., M a thon M.-H., Jung P. Microstructural analysis of 9% Cr martensitic steels containing 0.5 at.% helium // J. Nucl. Mater. – 2003. – V. 318. – P. 249–259.

43. Malaplate J., Vincent L., Averty X., Henry J., Marini B. Characterization of He embrittlement of a 9Cr–1Mo steel using local approach of brittle fracture // Eng. Fracture Mechanics. – 2008. – V. 75. – P. 3570–3580.

44. Lejcek P. Grain boundary segregation in metals. – Springer Heidelberg, Dordrecht, London, New York, 2010.

45. Влияние длительного термического старения на механические свойства и микроструктуру аустенитной стали Х18Н9 и ее сварных швов / И. П. Курсевич, Б. З. Марголин, О. Ю. Прокошев и др. // Вопросы материаловедения. – 2012. – N 3(71). – P. 109–125.

46. Fukuya K., Nishioka H., Fujii K., Kamaya M., Miura T., Torimaru T. Fracture behavior of austenitic stainless steels irradiated in PWR // J. Nucl. Mater. – 2008. – V. 378. – P. 211–219.

47. Deformation mechanism in 316 stainless steel irradiated at 60 and 330°C // N. Hasimoto, S. J. Zinkle, A. F. Rowcliffe et al // J. Nucl. Mater. – 2000. – V. 283–287. – P. 528–534.

48. Nagy E., Mertinger V., Tranta F., Solyom J. Deformation induced martensitic transformation in stainless steels, Mat. Science and Eng. A. – 2004. – V. 378. – P. 308–313.

49. Twinning and martensite in a 304 austenitic stainless steel / Y. E. Shen, X. X. Li, X. Sun et al. // Mat. Science and Eng. A. – 2012. – V. 552. – P. 514–555.

50. Gusev M. N., Field K. G., Busby J. T. Strain-induced phase transformation at the surface of an AISI-304 stainless steel irradiated to 4.4dpa and deformed to 0.8% strain // J. Nucl. Mater. – 2014. – V. 446. – P. 187–192.

51. Бернштейн М. Л., Рахштадт А. Г. Металловедение и термическая обработка металлов. Т. 1. – М.: Металлургия, 1983.

52. Hashimoto N., Byun T. S., Farrell K. Microstructural analysis of deformation in neutronirradiated fcc materials // J. Nucl. Mater. – 2006. – V. 351. – P. 295–302.

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

54. Stress Intensity Factor Handbook / Ed. Y. Murakami. – Pergamon Press, 1986.

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

56. Физическое материаловедение. Т. 4 / Под ред. Б. А. Калина. – М.: МИФИ, 2008.