Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 178_Физическое материаловедение_6 том
.pdf
311
емых на отечественных АЭС для обеспечения необходимого каче-
ства теплоносителя; диссоциация водорода, содержащегося в ме-
талле в молекулярном виде или в виде метана (СН
4
); ядерные реак-
ции типа (n, p); коррозия корпуса и других материалов первого
контура реактора, как основного источника водорода по реакции
3Fe + 4H
2
O = Fe
3
O
4
+ 4H
2
. Например, после облучения зарубежных
корпусных сталей А302В, А542 и А543 в реакторе количество экс-
трагируемого из стали водорода увеличивается с ростом экспози-
ции и уменьшением температуры стали (табл. 25.13), причем оно
превышает количество трансмутационного водорода, составляю-
щего ~
0,1 ppm.
Таблица 25.13
Накопление водорода в образцах при облучении
Флюенс быстрых
нейтронов, м
−2
Температура
облучения, °С
Средняя концентрация
водорода, ppm
Необлученная сталь
−
0−0,2
7 ⋅ 10
22
300 0,9
2 ⋅ 10
24
225 1,7
4 ⋅ 10
24
225 2,1
Следует отметить, что рабочая температура внутренней поверх-
ности корпуса определяется температурой водяного теплоносителя
и может иметь значения в зависимости от типа реактора в интерва-
ле 250−290 °С, а флюенс быстрых нейтронов до (2−5) ⋅ 10
24
м
−2
.
Для выявления закономерностей поведения водорода и выясне-
ния его влияния на механические свойства корпусных сталей в
НИЦ «Курчатовский институт» предприняты имитационные (лабо-
раторные и петлевые) и натурные исследования. Образцы облуча-
лись при 50 °С в контакте с водой бассейна реактора, при 280 °С в
каналах с теплоносителем, при температурах 100−180 °С и 340 °С в
герметичных ампулах. В составе двух петлевых установок в актив-
ной зоне реактора МР в течение 15680 ч при температурах 50−
285 °С и 22380 ч при температурах 100−300 °С облучались, а после
вырезки исследовались две петлевые трубы из стали 15Х2МФА.
Комплекты экспериментальных образцов облучались в реакторах
АЭС как в контакте с теплоносителем, так и изолированно от него:
в течение 15300 ч в каналах для образцов-свидетелей корпуса реак-
312
тора НВАЭС-2 при 250 °С, в течение 7700 ч в реакторе Армянской
АЭС-2 при 270 °С, а также в течение одной кампании − в реакторе
Ровенской АЭС-1.
Результаты этих обстоятельных исследований позволили сде-
лать ряд важных выводов.
Заметное выделение водорода из стали начинается при нагреве в
интервале температуры 125−145 °С, причем, чем ниже температура
облучения, тем большее количество водорода сохраняется в стали
(и выделяется при последующем нагреве).
Поставленный эксперимент по изучению термодесорбции водо-
рода из облученной стали и электролитически наводороживанной
облученной стали показал, что водород, накопленный в процессе
облучения («радиационный»), менее подвижен, чем водород, элек-
тролитически введенный в облученный образец.
Облучение стали в воде при низких температурах (50−180 °С)
значительно увеличивает, а послерадиационный отжиг − уменьша-
ет способность стали к накоплению водорода, что свидетельствует
о захвате водорода радиационными дефектами. Радиационные по-
вреждения, созданные в стали при низкотемпературном облучении
(100 °С) до флюенса 1 ⋅ 10
24
м
−2
, практически на порядок замедляют
диффузию водорода по сравнению с необлученной сталью, причем
дальнейшее увеличение флюенса до 5 ⋅ 10
24
м
−2
понижает диффу-
зию незначительно.
Облучение стали при высоких температурах (340 °С) не привело
к заметному поглощению водорода в сравнении со сталью в исход-
ном состоянии, что свидетельствует о высокой подвижности водо-
рода при этой температуре.
