Особенности фазообразования в сталях корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 после первичного и повторного облучений

Во введении обоснована актуальность темы диссертации, сформулированы цель работы и решаемые задачи, научная новизна и практическая значимость, изложены основные положения, выносимые на защиту.
В первой главе «Эволюция структуры и свойств сталей корпусов реакторов типа ВВЭР в процессе эксплуатации. Литературный обзор» рассмотрены проблемы ресурсоспособности корпусов реакторов (КР) ВВЭР как несменяемого элемента основного оборудования, что имеет важное значение при обосновании ресурса КР на большую длительность. Поэтому получение и дальнейшее развитие представлений об эволюции структурно-фазового состояния сталей КР в результате влияния эксплуатационных факторов является актуальным.
Рассмотрены особенности радиационного охрупчивания как основных металлов (ОМ), так и металлов сварных швов (МШ) КР ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в
химический состав радиационно-
процессе облучения и восстановительных отжигов, зависящие: от накопленного флюенса быстрых нейтронов, времени облучения, а также от особенностей химического состава сталей. Анализ особенностей фазообразования в сталях КР в процессе эксплуатации, а также после восстановительных отжигов, позволил обосновать направление исследования диссертационной работы. В дальнейших исследованиях в диссертационной работе был проведен комплекс микроструктурных исследований (АЗТ, ПЭМ, ОЭС), позволивший получить дополнительные данные, подтверждающие ранее разработанные аналитические зависимости изменения свойств, что дало возможность повысить достоверность прогноза изменения свойств.
Во второй главе «Материалы и методы исследования» приведен химический состав конкретных исследованных материалов сталей основных металлов 15ХМФА КР ВВЭР-440, 15Х2НМФА-А КР ВВЭР-1000 и их сварных соединений, описание методик исследований, использованных в работе. Химический состав (обобщенный) образцов исследованных сталей и условия облучения быстрыми нейтронами приведены в Таблицах 1-3.
Таблица 1 – Химический состав образцов исследованных МШ и ОМ КР ВВЭР-440
Материал МШ ОМ
Содержание элемента, % масс.
C Mn Si Ni Cr Mo V S P Cu
0,04- 0,86- 0,37- 0,14- 1,38- 0,46- 0,13- 0,003- 0,025- 0,11- 0,08 1,05 0,44 0,25 1,73 0,53 0,24 0,016 0,039 0,18 0,16- 0,43- 0,29- 0,13- 2,57- 0,64- 0,19- <0,003- 0,010- 0,11- 0,23 0,50 0,34 0,30 2,95 0,75 0,30 0,016 0,014 0,16 Таблица 2 – Химический состав образцов исследованных МШ и ОМ КР ВВЭР-1000 Материал МШ ОМ Содержание элемента, % масс. C Mn Si Ni Cr Mo 0,06- 0,73- 0,26- 1,38- 1,69- 0,57- V S P Cu 0,01- 0,007- 0,003- 0,02- 0,03 0,019 0,011 0,08 0,08- 0,0012- 0,006- 0,04- 0,14 0,016 0,01 0,06 0,08 1,1 0,35 1,94 0,12- 0,38- 0,23- 1,1- 0,18 0,51 0,33 1,34 2,01 0,68 1,74- 0,45- 2,23 0,59 Таблица 3 – Параметры облучения исследованных МШ и ОМ КР ВВЭР-440, -1000 Облучение (состояние) Флюенс, ∙1022 м-2 материалы КР ВВЭР-440 Флакс, ∙1014 м-2с-1 2 - 15 640 - 1800 2 - 20 500 - 1700 первичное (I1), повторное (I1A1I2), третий цикл облучения I1A1I2A2I3 ускоренное облучение (I1A1I2A2I3уск) 19 - 75 материалы КР ВВЭР-1000 образцы-свидетели (ОС) 6 - 101 ускоренное облучение (в ИР-8) 28 - 79 17 - 109 Образцы стали были исследованы в различных состояниях: после первичного облучения, первичного и повторного восстановительного отжига, после повторного облучения, ускоренного облучения в исследовательском реакторе ИР-8 с различными параметрами облучения. Состояния, в которых стали были исследованы в данной работе, представлены в соответствующих главах. Следует отметить, что были исследованы как образцы-свидетели (ОС), облученные в составе энергетических реакторов, так и ускоренно облучённые образцы в исследовательском реакторе ИР-8 с флаксом в 100-200 раз