Исследование влияния пострадиационного отжига на восстановление свойств материалов опорных конструкций корпусов реакторов ВВЭР-440. Часть 2. Анализ особенностей влияния отжига материала после низкотемпературного облучения

Проанализированы результаты исследования влияния температуры отжига на степень восстановления свойств материалов опорных конструкций корпусов реакторов ВВЭР-440 (малопрочная ферритно-перлитная сталь и металл шва из нее), облученных при низкой температуре (50–90°С). Выявлены основные процессы, которые протекают при отжиге материалов опорных конструкций корпусов после низкотемпературного облучения и приводят к неоднозначному влиянию температуры отжига на степень восстановления свойств материалов опорных конструкций. Рассмотрено влияние примесей (фосфора и меди) на охрупчивание материала в процессе облучения и на восстановление его свойств после отжига. 

1. 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.

2. 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.

3. 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 2. Анализ выполненных исследований // Вопросы материаловедения. – 2018. – № 2 (94). – С. 193–208.

4. Шалаев А. М. Радиационно-стимулированная диффузия в металлах. – М.: Атомиздат, 1972. – С. 148.

5. Miller M.K., Pareige P., Burke M.G. Understanding Pressure Vessel Steels: An Atom Probe Perspective // Mater. Character. – 2000. – N 44. – P. 235.

6. Ahsby M. F. About the Orovan stress / A. Argon (Ed.) // Physics of Strength and Plasticity, MIT Press, Cambridge (MA), 1970.

7. Tan L., Busby J. T. Formulating the strength factor α for improved predictability of radiation hardening // J. Nucl. Mater. – 2015. – V. 465. – P. 724–730.

8. Lucas G. E., The evolution of mechanical property change in irradiated austenitic stainless steels // J. Nucl. Mater. – 1993. – V. 206. – P. 287–305.

9. Kudo, T., Kasada, R., Kimura, A., Hono, K., Fukuya, K., Matsui, H., Optical characteristics of aluminium coated fused silica core fiers under 14MeV fusion neutron irradiation // Mater. Trans. – 2004. – JIM 45. – P. 338–341.

10. Russell, K.C., Brown, L.M., A dispersion strengthening model based on differing elastic moduli applied to the iron-copper system // Acta Metallurgica. – 1972. – N 20 (7). – P. 969–974.

11. Fisher, S.B., Harbottle, J.E., Aldridge, N., Radiation hardening in magnox pressurevessel steels, Philosophical Transactions of the Royal Society A. – 1985. – V. 315, Is. 1532. – P. 301–332. DOI: 10.1098/rsta.1985.0042.

12. Wagner, A., Ulbricht, A., Bergner, F., Altstadt, E., Influence of the copper impurity level on the irradiation response of reactor pressure vessel steels investigated by SANS // Nucl. Instr. Meth. Phys. Res. B. – 2012. – V. 280. – P. 98–102.

13. Bergner F., Gillemot F., Hernández-Mayoral M., Serrano M., Török G., Ulbricht A., Altstadt E., Contributions of Cu-rich clusters, dislocation loops and nanovoids to the irradiationinduced hardening of Cu-bearing low-Ni reactor pressure vessel steels // J. Nucl. Mater. – 2015. – V. 461. – P. 37–44.

14. Lu Z., Faulkner R. G., Jones R. B., Flewitt P. E. J. Radiation- and thermally-induced phosphorus inter-granular segregation in pressure vessel steels // J. of ASTM Internat. – 2005. – V. 2, N 8. – P 180– 194.

15. 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 Materialia. – 2008. – V. 56. – P. 4510–4521.

16. Lechek P. Grain boundary segregation in metals. Springer series in materials science. – 2010. – 238 p.

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

18. Марголин Б. З., Юрченко Е. В., Потапова В. А. К вопросу о моделировании теплового старения посредством нейтронного облучения и отжига // Вопросы материаловедения. – 2016. – № 3 (87). – С. 211–219.

19. 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.

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

21. 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.

22. Lidbury D., Bugat S., Diard O., Keim E., Marini B., Viehrig H-W., Wallin K. PERFECT—Prediction of Irradiation Damage Effects in Reactor Components: Update of Progress in RPV Mechanics Sub-Project // Proceedings of PVP 2007, 2009, Art. 26076. – P. 235–243. DOI: 10.1115/PVP200726076.

23. Утевский Л. М., Гликман Е. Э. Карк Г. С. Обратимая отпускная хрупкость стали и сплавов железа. – М.: Металлургия, 1987. – 222 с.

24. The modeling of irradiation-enchanced phosphorus segregation in neutron irradiated reactor pres-sure vessel submerged-arc welds / S. G. Druce, C. A. English, A. J. E. Foreman et al. – ASTM STP 1270, 1996. – P. 119–137.

25. Gurovich B., Kuleshova E., Shtrombakh Ya., Fedotova S., Zabusov O., Prikhod- ko K., Zhurko D. J. Evolution of weld metals nanostructure and properties under irradiation and recovery annealing of VVER-type reactors // Nucl. Mater. – 2013. – V.434. – P. 72–84.

26. Марголин Б. З., Юрченко Е. В., Морозов А. М., Пирогова Н. Е. Анализ эффекта флакса нейтронов применительно к радиационному охрупчиванию материалов корпусов реакторов ВВЭР // Вопросы материаловедения. – 2012. – № 2 (70). – С. 177–196.

27. 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). – С. 120–134.

28. Печенкин В. А. О сегрегации на границах зерен при облучении многокомпонентных сплавов // Препринт ФЭИ-2788, Обнинск, 1999, 46 с.

29. 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.

30. П1. 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 2. Анализ выполненных исследований // Вопросы материаловедения. – 2018. –№ 2(94). – С. 193–208.

31. П2. Philippe T., Duguay S., Blavette D. Clustering and pair correlation function in atom probe tomography // Ultramicroscopy. – 2010. – V. 110, Is. 7. – P. 862–865.

32. П3. Philippe T., Duguay S., Grancher G., Blavette D. Point process statistics in atom probe tomography // Ultramicroscopy. – 2013. – V. 132. – P. 114–120.

33. П4. Jägle, E., Choi, P., Raabe, D. The Maximum Separation Cluster Analysis Algorithm for Atom-Probe Tomography: Parameter Determination and Accuracy // Microscopy and Microanalysis. – 2014. – V. 20 (6). – P. 1662–1671.