Особенности влияния температуры испытаний и нейтронной дозы на трещиностойкость при статическом и циклическом нагружении аустенитной стали, облученной в составе ВКУ ВВЭР в течение 45 лет

Проведены экспериментальные исследования по определению трещиностойкости и скорости роста усталостной трещины в облученной аустенитной стали марки 08Х18Н10Т после эксплуатации в составе ВКУ ВВЭР-440 в течение 45 лет. Исследован металл трепанов из этой стали, вырезанных из выгородки реактора, имеющий повреждающую дозу от 14,4 до 43,0 сна.

Испытания по определению трещиностойкости проведены в диапазоне температур от –100 до 300°C, а испытания по определению скорости роста усталостной трещины – в диапазоне от 20 до 300°C. Определены зависимости трещиностойкости и скорости роста усталостной трещины от температуры испытаний и повреждающей дозы. Обнаружено, что резкое снижение трещиностойкости и повышение скорости роста усталостной трещины происходит при переходе от классического вязкого или усталостного разрушения к смешанному характеру разрушения, включающему межзеренное. Выявлена роль мартенситного превращения при испытании образцов и генерации гелия в стали при ее облучении в реакторе ВВЭР. Эта роль проявляется в реализации межзеренного разрушения при температурах испытаний, когда реализуется мартенситное превращение в сочетании с ослабленными границами зерен гелием. Предложена качественная модель, объясняющая полученные результаты.

1. Carter R. G., Gamble R. M. Assessment of the fracture toughness of irradiated stainless steel for BWR core shrouds // Proceedings of Int. Conf. Fontevraud 5 “Contribution of Materials Investigations and Operating Experience to Light Water NPPs’ Safety, Performance and Reliability”, 2002, Avignon, France.

2. Fracture Toughness of Highly Irradiated Stainless Steels in Boiling Water Reactors / A. Demma, R. Carter, A. Jenssen et al. // 13th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems. – Toronto: Canadian Nuclear Society, 2007. – P. 1286–1303.

3. Марголин Б. З., Минкин А. И., Смирнов В. И., Федорова В. А., Кохонов В. И., Козлов А. В., Евсеев М. В., Козманов Е. А. Исследование влияния нейтронного облучения на статическую и циклическую трещиностойкость хромоникелевой аустенитной стали // Вопросы материаловедения. – 2008. – № 1 (53). – C. 111–122.

4. Chopra O. K. Degradation of LWR Core Internal Materials due to Neutron Irradiation. – NUREG/CR-7027. U.S. NRC, Argonne National Laboratory, 2010.

5. Смирнов В. И., Марголин Б. З., Лапин А. Н., Кохонов В. И., Сорокин А. А. Исследование влияния нейтронного облучения на вязкость разрушения стали 08Х18Н10Т и металла ее сварных швов // Вопросы материаловедения. – 2011. – № 1 (65). – C. 167–183.

6. Chopra O. K., Rao A. S. A review of irradiation effects on LWR core internal materials – Neutron embrittlement // J. of Nuclear Materials. – 2011. – N 412. – P. 195–208.

7. Минкин А. И., Марголин Б. З., Смирнов В. И., Сорокин А. А. Развитие модели для прогнозирования статической трещиностойкости аустенитных материалов в условиях нейтронного облучения // Вопросы материаловедения. – 2013. – № 3 (75). – C. 107–119.

8. Hure J., Tanguy B., Ritter C., Bourganel S., Sefta F. Extensive investigation of the mechanical properties of a Chooz A internal component // Proceedings of Int. Conf. Fontevraud 9 “Contribution of Materials Investigations and Operating Experience to Light Water NPPs’ Safety, Performance and Reliability”, 2018, Avignon, France.

9. Shahinian P., Watson H. E., Smith H. H. Effect of Neutron Irradiation on Fatigue Crack Propagation in Types 304 and 316 Stainless Steels at High Temperatures // Effect of Radiation on Substructure and Mechanical Properties of Metals and Alloys. ASTM STP 529, ASTM, 1973. – P. 493–508.

10. James L. A. The effect of fast neutron irradiation upon the fatigue crack propagation behavior of two austenitic stainless steel // J. of Nuclear Materials. – 1976. – V. 59. – P. 183–191.

11. Lloyd G. J. Interpretation of the influences of irradiation upon fatigue crack propagation in austenitic stainless steels // J. of Nuclear Materials. – 1982. – V. 110. – P. 20–27.

12. Федорова В. А., Марголин Б. З. Прогнозирование скорости роста усталостной трещины в аустенитных сталях с учетом влияния нейтронного облучения и водной среды // Вопросы материаловедения. – 2008. – № 3 (55). – C. 96–110.

13. Chopra O. K., Shack W. J. Crack Growth Rates and Fracture Toughness of Irradiated Austenitic Stainless Steels in BWR Environments. – NUREG/CR-7027. U.S. NRC, Argonne National Laboratory, 2008.

14. Марголин Б. З., Минкин А. И., Смирнов В. И., Сорокин А. А., Кохонов В. И. Влияние нейтронного облучения на скорость роста усталостных трещин в аустенитной стали 08Х18Н10Т и металле ее сварных соединений // Вопросы материаловедения. – 2013. – № 2 (74). – C. 123–138.

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

16. Марголин Б. З., Сорокин А. А., Швецова В. А., Минкин А. И., Потапова В. А., Смирнов В. И. Влияние радиационного распухания и особенностей деформирования на процессы разрушения облученных аустенитных сталей при статическом и циклическом нагружении. Часть 1. Пластичность и трещиностойкость стали // Вопросы материаловедения. – 2016. – № 3 (87). – C. 159–191.

