Радиационно-индуцированная структура аустенитных сталей с различным содержанием никеля под действием нейтронного облучения в реакторах СМ-3 и БОР-60

Проведены сравнительные исследования радиационно-индуцированной структуры образцов аустенитных нержавеющих сталей с содержанием никеля 10, 20 и 25 мас.%, облученных последовательно в реакторах СМ-3 и БОР-60, а также до более высоких повреждающих доз – в реакторе БОР-60. Фазовый состав, дислокационная структура, поры и радиационно-индуцированные сегрегации на границах зерен были исследованы высокоразрешающими аналитическими методами просвечивающей электронной микроскопии, растровой электронной микроскопии, атомно-зондовой томографии. Установлено образование радиационно-индуцированных фазовых выделений на основе никеля, объемная доля которых коррелирует с уровнем радиационно-индуцированных сегрегаций и тем выше, чем выше содержание никеля в стали. Расчетно-экспериментальным путем скорректированы значения коэффициентов прочности барьеров для радиационно-индуцированных структурных элементов в исследованных сталях, что позволяет определить их вклад в радиационное упрочнение. Показано, что наибольший вклад в радиационное упрочнение в результате нейтронного облучения в БОР-60 при повышенной температуре облучения до 29 сна вносят крупные радиационно-индуцированные выделения (G + γ')- фаз. Показано, что с увеличением повреждающей дозы основным фактором, ограничивающим работоспособность изделий внутрикорпусных устройств, будет радиационное распухание, поскольку вклад в изменение свойств от радиационно-индуцированных фаз и радиационных дефектов не будет увеличиваться вследствие выхода их плотности на насыщение. Сталь с 25 мас.% Ni демонстрирует наименьший уровень распухания при высоких дозах облучения, что позволяет рассматривать ее в качестве кандидатного материала внутрикорпусных устройств для перспективных реакторов ВВЭР с более высокими температурами и более длительными сроками эксплуатации. 

1. Марголин Б. З., Курсевич И. П., Сорокин А. А., Васина Н. К., Неустроев В. С. К вопросу о радиационном распухании и радиационном охрупчивании аустенитных сталей. Часть II. Физические и механические закономерности охрупчивания // Вопросы материаловедения. – 2009. – №2(58). – С. 99–111.

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

3. Курсевич И. П., Карзов Г. П., Марголин Б. З., Сорокин А. А., Теплухина И. В. Принципы легирования новой радиационно-стойкой аустенитной стали для ВКУ ВВЭР-1200, обеспечивающей их безопасную эксплуатацию не менее 60 лет // Вопросы материаловедения. – 2012. – № 3 (71). – С. 146–160.

4. Карзов Г. П., Марголин Б. З. Основные механизмы радиационного повреждения материалов ВКУ и материаловедческие проблемы их длительной эксплуатации // Росэнергоатом. − 2015. − № 2. − С. 8–15.

5. 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.

6. Пиминов В. А., Евдокименко В. В. Надежность на весь срок эксплуатации // Росэнергоатом. − 2015. − № 2. − С. 16–19.

7. 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. – P. 104235.

8. 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, J. -P. Massound , A. Toivonen et al. // Proceedings of Fontevraud 7 Conference “Fontevraud 7: Contribution of materials investigations to improve the safety and performance of LWRs”, France, 2011, Report Number INIS-FR--11- 0585.

9. Bosch R. W., Vankeerberghen M., Gérard R., Somville F. 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.

10. Physical and mechanical modelling of neutron irradiation effect on ductile fracture. Part 1. Prediction of fracture strain and fracture toughness of austenitic steels // B. Margolin , A. Sorokin , V. Smirnov et al. // J. Nucl. Mater. Elsevier B.V. – 2014. – V. 452, N 1–3. – P. 595–606.

11. The radiation swelling effect on fracture properties and fracture mechanisms of irradiated austenitic steels. Part I. Ductility and fracture toughness / B. Margolin , A. Sorokin , V. Shvetsova et al. // J. Nucl. Mater. − 2016. − V. 480. – P. 52–68.

12. Garner F. A. Radiation damage in austenitic steels // Comprehensive Nuclear Materials. – 2012. – V. 4. – P. 33–95.

13. Voyevodin V. N., Neklyudov I. M. Evolution of the structure phase state and radiation resistance of structural materials. – Kiev: Naukova Dumka. – 2006. – P. 375.

14. Margolin B., Pirogova N., Sorokin A., Morozo v A. Correlation between grain boundary strength determined by impact test of miniature specimen and stress corrosion cracking resistance of irradiated austenitic steels used for the internals of WWER-type and PWR-type nuclear reactors // Engineering Failure analysis. − 2021. − V. 127. – P. 105544.

15. Kurata H., Isoda S., Kobayashi T. Chemical Mapping by Energy-Filtering Transmission Electron Microscopy // J. Electron Microsc. (Tokyo). – 1996. – V. 45, N 4. – P. 317–320.

16. Lavergne J.-L., Martin J.-M., Belin M. Interactive electron energy-loss elemental mapping by the Imaging-Spectrum method // Microsc. Microanal. Microstruct. – 1992. – V. 3 (6). – P. 517–528.

17. Williams D. B., Carter C. B. Transmission Electron Microscopy: A Textbook for Materials Science, 2009.

18. Scanning electron microscopy and X-ray microanalysis // J. I. Goldstein et al. / 3rd ed. – New York: Springer, 2003. – P. 690.

