Моделирование радиационного упрочнения нержавеющих ферритно-мартенситных и аустенитных сталей посредством облучения в ионном ускорителе. Часть 2. Разработка методологии выбора режима ионного облучения аустенитных сталей

Разработана и экспериментально обоснована методология выбора режима облучения аустенитных сталей в ионном ускорителе, обеспечивающего радиационное упрочнение этих сталей, идентичное реализующемуся при нейтронном облучении. В качестве критерия радиационного упрочнения используется изменение микротвердости по Виккерсу. Представлены результаты исследования радиационно-индуцированного изменения микротвердости аустенитных сталей 08Х18Н10Т и 08Х16Н20М2Т, облученных в реакторах СМ-3, ВВЭР-440, БОР-60, СМ-3 + БОР-60 до повреждающих доз 10,2–33,7 сна в интервале температур от 60 до 500°С. Для исследования радиационно-индуцированного изменения микротвердости в более широком интервале температур облучения проведены пострадиационные отжиги облученных сталей в интервале от 400 до 600°С, имитирующие облучение при температурах, равных температурам отжига. Представлены данные радиационно-индуцированного изменения микротвердости после облучения в ионном ускорителе АО «ГНЦ РФ – ФЭИ» ионами Ni⁺⁴ и ионами He⁺ до концентраций от 0 до 7 appm/сна при повреждающих дозах 13–30 сна и температурах 300–650°С. Установлена функция перехода, связывающая температуры облучения при нейтронном и ионном облучении при заданной повреждающей дозе с целью обеспечения одинакового радиационного упрочнения аустенитных сталей.

1. Физическое материаловедение: Учебник для вузов. Т. 4: Физические основы прочности. Радиационная физика твердого тела. Компьютерное моделирование / Под общей ред. Б. А. Калина. – М.: МИФИ, 2008. – 696 с.

2. Garner F. A . Radiation Damage in Austenitic Steels // Comprehensive Nuclear Materials. – Amsterdam: Elsevier, 2012. – V. 4. – P. 33–95.

3. Вас Гэри С. Основы радиационного материаловедения. Металлы и сплавы. – М.: Техносфера, 2014. – 992 с.

4. Fukuya K . Current understanding of radiation-induced degradation in light water reactor structural materials // Journal of Nuclear Science and Technology. – 2013. – № 50 (3). – P. 213–254.

5. Курсевич И . П . , Марголин Б. З. ,Прокошев О. Ю., Кохонов В. И . Механические свойства аустенитных сталей при нейтронном облучении: влияние различных факторов // Вопросы материаловедения. – 2006. – № 4 (48). – C. 55–68.

6. Сорокин А . А . , Марголин Б. З. , Курсевич И .П . ,Минкин А .И . , Неустроев В. С., Белозеров С. В. Влияние нейтронного облучения на механические свойства материалов внутрикорпусных устройств реакторов типа ВВЭР // Вопросы материаловедения. – 2011. – № 2 (66). – C. 131–152.

7. Марголин Б. З. , Сорокин А . А . Прогнозирование влияния нейтронного облучения на характеристики вязкого разрушения аустенитных сталей // Вопросы материаловедения. – 2012. – № 1 (69). – C. 126–147.

8. 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 д р. // Вопросы материаловедения. – 2016. – № 3 (87). – C. 159–191.

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

10. Марголин Б. З. , Пирогова Н . Е., Сорокин А . А . , Кохонов В. И . Исследование механизмов коррозионного растрескивания под напряжением облученных аустенитных хромоникелевых сталей, используемых для внутрикорпусных устройств реакторов типа ВВЭР и PWR // Вопросы материаловедения. – 2020. – № 2 (102). – C. 174–199.

11. Модель коррозионного растрескивания облученных аустенитных сталей Часть 1. Анализ механизмов повреждения и формулировка определяющих уравнений / Б . З . Марголин , А .А . Сорокин , Н . Е . Пирогова и др . // Вопросы материаловедения. – 2019. – № 2 (98). – C. 154–177.