превышающем скорость облучения в составе ОС. Это позволило сравнить влияние эффекта флакса на изменение структурно-фазового состояния изученных сталей. Для оценки структурного состояния и свойств исследуемых сталей использованы следующие методы:  Атомно-зондовая томография (АЗТ) с использованием атомного зонда Cameca LEAP 4000 HR для оценки объёмной плотности, размера и химического состава радиационно-индуцированных элементов структуры (преципитатов);  Просвечивающая (ПЭМ) электронная микроскопия с использованием просвечивающего электронного микроскопа FEI Titan 80-300 для оценки плотности и размера радиационно-индуцированных преципитатов и радиационных дефектов – дислокационных петель;  Оже-электронная спектроскопия (ОЭС) с использованием сканирующего оже- нанозонда Physical Electronics PHI 700 для определения уровня зернограничных сегрегаций примесей в границах зёрен материалов;  Фрактографические исследования с использованием растрового электронного микроскопа Zeiss Supra VP40 для определения доли хрупкого межзеренного разрушения в изломах образцов Шарпи, испытанных на ударный изгиб, что коррелирует с уровнем зернограничных сегрегаций примесей в материале; Испытания на статическое растяжение для определения изменений прочностных характеристик на универсальной испытательной машине Zwick/Roell Z030 (результаты механических испытаний получены под руководством к.т.н. Д.А. Журко). Наиболее полно проведены исследования радиационно-индуцированных элементов структуры методом АЗТ. При этом исследования с использованием методики АЗТ проведены, начиная от пробоподготовки, анализа трёхмерных реконструкций исследуемых материалов в программной среде IVAS 3.6.12, получения статистически достоверных данных, заканчивая анализом и сопоставлением с данными, полученными ПЭМ и ОЭС. С учетом особенностей и ограничений при АЗТ анализе исследованных в работе материалов были получены характеристики наноразмерных элементов структуры, хорошо коррелирующие с исследованиями другими методами и с механизмами деградации структуры и свойств материалов под облучением. В третьей главе «Особенности фазообразования в металле сварного шва и основного металла корпусов реакторов ВВЭР-440 в цикле «Облучение – Отжиг – Повторное облучение – Повторный отжиг – Ускоренное облучение» исследованы радиационно-индуцированные элементы структуры, ответственные за упрочнение в результате первичного облучения и восстановительных отжигов сталей темплетов МШ и ОМ КР ВВЭР-440 в следующих состояниях: после первичного облучения (I1), последующего восстановительного отжига (I1A1) по штатному режиму (475°С/150ч.), повторного облучения (I1A1I3), повторного восстановительного отжига по штатному режиму (I1A1I2A2) а также третьего цикла ускоренного облучения (I1A1I2A2I3уск). Кроме того, исследованы трепаны МШ и ОМ КР ВВЭР-440, выведенного после 45 лет эксплуатации, в состояниях после длительного воздействия рабочей температуры (состояние T для ОМ и МШ), первичного облучения (I1 для ОМ) и повторного после восстановительного отжига реакторного облучения (I1A1I2A2I3 для МШ). Было установлено:  При первичном облучении в МШ и ОМ происходит образование первичных радиационно-индуцированных преципитатов на основе Cu (легированных P-Si-Ni-Mn, см. Рисунок 3). После первого восстановительного отжига наблюдается их частичное растворение с коагуляцией оставшихся нерастворенными медных фаз. При этом медь полностью не возвращается в матрицу, что оказывает влияние на динамику последующего образования преципитатов во всех циклах «облучение-отжиг-облучение», поскольку вновь выделяющиеся преципитаты образуются из твёрдого раствора, обедненного содержанием меди, которая оказалась как бы «замороженной» в остаточных первичных преципитатах.  