Влияние макроструктуры и фазового состава на эксплуатационные характеристики сварных швов корпусов реакторов типа ВВЭР

Выполнен анализ влияния зеренной структуры и фазового состава сварных швов реакторов типа ВВЭР на их эксплуатационные характеристики в исходном после сварки состоянии. Проведены комплексные исследования сварных швов с различными структурами, сформированными в результате сварки по различным технологиям. Показано, что различия фазового состава и морфологии зеренной структуры металла сварных швов в исходном после сварки состоянии, для которой характерны повышенная доля столбчатых зерен и более высокая плотность карбидных фаз, приводят к повышению предела текучести и критической температуры хрупкости сварных соединений.

1. Analysis of embrittlement of WWER-1000 RPV materials / B. Z. Margolin et al. // Int. J. Press. Vessel. Pip. – 2012. – V. 89. – P. 178–186.

2. Mechanism of Change In VVER-440, -1000 Vessel Material Properties in Irradiation – Recovery Annealing – Irradiation Cycle / B. A. Gurovich et al. // At. Energy. – 2018. – V. 125, N 2. – P. 95–102.

3. Evolution of structure and properties of VVER-1000 RPV steels under accelerated irradiation up to beyond design fluences / B. Gurovich et al. // J. Nucl. Mater. Elsevier B.V. – 2015. – V. 456. – P. 23–32.

4. A new approach to description of in-service embrittlement of WWER-1000 reactor pressure vessel materials / B. Z. Margolin et al. // Strength Mater. – 2010. – V. 42, N 1. – P. 2–16.

5. Erak D. Y., Zhurko D. A., Papina V. B. Interpretation of Accelerated Irradiation Results for Materials of WWER-1000 Reactor Pressure Vessels // Strength Mater. – 2013. – V. 45, N 4. – P. 424–432.

6. Chernobaeva A. A., Shulgan N. A., Shtrombakh Ya. I., Titova T. I., Nikolaev Yu. A.? Blinova, M.G., Mechanical properties distribution in welds and forging of VVER-1000 // Proc. ASME Press. Vessel. Pip. Conf. V. 6, Parts A, B, 2010. – P. 759–765. Doi.org/10.1115/PVP2009-77236.

7. Chemical composition effect on VVER-1000 RPV weld metal thermal aging / B. A. Gurovich et al. // J. Nucl. Mater. – 2015. – V. 465. – P. 540–549.

8. Thermal ageing mechanisms of VVER-1000 reactor pressure vessel steels / Y. I. Shtrombakh et al. // J. Nucl. Mater. – 2014. – V. 452, N 1–3. – P. 348–358.

9. McMahon C. J., Gentner D. H., Ucisik A. H. An Investigation of the Effects of Grain Size and Hardness in Temper-Embrittled 2 1/4 Cr-1 Mo Steel // Journal of Engineering Materials and Technology: Transactions of the ASME. – 1984. – V. 106(1). – P. 66–70. DOI:10.1115/1.3225678.

10. Николаева А. В., Николаев Ю. А., Шур Д. М., Чернобаева А. А. Прогнозирование склонности Cr–Ni–Mo стали к отпускной хрупкости // Физика металлов и материаловедение. – 1993. – Т. 76. – С. 163–170.

11. Petch N. J. The cleavage strength of polycrystalline // J. Iron and Steel Inst. – 1953. – V. 173. – P. 25–28.

12. ГОСТ 18895–97. Сталь. Метод фотоэлектрического спектрального анализа.

13. ГОСТ 5639–82. Стали и сплавы. Методы выявления и определения величины зерна.

14. Gurovich B., Kuleshova E., Zabusov O., Fedotova S., Frolov A., Saltykov M., Maltsev D. Influence of structural parameters on the tendency of VVER-1000 reactor pressure vessel steel to temper embrittlement // J. Nucl. Mater. – 2013. – V. 435, N 1–3. – P. 25–31.

15. Encyclopaedia of Mathematics: V. 9: Stochastic Approximation / M. Hazewinkel (Ed.). – Zygmund Class of Functions, Kluwer Academic Publishers, Dodrecht, The Netherlands, 1993.

16. Bell D. C., Garratt-Reed A. J. Energy Dispersive X-ray Analysis in the Electron Microscope. – Oxford: Taylor & Francis. 2003. – 160 p.

17. Williams D. B., Carter C. B. Transmission Electron Microscopy: A Textbook for Materials Science. – New York: Springer, 2009. – 760 p.