19. Синдо Д., Оикава Т. Аналитическая просвечивающая электронная микроскопия. – М.: Техносфера, 2006. – 256 с.

20. Thickness measurements with electron energy loss spectroscopy / K. Iakoubovskii et al. // Microsc. Res. Tech. – 2008. – V. 71, N 8. – P. 626–631.

21. Frolov A. S., Krikun E. V., Prikhodko K. E., Kuleshova E. A. Development of the DIFFRACALC program for analyzing the phase composition of alloys // Crystallogr. Reports. – 2017. – V. 62, N 5. – P. 809–815.

22. Miller M. K., Forbes R. G. Atom-Probe Tomography. – Boston, MA: Springer US, 2014.

23. Local Electrode Atom Probe Tomography / D. J. Larson et al. – 2013.

24. Marquis E. A., Hyde J. M. Applications of atom-probe tomography to the characterisation of solute behaviours // Mater. Sci. Eng. R Reports. – 2010. – V. 69, N 4–5. – P. 37–62.

25. A sensitivity analysis of the maximum separation method for the characterisation of solute clusters / J. M. Hyde, E. A. Marquis, K. Wilford et al. // Ultramicroscopy. – 2011. – V. 111, N 6. – P. 440–447.

26. X. Li. The Effect of the Stacking Fault Energy on the Post-Irradiation Behavior of Austenitic Stainless Steels UnderPressurized Water Reactor Conditions. – 2009.

27. Microstructure degradation of austenitic stainless steels after 45 years of operation as VVER-440 reactor internals / E. Kuleshova , S. Fedotova , B. Gurovich et al. // J. Nucl. Mater. – 2020. – V. 533.

28. Определение изменения геометрии выгородки реактора ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации. Расчет и измерение / Б. З. Марголин, А. Я. Варовин, А. И. Минкин и др. // Вопросы материаловедения. – 2015. – № 3(83). – С. 182–196.

29. Kenik E. A., Busby J. T. Radiation-induced degradation of stainless steel light water reactor internals // Mater. Sci. Eng. R Reports. – 2012. – V. 73, № 7–8. – P. 67–83.

30. Марголин Б. З., Пирогова Н. Е., Потапова В. А. Исследование механизмов коррозионного растрескивания стали для ВКУ ВВЭР на основе имитационных испытаний // Вопросы материаловедения. – 2017. – № 4(92). – С. 193–218.

31. Радиационно-индуцированная сегрегация и свойства конструкционных материалов под облучением / В. А. Печенкин, А. Д. Чернова , В. Л. Молодцов и др. // Ядерная физика и инжиниринг. – 2013. – Т. 4, № 5. – С. 443–461.

32. ГОСТ Р59429–2021 Устройства внутрикорпусные водо-водяного энергетического реактора. Расчет на прочность на стадии проектирования.

33. Zinkle S. J., Maziasz P. J., Stoller R. E. Dose dependence of the microstructural evolution in neutron-irradiated austenitic stainless steel // J. Nucl. Mater. – 1993. – V. 206, N 2–3. – P. 266–286.

34. Modeling precipitation thermodynamics and kinetics in type 316 austenitic stainless steels with varying composition as an initial step toward predicting phase stability during irradiation / J.-H. Shim, E. Povoden -Karadeniz, E. Kozeschnik et al. // J. Nucl. Mater. – 2015. – V. 462. – P. 250–257.

35. Pechenkin V. A., Epov G. A. The influence of radiation-induced segregation on precipitate stability in austenitic steels // J. Nucl. Mater. – 1993. – V. 207. – P. 303–312.

36. Integrated modeling of second phase precipitation in cold-worked 316 stainless steels under irradiation / M. Mamivand, Y. Yang, J. Busby et al. // Acta Mater. Elsevier Ltd. – 2017. – V. 130. – P. 94–110.

37. 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. – P. 153091.

38. Thermodynamic and kinetic modeling of Mn–Ni–Si precipitates in low-Cu reactor pressure vessel steels / H. Ke, P. Wells, P. D. Edmondson et al. // Acta Mater. Elsevier Ltd. – 2017. – V. 138. – P. 10–26.

39. On the correlation between irradiation-induced microstructural features and the hardening of reactor pressure vessel steels / M. Lambrecht, E. Meslin , L. Malerba et al. // J. Nucl. Mater. – 2010. – V. 406, N 1. – P. 84–89.

40. Lucas G. E. The evolution of mechanical property change in irradiated austenitic stainless steels // J. Nucl. Mater. – 1993. – V. 206, N 2–3. – P. 287–305.

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

42. Vliyanie plotnosti dislokatsii na soprotivlenie vysokoskorostnoy deformatsii i razrusheniyu v medi M1 i austenitnoy nerzhaveyushchey stali. Fizicheskaya mezomekhanika / S. V. Razorenov, G. V. Garkushin , E. G. Astafurova et al. – 2017. – N 20 (4). – P. 43–51.

43. Kocks U. F. The relation between polycrystal deformation and single-crystal deformation // Metall. Mater. Trans. – 1970. – V. 1. – P. 1121–1143.

44. ПНАЭ G-7-002–86. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. – М.: Энергоатомиздат, 1989.

45. Патент РФ RU 2633408C1. Радиационно-стойкая аустенитная сталь для внутрикорпусной выгородки ВВЭР / Б. З. Марголин, А. Г. Гуленко, А. А. Сорокин и др., 2019.