При повторном и последующих облучениях после восстановительных отжигов в МШ образуются «вторичные» и «третичные» радиационно- индуцированные преципитаты на основе Сu-P (легированные Si-Ni-Mn, Рисунок 3 а), а в ОМ – преципитаты существенно меньшей плотности (Рисунок 1 б) на основе Cu и в меньшей степени легированные Si-Ni-Mn (см. Рисунок 3 б). При этом для МШ, в отличие от ОМ, наблюдается зависимость плотности преципитатов при повторном облучении с ростом дозы облучения. На Рисунке 1 показаны дозовые зависимости объёмной плотности радиационно-индуцированных преципитатов на всех стадиях в циклах «облучение-отжиг-облучение». При АЗТ анализе было принято разделение преципитатов на поколения: первичные (в результате первичного облучения), остаточные (после восстановительного отжига), вторичные и третичные – сформированные при повторном облучении после восстановительного отжига. а) б) Из Рисунка 2 видно, что радиационно-индуцированные преципитаты (вторичные, третичные) при всех циклах облучения имеют меньший размер, чем первичные остаточные преципитаты, размер которых несколько возрастает в циклах облучения за счёт дополнительного включения атомов P-Si-Ni-Mn. Рисунок 1 – Дозовые зависимости объёмной плотности радиационно-индуцированных преципитатов в МШ (а) и ОМ (б) на всех циклах облучения КР ВВЭР-440 На Рисунке 2 представлены дозовые зависимости среднего размера преципитатов в МШ и ОМ в исследованных состояниях. а) б) Рисунок 2– Дозовые зависимости среднего размера преципитатов в МШ (а) и ОМ (б) КР ВВЭР-440 в различных состояниях Кроме объёмной плотности и средних размеров также были исследованы химические составы радиационно-индуцированных преципитатов с использованием методики АЗТ. На Рисунке 3 представлены гистограммы химических составов радиационно-индуцированных (первичных/вторичных/третичных и остаточных после отжига) в исследованных МШ и ОМ КР ВВЭР-440. распределения преципитатов первичного Сравнение состава вторичных и третичных преципитатов в ОМ и МШ показывает, что концентрация меди в преципитатах в случае ОМ ~ в 2 раза выше, чем в МШ (см. Рисунок 3). Содержание фосфора в преципитатах в ОМ при этом значительно ниже, чем в МШ, что связано с переходом фосфора в зернограничные сегрегации в ОМ, которые в МШ при данном флюенсе практически еще не образуются из-за особенностей структуры МШ (наличие зернограничных выделений избыточного α-феррита с меньшей растворимостью фосфора в легированном α-Fe). При этом, суммарная концентрация Si+Ni+Mn во вторичных преципитатах увеличивается с увеличением флюенса быстрых нейтронов как в ОМ, так и в МШ (Рисунок 3 а,б). а) б) в) г) Изменение химического состава преципитатов в ОМ и МШ обусловлено изменением концентрации фосфора в матрице стали в циклах «облучение-отжиг- облучение» (см. Рисунок 4). Анализ содержания фосфора в матрицах ОМ и МШ показывает, что при восстановительных отжигах, особенно в ОМ, в температурном интервале Рисунок 3 – Химические составы радиационно-индуцированных преципитатов первичных, вторичных и третичных в МШ (а) и в ОМ (б), остаточных в МШ (в) и в ОМ (г) на всех циклах «облучение-отжиг-облучение» максимального развития отпускной хрупкости (475oС) при котором проводится восстановительный отжиг МШ ВВЭР-440, фосфор не возвращается полностью в матрицу в процессе растворения радиационно-индуцированных преципитатов (см. Рисунок 4), а сегрегирует на границы зёрен. а) б) Рисунок 4 – Усредненный состав Fe-матриц твёрдого раствора по фосфору в исследованных образцах МШ (а) и ОМ (б) ВВЭР-440 в различных состояниях Наблюдается (Рисунок 4) общая тенденция к снижению матричного содержания фосфора с ростом флюенса. Это обусловлено тем, что в ОМ в процессе облучения происходит накопление зернограничных сегрегаций фосфора (см. Рисунок 5), уровень которых тем выше, чем выше накопленный флюенс быстрых нейтронов. Рисунок 5 – Гистограммы распределения