18. Development of the DIFFRACALC program for analyzing the phase composition of alloys / A. S. Frolov et al. // Crystallogr. Reports. – 2017. – V. 62, N 5. – P. 809–815.

19. Naudin C., Frund J., Pineau A. Intergranular fracture stress and phosphorus grain boundary segregation of a Mn–Ni–Mo steel // Scr. Mater. – 1999. – V. 40, N 9. – P. 1013–1019.

20. ГОСТ 1497–84 Металлы. Методы испытаний на растяжение.

21. ГОСТ Р 50.05.1 2–2018 Система оценки соответствия в области использования атомной энергии.Оценка соответствия в форме контроля. Унифицированные методики. Контроль герметичности газовыми и жидкостными методами. Приложение Д.

22. Ghosh C. K. Advanced Characterization Techniques. – 2015. – P. 113–144.

23. Material science aspects of new principles of operational characterisic improvement for heat-resistant steels for pressure vssels of NPP and their practical realization / G. P. Karzov et al. // Probl. At. Sci. Technol. –2011. – N 2. – P. 46–53.

24. Чернобаева А. А., Кулешова Е. А., Мальцев Д. А., Медведев К. И., Красиков Е. А., Папина В. Б., Титова Т. И. Шульган Н. А., Корбатова Е. В., Батов Ю. М. Сравнительный анализ металла обечаек из стали 15Х2НМФАА современного производства и производства 70–80-х гг. // История науки и техники. – 2013. – № 8. – C. 106–118.

25. Evaluating the fracture toughness of reactor pressure vessel (RPV) materials subject to embrittlement. Some portions of this chapter have been gleaned from Chapter 3 of: International Atomic Energy Agency, Integrity of Reactor Pressure Vessels in Nuclear / R.K. Nanstad et al. // Irradiation Embrittlement of Reactor Pressure Vessels (RPVs) in Nuclear Power Plants. – Elsevier, 2015. – P. 295–332.

26. Fractographic changes caused by phosphorus grain boundary segregation for a low alloy structural steel / S.-H. Song et al. // Mater. Sci. Eng. A. – 2008. – V. 497, N 1–2. – P. 524–527.

27. Comparison of microstructural features of radiation embrittlement of VVER-440 and VVER-1000 reactor pressure vessel steels / E. A. Kuleshova et al. // J. Nucl. Mater. – 2002. – V. 300, N 2–3. – P. 127–140.

28. Ductile-to-brittle transition temperature of thermally segregated WWER-1000 base metal / L. Debarberis, B. Acosta , A. Zeman , S. Pirfo, P. Moretto et al. // Int. J. Microstruct. Mater. Prop. – 2007. – V. 2. – P. 326–338.

29. Grain Boundary Phosphorus Segregation in Thermally Aged Low Alloy Steels / H. Nakata et al. // J. Nucl. Sci. Technol. – 2006. – V. 43, N 7. – P. 785–793.

30. Smith G., Crocker A. G., Flewitt P. E. J., Moskovic R. Damage and Failure of Interface / Ed. H. K. Rossmanith. – Balkema, 1997. – P. 229.

31. Islam M. A., Knott J. F., Bowen P. Critical Level of Intergranular Fracture to Affect the Toughness of Embrittled 2.25Cr–1Mo Steels // J. Mater. Eng. Perform. – 2004. – V. 13, N 5. – P. 600–606.

32. Assessment of segregation kinetics in water-moderated reactors pressure vessel steels under longterm operation / E.A. Kuleshova et al. // J. Nucl. Mater. – 2016. – V. 477. – P. 110–122.

33. Effect of subgrain structure on the kinetics of phosphorus segregation in grain boundaries / M. V. Sorokin et al. // Mater. Lett. – 2015. – V. 158. – P. 151–154.

34. Kinetics of phosphorus segregation at grain boundaries of low-alloy low-carbon steel / B.S. Bokshtein et al. // Phys. Met. Metallogr. – 2014. – V. 115, N 2. – P. 146–156.

35. Irradiation stimulated intergranular segregation in VVER-1000 reactor pressure vessel materials // O.O. Zabusov et al. // Probl. At. Sci. Technol. – 2013. – N 2.

36. Precipitation kinetics of radiation-induced Ni–Mn–Si phases in VVER-1000 reactor pressure vessel steels under low and high flux irradiation / E. A. Kuleshova et al. // J. Nucl. Mater. – 2021. – N 553. – P. 153091.