Механические свойства стали при наводороживании, в том чис-
ле и при поглощении коррозионного водорода, могут снижаться
практически до нуля. Параметры ударной вязкости стали, облучен-
ной при низких (по сравнению с рабочей) температурах, например,
при 140−180 °С, очень чувствительны к присутствию водорода
(14 ppm). Положительным является тот факт, что свойства стали,
облученной при 340 °С, или отожженной (300 °С) после облучения
при 140 °С до флюенса 4,5 ⋅ 10
23
м
−2
, не чувствительны к водороду,
так как при этих температурах он полностью десорбирует из
стали.
313
Совокупность изложенных выше данных подтверждает мнение
о том, что водород в стали может находиться в двух различных со-
стояниях. Эти состояния названы: остаточный (решеточный) и
диффузионно-подвижный водород. Остаточный водород – это во-
дород в связанном виде, например, как ранее считалось, в виде мо-
лекул Н
2
О (восстановление внутренних оксидов) или СН
4
. На са-
мом деле состояние водорода и его связь с атомами металла зави-
сят от его зарядности и места расположения в пустотах кристалли-
ческой ОЦК решетки стали. В ОЦК сталях остаточный (в нашем
случае – радиационный) водород занимает наименьшие по размеру
междоузлия − октаэдрические поры (r
о.п.
≈ 0,154r
Fe
) и находится в
виде Н
+
-иона (протона), а диффузионно-подвижный (в нашем слу-
чае – электролитический) занимает междоузлия большего разме-
ра − тетраэдрические поры (r
т.п.
≈ 0,291r
Fe
) и существует он в виде
Н
–
-иона.
Наиболее опасным с точки зрения изменения свойств материала
является более подвижный водород – Н
–
. Он имеет устойчивую
электронную (двух электронную) оболочку (как гелий). Распреде-
ление электронной плотности имеет форму гантели, легко «перете-
кающей» даже через сравнительно высокие потенциальные барье-
ры. Наличие в металле свободного электронного газа обеспечивает
этому иону длительное существование. По-видимому, как и в спла-
вах циркония, в сталях водород диффундирует в области растяги-
вающих напряжений и пониженных температур.
Водород взаимодействует с радиационными дефектами и стаби-
лизирует их, т.е. препятствует отжигу радиационных дефектов. Это
означает, что циклическая термоводородная обработка облученных
образцов стали может приводить к необратимому изменению ком-
плекса механических свойств: заметному снижению относительно-
го удлинения, микротвердости и прочностных характеристик.
Фрактографические исследования показали, что облученная
сталь после наводороживания разрушается по границам зерен,
причем доля межзеренного разрушения зависит от температуры
послерадиационного отжига.
Весьма важным является вопрос о синергетическом влиянии
примесей (фосфора, меди и никеля) и водорода. Этим исследовани-
ям уделено значительное внимание за рубежом, в НИЦ «Курчатов-
ский институт», ФГУП «Прометей», ЦНИИТМАШ. Комплекс ра-
314
бот, выполненный на различных корпусных сталях, в облученном,
отожженном и наводороженном состояниях, показал следующее.
При концентрации водорода 4,9−5,1 ppm наблюдали резкое сниже-
ние пределов прочности и текучести, и катастрофическое снижение
общего и равномерного удлинений на сталях 15Х2МФА и
15Х2НМФА. Влияние водорода в сталях, отожженных после облу-
чения, существенно слабее по сравнению с облученными. В стали
15Х2НМФА, предварительно переведенной в состояние отпускной
хрупкости, отмечено значительное деградирующее влияние водо-
рода на механические свойства как облученных, так и необлучен-
ных образцов.
В порядке заключения необходимо отметить, что радиацион-
но-водородное охрупчивание перлитных сталей наблюдали при
температурах облучения менее 200
°
С и при концентрациях водо-
рода более 4,5 ppm. Рабочие температуры корпусных сталей реак-
торов ВВЭР и др. лежат в интервале 250−340 °С. При этих темпе-
ратурах водород в основном выделяется из стали (рис. 25.42).