концентрации фосфора в границе зерна в ОМ в состояниях после повторного облучения до F1=70∙1022м-2 и F2=109∙1022м-2 в сравнении с состоянием после повторного восстановительного отжига Представленные на Рисунке 5 гистограммы распределения фосфора в границах зёрен ОМ по данным оже-электронной спектроскопии (ОЭС), свидетельствуют о том, что в ОМ, находящемся под воздействием температуры при штатном восстановительном отжиге по режиму 475°С/150ч., происходит значимое повышение зернограничных сегрегаций фосфора. Сравнение изменений плотности преципитатов на всех циклах «облучение-отжиг-облучение» (остаточных и радиационно-индуцированных, см. Рисунки 1 а,б) показывает, что общая плотность преципитатов постепенно снижается после каждого этапа облучения (см. Рисунок 6). Роль меди в радиационном охрупчивании как ОМ, так и МШ также уменьшается вследствие того, что ее участие в формировании радиационно- индуцированных преципитатов снижается и заканчивается при втором цикле «облучение-отжиг». Роль фосфора, наоборот, усиливается со второго цикла «облучение-отжиг», поскольку в МШ фосфор участвует в образовании преципитатов, а в ОМ – образует зернограничную сегрегацию. В целом, в процессе продления срока службы КР ВВЭР-440 за счет проведения восстановительных отжигов, из-за снижения общей плотности преципитатов на каждом из циклов «облучение-отжиг», наблюдается снижение темпа его радиационного охрупчивания (см. Рисунок 7). При этом плотность преципитатов в ОМ существенно ниже на всех этапах эксплуатации, чем в МШ, что и обуславливает более низкий темп радиационного охрупчивания ОМ по сравнению с МШ. Рисунок 6 – Типичные для МШ и ОМ АЗТ карты распределения основных элементов в радиационно-индуцированных преципитатах в различных состояниях: I1, I1A1, и в I1A1I2A2I3 Рисунок 7 – Схема изменения радиационного охрупчивания для МШ КР ВВЭР-440 за счёт проведения восстановительных отжигов В четвертой главе «Особенности радиационного охрупчивания металлов КР ВВЭР-1000» расширены и уточнены на широком круге материалов МШ и ОМ КР ВВЭР-1000 особенности фазообразования в условиях облучения, характерных для образцов-свидетелей (ОС) и ускоренно облученных образцов с использованием метода атомно-зондовой томографии. Проведение исследования фазообразования в ускоренно облученных образцах было необходимо в связи продлением срока службы реакторов типа ВВЭР до 60 лет эксплуатации. Известны два механизма радиационного охрупчивания: упрочняющий (обусловленный образованием радиационно-индуцированных преципитатов и дислокационных петель, оказывающих совместное влияние на повышение предела текучести) и неупрочняющий (обусловленный образованием зернограничных сегрегаций, приводящий к сдвигу критической температуры хрупкости без изменения предела текучести). Стали КР ВВЭР-1000 по сравнению со сталями КР ВВЭР-440 характеризуется повышенным содержанием никеля, что приводит к отличию кинетики радиационного упрочнения ВВЭР-1000 от кинетики радиационного упрочнения ВВЭР-440 за счёт различных механизмов образования радиационно- индуцированных преципитатов. Никель является основным преципитат- образующим элементом, кроме того, проявляющим склонность к сегрегированию на границы зёрен, а также способствующим сегрегированию фосфора на границы зёрен, усиливая общее радиационное охрупчивание за счёт действия второго неупрочняющего механизма. Поэтому МШ является критичным элементом КР с точки зрения общего радиационного охрупчивания. В работе исследовано влияние содержание никеля на различных уровнях: низком (1,1-1,34) мас.%; среднем (1,35-1,5) мас.% и высоком (1,6-1,94) мас.