Исследование влияния пострадиационного отжига на восстановление свойств материалов опорных конструкций корпусов реакторов ВВЭР-440. Часть 1. Постановка задачи и результаты испытаний

Проведены экспериментальные исследования по влиянию температуры отжига на степень восстановления свойств материалов опорных конструкций корпусов реакторов ВВЭР-440 (малопрочная ферритно-перлитная сталь и ее металл шва), облученных при низкой температуре (50–90°С). Определены свойства материалов по результатам испытаний образцов на растяжение, ударный изгиб и вязкость разрушения. Получена зависимость степени восстановления от температуры отжига для материалов опорных конструкций корпусов реакторов ВВЭР-440 после низкотемпературного облучения. Выявлено неоднозначное влияние температуры отжига на степень восстановления свойств материалов опорных конструкций.

1. Steel L. E., Hawthorne J. R. Neutrone-induced changes in notch ductility of reactor pressure vessel steels // Proc. Hot Laboratories Equipment Conf., 9th // Trans. ANS4. – 1961. – N 1. – P. 92–93.]

2. 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.

3. Alekseenko N. N., Amaev A. D., Gorynin I. V., Nikolaev V. A. Radiation Damage of Nuclear Power Plant Pressure Vessel Steels // Am. Nucl. Soc. – La Grangeark, Illin., USA, 1997.

4. Марголин Б. З., Юрченко Е. В., Костылев В. И., Морозов А. М., Варовин А. Я., Рогожкин С. В., Никитин А. А. Особенности радиационного охрупчивания материалов опорных конструкций корпусов реакторов типа ВВЭР. Часть 1. Экспериментальные исследования // Вопросы материаловедения. – 2018. – № 2 (94) . – C. 175–192.

5. Pachur D. Radiation annealing mechanisms of low-alloy reactor pressure vessel steels dependent on irradiation temperature and neutron fluence // Nuclear technology. – 1982. – V. 59, N 12. – P. 463.

6. Margolin B. Z., Gulenko A. G., Fomenko V. N., Kostylev V. I. Further improvement of the Prometey model and unified curve method. Part 2. Improvement of the unified curve method // Engineering Fracture Mechanics. – 2018. – V. 191. – P. 383–402.

7. Embrittlement and fracture toughness of highly irradiated austenitic steels for vessel internals of WWER type reactors. Part 1. Relation between irradiation swelling and irradiation embrittlement. Experimental results / B. Z. Margolin, I. P. Kursevich, A. A. Sorokin et. al // Strength of Materials. – 2009. – V. 41. – P. 593–602.

8. Бабич В. К., Гуль Ю. П., Долженков И. Е. Деформационное старение стали. – М.: Металлургия, 1972. – 320 с.

9. Physical metallurgy. V. 3. / Ed. by R.W. Cahn and P. Haasen.– North Holland Physics Publishing, 1996.

10. ГОСТ Р Система оценки соответствия в области использования атомной энергии. Оценка соответствия в форме контроля. Контроль радиационного охрупчивания корпуса реактора атомной станции. М.: Стандартинформ, 2018.

11. ASTM E 1921–02. Standard Test Method for Determination of Reference Temperature, T0, for Ferritic Steels in the Transition Range // Annual Book of ASTM Standards. – 2002, V. 03.01. – P. 1068–1084.

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