12. Logan H .L . Stress Corrosion of Metals. – John Wiley & Sons Inc., 1967.

13. Характеристики и механизмы разрушения облученных аустенитных сталей в области повышенных температур и формулировка критерия разрушения. Часть 1. Экспериментальные исследования / Б. З. Марголин , А . А . Сорокин , А . А . Бучатский и др. // Вопросы материаловедения. – 2022. – № 2 (110). – С. 185–202.

14. Характеристики и механизмы разрушения облученных аустенитных сталей в области повышенных температур и формулировка критерия разрушения. Часть 2. Критерий и модель разрушения / Марголин Б. З. , Сорокин А . А . , Бучатский А . А . и др. // Вопросы материаловедения. – 2022. – №2 (110). – С. 203–217.

15. Исследование состояния металла внутрикорпусных устройств реактора ВВЭР после эксплуатации втечение 45лет. Часть 1.Программа исследований ивырезка трепанов изВКУ /Б. З. Марголин, А . Я . Варовин , А . И . Минкин и др. // Вопросы материаловедения. – 2020. – № 3(103). – C. 135–143.

16. Исследование состояния металла внутрикорпусных устройств реактора ВВЭР после эксплуатации в течение 45 лет. Часть 2. Расчетно-экспериментальное определение флюенса быстрых нейтронов и повреждающей дозы / Н . Е. Пирогова, А . Д . Джаландинов, Б. З. Марголин и др. // Вопросы материаловедения. – 2020. – № 3 (103). – C. 144–156.

17. Исследование состояния металла внутрикорпусных устройств реактора ВВЭР после эксплуатации в течение 45 лет. Часть 4. Характеристики прочности и пластичности и механизмы разрушения / Б. З. Марголин, В. А . Швецова , А . А . Сорокин и др. // Вопросы материаловедения. – 2021. – № 1 (105). – C. 116–144.

18. Thermal annealing as a method to predict results of high temperature irradiation embrittlement / Kryukov, L . Debarberis , P. Hähner et al. // J. Nucl. Mater. – 2013. – V. 432, – P. 501–504.

19. Amaev A . D., Gorynin I . V., Nikolaev V. A . Radiation damage of nuclear power plant pressure vessel steels // A. Nucl. Soc. – La Grangeark, Illin, USA, 1997.

20. 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 // Phys. Met. Metallogr. – 2008. – V. 106. – P. 503–509.

21. ГОСТ Р 8.748–2011. Металлы и сплавы. Измерение твердости и других характеристик материалов при инструментальном индентировании, 2013. – 22 с.

22. Гусев М . Н , Максимкин О.П . , Токтогулова Д .А . Новое физическое явление в высокооблученных нержавеющих сталях – «волны пластической деформации» – и его практическое использование // Вестник НЯЦ РК. – 2008. – Вып. 4. – C. 27–33.

23. Gusev M . N . , Maksimkin F. A . , Garner O. P. 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, N 1–3. – P. 121–125.

24. Gussev M . N., Field K . G . , Busby J . T. Strain-induced phase transformation at the surface of an AISI-304 stainless steel irradiated to 4.4 dpa and deformed to 0.8% strain // J. Nucl. Mater. – 2014. – V. 446, N 1–3 – P. 187–192.

25. Investigation of high temperature annealing effectiveness for recovery of radiation-induced structural changes and properties of 18Cr10NiTi austenitic stainless steels / B. A . Gurovich , E . A . Kuleshova , A .S .Frolov et al . // J. Nucl. Mater. – 2015. – V. 465. – P. 565–581.

26. Busby J . T., Hash M . C . , Was G . S . The relationship between hardness and yield stress in irradiated austenitic and ferritic steels // Journ. Nucl. Materials. – 2005. – V. 336. – P. 267–278.

27. Zincle S . J . , Maziasz P. J . , Stoller R . E . Dose Dependence of the Microstructual Evolution in Neutron Irradiated Steel // J. Nucl. Mater. – 1993. – V. 206. – P. 266–286.