%. на темп образования радиационно-индуцированных преципитатов. На Рисунке 8 представлены типичные АЗТ карты распределения преципитат-образующих элементов в исследованных ОМ и МШ КР ВВЭР-1000. а) б) Рисунок 8 – типичные АЗТ карты распределения преципитат-образующих элементов: а) карта распределения элементов в объёме, б) распределение элементов Ni-Si-Mn в области, содержащей преципитат Видно, что в материалах КР ВВЭР-1000 образуются преципитаты на основе Ni-Mn-Si. На Рисунке 9 представлены результаты АЗТ анализа химического состава радиационно-индуцированных преципитатов в МШ КР ВВЭР-1000 при облучении в различных условиях, нанесенные на тройную диаграмму состояния Ni-Mn-Si. На тройную диаграмму также нанесены соединения с известным химическим составом из литературных данных. Из Рисунка 9 видно, что независимо от условий облучения (при разных флюенсах и флаксах), а также химического состава сталей, состав Ni-Mn-Si- фазовых выделений (преципитатов) на основе никеля занимает довольно узкую область составов. Средний химический состав для выбранного массива точек близок к 45% Ni, 33% Si и 22% Mn, что может являться соединением типа Ni2Si, в котором часть атомов Ni заменена атомами Mn и иметь вид Ni1.33Mn0.67Si. Рисунок 9 – Тройная диаграмма состояния Ni-Mn-Si с областью составов радиационно-индуцированных Ni-Mn-Si преципитатов в сталях КР ВВЭР-1000 Были также исследованы такие параметры радиационно-индуцированных элементов структуры как: объёмная плотность, размер и объёмная доля преципитатов, а также размер и объёмная плотность радиационных дефектов – дислокационных петель. На Рисунке 10а показаны дозовые зависимости изменения плотности Ni- Mn-Si преципитатов в широком диапазоне флюенсов быстрых нейтронов в зависимости от содержания Ni в стали. Из Рисунка 10в видно, что размер радиационно-индуцированных преципитатов не зависит от содержания Ni в стали и несколько растёт с дозой а) в) Рисунок 10 – Дозовые зависимости плотности (а,б) и среднего размера (в) радиационно-индуцированных преципитатов в сталях МШ и ОМ ОС КР ВВЭР-1000: а) для МШ и ОМ с различным содержанием Ni, мас.%, б) для МШ и ОМ, нормированная на произведение содержания Ni и Mn; в) средний размер преципитатов в МШ и ОМ, облученных с разным флаксом; облучения. При этом при ускоренном облучении образуются преципитаты меньшего размера, что очевидно связано меньшим временем протекания процессов фазообразования за счёт термической и радиационно-индуцированной диффузии. б) Из Рисунка 10а видно, что с ростом флюенса быстрых нейтронов плотность преципитатов возрастает при всех концентрациях, характерных для материалов КР ВВЭР-1000. При этом для МШ с высоким Ni (1,6-1,95) мас.% наблюдается максимальный темп накопления радиационно-индуцированных преципитатов по сравнению с МШ со средним Ni (1,35-1,5) мас.% и ОМ с низким (1,1-1,34) мас.%. Объёмная плотность дислокационных петель в исследованных сталях КР ВВЭР-1000 не зависит от химического состава исследованных сталей, флакса при облучении в исследованном интервале флюенсов и флаксов быстрых нейтронов и описывается единой дозовой зависимостью, близкой к линейной. Размер дислокационных петель не претерпевает значительных изменений с увеличением флюенса и составляет 3-4 нм. Поскольку наблюдается корреляция между плотностью радиационно- индуцированных преципитатов и содержанием никеля и марганца в стали, то полученные значения плотности преципитатов были нормированы на произведение содержания Ni и Mn в стали (см. Рисунок 10б). В этом случае статистический анализ полученных результатов с использованием теста Чоу показал, что зависимости плотности радиационно-индуцированных преципитатов для МШ и ОМ с содержанием никеля (1,1-1,9) мас.