17. Марголин Б. З., Минкин А. И., Смирнов В. И., Сорокин А. А., Швецова В. А., Потапова В. А. Влияние радиационного распухания и особенностей деформирования на процессы разрушения облученных аустенитных сталей при статическом и циклическом нагружении. Часть 2. Скорость роста усталостных трещин // Вопросы материаловедения. – 2016. – № 3 (87). – C. 192–209.

18. Максимкин О. П. Прямые и обратные мартенситные превращения в реакторных сталях, облученных нейтронами и заряженными частицами // Вестник НЯЦ РК. – 2015. – Вып. 3. (63), – C. 113–123.

19. Gusev M. N., Maksimkin O. P., Osipov I. S., Garner F. A. Anomalously large deformation of 12Cr18Ni10Ti austenitic steel irradiated to 55 dpa at 310°C in the BN-350 reactor // J. Nucl. Mater. – 2009. – V. 386–388. – P. 273–276.

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

21. Margolin B., Shvetsova V., Sorokin A., Minkin A., Pirogova N. Mechanisms of plastic deformation and fracture of austenitic chromium-nickel steel irradiated during 45 years in WWER-440 // J. Nucl. Mater. – 2021. – V. 549. – P. 152911.

22. Margolin B., Pirogova N., Sorokin A., Morozov 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. – N 127. – P. 1–18.

23. Miura T., Fujii K., Fukuya K. Micro-mechanical investigation for effects of helium on grain boundary fracture of austenitic stainless steel // J. Nucl. Mater. – 2015. – V. 457. – P. 279–290.

24. Malaplate J., Vincent L., Averty X., Henry J., Marini B. Characterization of He embrittlement of a 9Cr–1Mo steel using local approach of brittle fracture // J. Eng. Fracture Mechanics. – 2008. – N 75. – P. 3570–3580.

25. 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.

26. Fukuya, K., Nishioka H., Fujii K. Fracture behavior of austenitic stainless steels irradiated in PWR // J. Nucl. Mater. – 2008 – N 378. – P. 211–219.

27. Toivonen A., Aaltonen P., Karlsen W., Ehrnstén U., Massoud J.-P., Boursier J.-M. Postirradiation SCC investigations on highly irradiated core internals component materials // Proc. of Fontevraud 6 Conference “Contribution of Materials Investigations to Improve the Safety and Performance of LWRs”, 18–22 Sept. 2006, Royal Abbey, France.

28. Pokor С., Massoud J.-P., Wintergerst M., Toivonen, A., Ehrnstén U., Karlsen W. 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 // Proc. of Fontevraud 7 Conference “Contribution of Materials Investigations to Improve the Safety and Performance of LWRs”, 26–30 Sept. 2010, Avignon, France.

29. ГОСТ 5632–72. Стали высоколегированные и сплавы коррозионно-стойкие, жаростойкие и жаропрочные. Марки.

30. Марголин Б. З., Варовин А. Я., Минкин А. И., Гурин Д. А., Глухов В. А. Исследование состояния металла внутрикорпусных устройств реактора ВВЭР после 45 лет эксплуатации. Сообщение 1. Программа исследований, оборудование и вырезка трепанов из ВКУ // Вопросы материаловедения. – 2020. – № 3 (103). – C. 135–143.

31. Пирогова Н. Е., Джаландинов А. Д., Марголин Б. З., Деркач Р. В., Минкин А. И. Исследование состояния металла внутрикорпусных устройств реактора ВВЭР после 45 лет эксплуатации. Сообщение 2. Расчетно-экспериментальное определение флюенса быстрых нейтронов и повреждающей дозы // Вопросы материаловедения. – 2020. – № 3 (103). – C. 144–156.

32. Кулешова Е. А., Федотова С. В., Гурович Б. А., Фролов А. С., Мальцев Д. А., Марголин Б. З., Минкин А. И., Сорокин А. А. Исследование состояния металла внутрикорпусных устройств реактора ВВЭР после 45 лет эксплуатации. Сообщение 3. Микроструктура и фазовый состав // Вопросы материаловедения. – 2020. – № 3 (103). – C. 157–180.

33. ASTM Е1820–24. Standard Test Method for Measurement of Fracture Toughness.

34. Райс Дж. Математические методы в механике разрушения // Разрушение. Т. 2. Математические основы теории разрушения / Под ред. Г. Либовица. – М.: Мир, 1975, – 764 с.

35. Николаев В. А., Марголин Б. З., Фоменко В. Н., Рядков Л. Н. Применение малоразмерных образцов с глубокими боковыми канавками для прогнозирования температурной зависимости вязкости разрушения. Часть 1. Экспериментально-расчетные исследования // Вопросы материаловедения. – 2008. – № 3 (55). – C. 41–59.

36. ГОСТ Р 59115.6–2021. Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Методы определения характеристик трещиностойкости конструкционных материалов

37. Иванова В. С., Шанявский А. А. Количественная фрактография. Усталостное разрушение. – Челябинск: Металлургия, 1988. – 396 с.

38. Belozerov S. V., Neustroyev V. S., Shamardin V. K. Studying Helium Accumulation in Austenitic Steels for Evaluating Radiation Damage in Internals of Water-Moderated Water-Cooled Power Reactors // The Physics of Metals and Metallography. – 2008. – V. 106, N 5. – P. 503–509.

39. Марголин Б. З., Морозов А. М., Пирогова Н. Е., Григорьев М. Н. Методика оценки прочности границ зерен аустенитных сталей по результатам испытаний миниатюрных образцов на ударный изгиб // Вопросы материаловедения. – 2020. – № 2 (102). – C. 164–173.