Особенности канального разрушения облученных аустенитных сталей. Часть 2. Модель и критерий канального разрушения

На основе экспериментальных результатов, представленных в первой части настоящей работы, предложена модель и сформулирован критерий канального разрушения облученной аустенитной стали. Предложенные модель и критерий включают механизм зарождения микротрещин в плоскости канального деформирования в результате пересечения с вторичными каналами и механизм роста микротрещин путем сдвига. Предложенная модель и сформулированный критерий зарождения микротрещины в плоскости деформационных каналов объясняет причину канального разрушения в облученных ГЦК-материалах и его отсутствие в облученных ОЦК-материалах, хотя канальное деформирование наблюдается в обоих типах материалов. Предложена процедура определения параметров критерия по результатам испытаний стандартных цилиндрических образцов и цилиндрических образцов с кольцевым надрезом при одной температуре в температурном диапазоне канального разрушения. При использовании экспериментальных результатов, представленных в первой части настоящей работы, получены численные значения параметров критерия. Для облученной аустенитной стали 10Х18Н9 выполнена верификация критерия канального разрушения путем сопоставления экспериментальных и расчетных значений критической деформации для образцов с различной трехосностью напряженного состояния, а также для образцов, испытанных при различных температурах.

1. Sharp J. V. Correlation between cleared channels and surface slip steps in neutron irradiated copper crystals // Radiation Effects: Incorporating Plasma Science and Plasma Technology. – 1972. – V. 14. – P. 71–75.

2. Byun T. S., Hashimoto N., Farrell K. Deformation mode map of irradiated 316 stainless steel in true stress-dose space // JNM. – 2006. – V. 351. – P. 303–315.

3. Gussev M. N., Field K. G., Busby J. T. Deformation localization and dislocation channel dynamics in neutron-irradiated austenitic stainless steels // JNM. – 2015. – V. 460. – P. 139–152.

4. Doyle P. J., Benensky K. M., Zincle S. J. Modelling of dislocation channel width evolution in irradiated metals // JNM. – 2017. DOI: 10.1016/j.jnucmat.2017.10.063

5. Barrioz P. O., Hure J., Tanguy B. Effect of dislocation channeling on void growth to coalescence in FCC crystals // Materials Science & Engineering A. https://doi.org/10.1016/j.msea.2019.01.115.

6. Griffiths M. Effect of neutron irradiation on the mechanical properties, swelling and creep of austenitic stainless steels // Materials. – 2021. – V. 14. – P. 2622.

7. Griffiths M. Strain localisation and fracture of nuclear reactor core materials // J. Nucl. Eng. – 2023. – V. 4. – P. 338–374.

8. Fish R. L., Hunter C. W. Tensile properties of fast reactor irradiated type 304 stainless steel. Irradiation effects on microstructure and properties of metals, ASTM STP 611 // American Society for Testing and Materials. – 1976. – P. 119–138.

9. Hunter C. W., Fish R. L., Holmes J. J. Channel Fracture in Irradiated EBR-II Type 304 Stainless Steel // American Nuclear Society Transactions. – 1972. – V. 15, N 1. – P. 254–255.

10. Huang F. H., Comparison of fracture behavior for low-swelling ferritic and austenitic alloys irradiated in the fast flux test facility (FFTF) to 180 dpa // Engineering Fracture Mechanics. – 1992. – V. 43, N5. – P. 733–748.

11. Fukuya K. Current understanding of radiation-induced degradation in light water reactor structural materials // J. Nuclear Science and Technology. – 2013. – V. 50, N 3. – P. 213–254.

12. Fractography: ASM Handbook. – ASM International, The Materials Information Company, 1998. – V. 12.

13. Рожанский В.Н. О механизме развития зародышевых трещин в кристаллах при их пластическом деформировании // Докл. АН СССР. – 1958. – Т. 123, № 4. – C. 648–651.

14. Роль дислокаций в упрочнении и разрушении металлов / В. С. Иванова, Л. К. Городиенко, В. Н. Геминов и др. – М.: Наука, 1965.

15. Foreman A. J. E., Sharp J. V. A mechanism for the sweeping-up of loops by glide dislocations during deformation // Phil. Mag. – 1969. – V. 19. – P. 931–937.

16. Си Г., Либовиц Г. Математическая теория хрупкого разрушения // Разрушение. Т. 2: Математические основы теории разрушения / Под ред. Г. Либовиц. – М.: Мир, 1975. – C. 84–203.

17. Малинин Н.Н. Прикладная теория пластичности и ползучести. – М.: Машиностроение, 1975. – 400 с.

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

19. Chaouadi R. Effect of irradiation-induced plastic flow localization on ductile crack resistance behavior of a 9% Cr tempered martensitic steel // JNM. – 2008. – V. 372. – P. 379–390.

20. Patra A., McDowell D. L. Continuum modelling of localized deformation in irradiated bcc materials // JNM. – 2013. – V. 434. – P. 414–427.

21. Марголин Б.З., Сорокин А.А., Бучатский А.А., Швецова В.А., Прокошев О.Ю., Пирогова Н. Е. Характеристики и механизмы разрушения облученных аустенитных сталей в области повышенных температур и формулировка критерия разрушения. Часть 1. Экспериментальные исследования. Вопросы материаловедения. – 2022. – № 2 (110). – C. 185–202.

22. Бриджмен П. Исследование больших пластических деформаций и разрыва. – М.: Изд-во иностр. лит-ры, 1955.

23. Chopra O. K., Rao A. S., A Review of irradiation effects on LWR core internal materials – Neutron embrittlement // Journal of Nuclear Materials. – 2011. – V. 412. – P. 195–208.

24. Effect of neutron irradiation on tensile properties of materials for pressure vessel internals of WWER type reactors / A. A. Sorokin, B. Z. Margolin, I. P. Kursevich et al. // Journal of Nuclear Materials. – 2014. – V. 444. – P. 373–384.

25. Petrov S. N., Prokoshev O. Yu., Margolin B. Z., Shumko A. M. Carbide forming special features and fracture mechanism under the austenitic chromium-nickel 304 steel post-life ageing // Materials Physics and Mechanics. – 2018. – V. 38, N 1.