% значимо не различаются и описываются единой дозовой зависимостью. Исследовано также влияние скорости облучения на нормированную дозовую зависимость объёмной плотности Ni-Mn-Si-преципитатов и радиационных дефектов – дислокационных петель. а) б) в) Рисунок – 11 Дозовые зависимости объёмной плотности радиационно-индуцированных преципитатов в МШ (а) и ОМ (б), а также объёмной доли (в) в МШ КР ВВЭР-1000 Образцы МШ, облученные в составе ОС, характеризуются несколько большей плотностью преципитатов, чем при ускоренном облучении (Рисунок 11а). Кроме того, результаты исследований методом АЗТ показывают, что размер радиационно-индуцированных преципитатов в МШ при ускоренном облучении значительно ниже, чем при облучении в составе ОС (Рисунок 10в). Статистическая обработка результатов исследования с использованием теста Чоу показала отсутствие влияния флакса на объёмную плотность преципитатов в ОМ с содержанием никеля (1,1-1,3) мас.% (см. Рисунк 11б). При этом объёмная доля преципитатов при ускоренном облучении МШ (Рисунок 11в) значимо ниже по сравнению с ОС МШ (в основном, за счёт меньшего их размера при ускоренном облучении). Результаты исследований плотности дислокационных петель в исследованных сталях корпусов реакторов ВВЭР-1000, полученные по результатам ПЭМ-исследований представлены на Рисунке 12. Рисунок 12 – Дозовая зависимость объёмной плотности дислокационных петель Из Рисунка 12 видно влияние флакса на объёмную плотность радиационных дефектов − дислокационных петель не зависит от химического состава исследованных сталей (МШ, ОМ) и флакса при облучении и описывается единой дозовой зависимостью, близкой к линейной. Полученные в работе параметры радиационно-индуцированных упрочняющих элементов структуры (преципитатов и дислокационных петель) были использованы в уравнении Орована для оценки их вклада в изменение радиационного упрочнения сталей КР, облученных с разным флаксом (ОС и ускоренно облучённых). Уравнение Орована: Δσi  αi MGb ρi di где αi – константы прочности барьеров, M – фактор Тейлора, принятый равным 3,06, G – модуль сдвига, принятый равным 81,6 ГПа, b – модуль вектора Бюргерса, равный 0,249 нм, ρi – объемная плотность радиационно- индуцированных элементов структуры, di – средний размер радиационно- индуцированных элементов структуры. Константы прочности барьеров для дислокационных петель и радиационно-индуцированных преципитатов приняты равными соответственно 0,33 и 0,08. Константы материала и прочности барьеров приняты в соответствии с литературными данными. На Рисунке 13 представлена дозовая зависимость изменения предела текучести, рассчитанная по уравнению Орована с нанесенными значениями измеренных экспериментально изменений пределов текучести МШ ОС КР ВВЭР-1000. Рисунок 13 – Дозовая зависимость изменения предела текучести МШ ОС КР ВВЭР-1000 Из Рисунка 13 видно, что расчётные значения предела текучести (на основе данных АЗТ) хорошо коррелируют с экспериментальными значениями, определенными по испытаниям на статическое растяжение. Поскольку объёмные доли радиационно-индуцированных преципитатов в МШ КР ВВЭР-1000 отличаются в материалах, облученных в составе ОС и ускоренно облучённых, была проверена статистическая значимость изменения предела текучести в разных условиях облучения (Рисунок 14, расчётные значения вкладов в σ0,2). Рисунок 14 – Расчётные значения вкладов в сдвиг предела текучести (без нормировки на (Ni·Mn). Для МШ КР ВВЭР-1000 с содержанием Ni 1,4-1,9 мас.% , и Mn 0,7-1,1 мас. % Рисунок 15 – Расчётные значения вкладов в сдвиг предела текучести с нормировкой на (Ni·Mn). Для МШ КР ВВЭР-1000 с содержанием Ni 1,4-1,9 мас. % , и Mn 0,7-1,1 мас.% Результат проведенного статистического анализа с помощью теста Чоу к данным, представленным на Рисунках 14-15 показал, что расчётные значения вклада в сдвиг предела текучести по результатам исследования ОС и ускоренно облученных образцов могут быть описаны единой зависимостью. Таким образом, показано, что в ускоренно облученных образцах МШ (с содержанием Ni>1,4 мас.%), вклад радиационного упрочнения в эффект флакса незначителен (по сравнению с вкладом от сегрегационных процессов).
Продление срока службы КР ВВЭР-1000 с высоким содержанием Ni, демонстрирующих повышенный темп радиационного охрупчивания, реализуется за счёт проведения восстановительного отжига (565оС/100час). Ранее в НИЦ «Курчатовский институт» был проведен ряд экспериментов по установлению эффективности восстановительного отжига на повторно ускоренно облученных образцах.
В данной работе впервые были проведены АЗТ, ПЭМ и оже-спектральные исследования упрочняющих компонент микроструктуры и уровня зернограничных сегрегаций ОС МШ Балаковской АЭС-1 в двух структурных состояниях: первичное облучение и повторное (после восстановительного отжига по режиму 565оС/100 час) с близкими значениями флюенса и флакса. Это было необходимо для подтверждения полученных ранее результатов на ускоренно облученных материалах, а также получения данных, подтверждающих выполнение структурного критерия: отсутствия увеличения темпа радиационно- индуцированной деградации структуры в результате повторного облучения образцов ОС.
В Таблице 4 представлены характеристики радиационно-индуцированной структуры (по результатам АЗТ, ПЭМ анализа) при первичном и повторном облучении МШ в составе ОС с высоким содержанием Ni (~1,9 мас.%).
Таблица 4 – Характеристики радиационно-индуцированной структуры при первичном (I1) и повторном (I1AI2) облучении ОС МШ КР ВВЭР-1000 с высоким содержанием Ni (~1,9 мас.%)
Дислокационные F, петли
Состояние ∙1022 м-2
Объёмная плотность, ∙1023 м-3
Преципитаты Размер, нм
химическийсостав преципитатов, ат. %
Объёмная
плотность,
21 -3 ∙10 м
Размер нм
ПЭМ
АЗТ
ПЭМ
АЗТ
Ni
Mn
Si
I1 I1AI2
49,1 4,1±0,8 3,9±0,7 4,0±1,0 4,2±0,8 2,3±0,1 2,3±0,1 48,5 24,5 26 52,3 4,3±0,6 4,0±0,8 4,2±0,6 3,6±0,5 2,4±0,1 2,2±0,1 47 32 19,5
Из Таблицы 4 видно, что параметры радиационно-индуцированных преципитатов и дислокационных петель после первичного и повторного (после восстановительного отжига) облучения близки, что свидетельствует об их близком вкладе в радиационное упрочнение при первичном и повторном облучении.
На Рисунке 16 представлены данные оже-электронной спектроскопии уровня зернограничной сегрегации фосфора в МШ, образовавшейся в результате первичного и повторного облучения при рабочей температуре КР ВВЭР-1000 Балаковской АЭС, блок 1.
Рисунок 16 – Частотная гистограмма распределения фосфора в границах зёрен МШ КР ВВЭР-1000 Балаковской АЭС, блок 1 в различных состояниях

Из Рисунка 16 видно накопление фосфора при первичном облучении (I1), возврат к исходному состоянию уровня зернограчной сегрегации после восстановительного отжига (I1A), и аналогичное по уровню накопление зернограничной сегрегации фосфора после повторного облучения (I1AI2).
Таким образом, проведенные сравнительные исследования структурных превращений в первично – и повторно облученных ОС МШ ВВЭР-1000 с высоким содержанием Ni (после восстановительного отжига по режиму 565оС/100ч.) показали, что степень деградации их структуры после облучения до близких доз облучения идентична, а, следовательно, темп повторного радиационного охрупчивания МШ должен быть не выше темпа радиационного охрупчивания при первичном облучении.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Для оценки ресурсоспособности сталей КР, а также для обоснования продления их срока службы проведены комплексные исследования методами АЗТ и ПЭМ закономерностей фазообразования в сталях КР ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в процессе облучения в широком диапазоне флюенсов быстрых нейтронов (6-109)∙1022 м-2 и флаксов (2-1700∙1014 м-2∙с-1), а также возврат их структурно- фазового состояния после восстановительных отжигов. При этом показано:
Для сталей КР ВВЭР-440
1. При первичном восстановительном отжиге МШ происходит неполное растворение первичных радиационно-индуцированных Cu-преципитатов, состав которых в циклах «облучение-отжиг-облучение» остаётся практически постоянным, а размер несколько увеличивается. При этом медь не полностью возвращается в Fe-матрицу, что оказывает влияние на кинетику последующей преципитации при повторных облучениях в циклах «облучение-отжиг- облучение».
2. Радиационное охрупчивание МШ, наряду с образованием радиационных дефектов, обусловлено выделением медно-обогащенных преципитатов на основе Cu, состав которых дополнительно обогащён Si-Ni-Mn и в циклах «облучение-отжиг-облучение» всё в большей степени обогащается фосфором при постепенном уменьшении в них концентрации меди.
3. Радиационно-индуцированные преципитаты в ОМ, обогащенные Si-Ni-Mn, в циклах «облучение-отжиг-облучение», в отличие от преципитатов в МШ, в меньшей степени обогащаются фосфором, поскольку, начиная со второго цикла облучения, фосфор из твёрдого раствора начинает интенсивно переходить в зернограничные сегрегации, обедняя матрицу.
4. Последовательное наблюдаемое снижение темпа радиационного охрупчивания МШ в циклах «облучение-отжиг-облучение» обусловлено закономерным снижением объёмной плотности преципитатов, выделяющихся при каждом последующем облучении после восстановительных отжигов.
5. Более низкий темп радиационного упрочнения и охрупчивания ОМ по сравнению с МШ обусловлен более низкой суммарной объёмной плотностью в нём первичных и образующихся в циклах «облучение-отжиг-облучение» радиационно-индуцированных преципитатов.
Для сталей КР ВВЭР-1000:
6. Для МШ (с содержанием Ni>1,35%) бόльший темп радиационного охрупчивания по сравнению с темпом радиационного охрупчивания ОМ и МШ с меньшим содержанием Ni (<1,35%) обусловлен как образованием под облучением Ni-Mn-Si-преципитатов с бόльшей плотностью при близкой плотности радиационных дефектов, а также накоплением бόльшего уровня зернограничной сегрегации в МШ по сравнению с ОМ в процессе облучения. 7. Независимо от параметров облучения (флюенса и флакса быстрых нейтронов), а также от химического состава сталей, средний химический состав Ni-Mn-Si-преципитатов неизменен и близок к атомному составу Ni1.33Mn0.67Si, что может являться соединением типа Ni2Si, в котором часть атомов Ni заменена атомами Mn. 8. Для ОМ и МШ, характеризующихся содержанием никеля (1,1-1,3) мас.%, влияние флакса на объёмную плотность Ni-Mn-Si преципитатов при облучении отсутствует. Плотность радиационных дефектов в образцах ОМ и МШ также не зависит от скорости набора повреждающей дозы и определяются только накопленным флюенсом быстрых нейтронов. При ускоренном облучении для МШ с содержанием никеля (1,35-1,9) мас.% наблюдаются некоторые различия в объемной доле радиационно-индуцированных преципитатов, в основном, за счёт их меньшего размера. 9. При оценке изменения предела текучести с использованием данных АЗТ и ПЭМ-исследований для ускоренно облученных образцов МШ (с содержанием Ni>1,4 мас.%) показано, что вклад радиационного упрочнения в эффект флакса незначителен (по сравнению с вкладом от сегрегационных процессов).
10.Сопоставимые исследования ОС МШ КР ВВЭР-1000 (с содержанием Ni ~1,9 мас.%), первично – и повторно облученных (после восстановительного отжига по режиму 565оС/100ч.) показали, что степень деградации их структуры идентична, а, следовательно, темп повторного радиационного охрупчивания МШ не выше темпа радиационного охрупчивания при первичном облучении.