Рис. 25.42. Кинетика выхода водорода при 300 °С (кривая 5 – при 250 °С)
из облученных в воде при 50 °С бассейна реактора МР (кривые 3, 5, 6)
и при 100 °С, в герметичных ампулах (кривые 2, 4):
1– исходный образец + Н
2
(1 ч); 2– облучение до 1,0 ⋅ 10
24
м
−2
+ Н
2
(1 ч);
3– облучение до 1,0 ⋅ 10
24
м
−2
; 4 – облучение до 1,0 ⋅ 10
24
м
–2
+Н
2
(3 ч);
5 и 6 – облучение до 5 ⋅ 10
24
м
−2
315
Тем не менее, открытой остается проблема влияния водорода
на протекание процессов радиационно-стимулированной сегрега-
ции фосфора и никеля на границах зерен. Связывая углерод, как
конкурента зернограничной адсорбции фосфора, в стали в соеди-
нения типа С
m
H
n
, водород облегчает сорбцию фосфора и никеля на
границах зерен.
25.5.6. Радиационная стойкость перлитных сталей
Прежде чем перейти к рассмотрению действия облучения на
механические свойства перлитных сталей, в частности, сталей для
корпусов реакторов, следует кратко остановится на условиях без-
опасной эксплуатации корпусов.
Эти условия можно сформулировать следующим образом: в
условиях нормальной эксплуатации и при проверке (гидроопрес-
совке) корпус должен находиться при температуре выше темпера-
туры хрупко-вязкого перехода (Т
хр
) и во всех условиях, включая
аварийные, должно выполняться условие
K
I
< k ⋅ K
IС
, (25.13)
где K
I
− коэффициент интенсивности напряжения, k − коэффициент
запаса и K
IС
− критический коэффициент интенсивности напряже-
ния (вязкость разрушения).
Температуру хрупко-вязкого перехода принято определять по
соотношению
0
хр хр ст ф м
T=T T T T+∆ +∆ +∆
, (25.14)
где
0
хр
T
− температура хрупко-вязкого перехода необлученного ма-
териала,
ст
T∆
− ожидаемое изменение Т
хр
от старения стали при ра-
бочей температуре, ∆T
ф
− сдвиг температуры хрупкости под дей-
ствием реакторного облучения, ∆T
м
− так называемый температур-
ный запас вязкости, принимаемый обычно равным 30°С.
Определение температуры хрупко-вязкого перехода произво-
дится обычно с помощью сериальных испытаний на ударную вяз-
кость, и температурный запас ∆T
м
учитывает тот факт, что темпе-
ратура Т
хр
материала толстостенного сосуда может быть выше, чем
Т
хр
, определенная по ударным испытаниям.
316
Определение K
IС
для облученных образцов является методиче-
ски довольно сложным вследствие больших размеров испытывае-
мых образцов, поэтому принимают, что сдвиг температурной зави-
симости K
IС
под действием облучения равен сдвигу ∆T
ф
для удар-
ных образцов.
Таким образом, для ферритно-перлитных сталей наиболее важ-
ным эффектом облучения в реакторе является сдвиг температуры
хрупко-вязкого перехода, хотя облучение приводит к изменению и
обычно определяемых свойств: предела текучести, временного со-
противления разрушению и удлинения
1
.
Применительно к корпусам водо-водяных реакторов, выполнен-
ных из перлитной стали, проектный ресурс по флюенсу быстрых
нейтронов (Е > 0,1 МэВ) составляет для ВВЭР-440 ~
3 ⋅ 10
24
м
−2
, для
ВВЭР-1000 ~
5 ⋅ 10
23
м
−2
. Температура облучения в рабочем режиме
оценивается Т
обл
< 300 °С, а плотность потока нейтронов − около
3
⋅ 10
15
нейтр./(м
2
⋅ с) (ВВЭР-440) и около 7 ⋅ 10
14
нейтр./(м
2
⋅ с)
(ВВЭР-1000). Нейтронное облучение, увеличивая прочностные ха-
рактеристики, вместе с тем резко уменьшает различие между σ
в
и
σ
0,2
(табл. 25.14). С этим фактом непосредственно связано и малое
равномерное удлинение δ
р
облученной стали. Можно полагать, что
уменьшение δ
р
вносит основной вклад в снижение полного удли-
нения (δ
5
), поскольку относительное сужение (ψ) изменяется слабо.
Истинное сопротивление разрыву (S
к
), также как и ψ, отражающее
свойство материала на стадии разрушения, менее чувствительно к
облучению по сравнению с другими характеристиками прочности.
Уменьшение δ
р
и сближение значений σ
в
и σ
0,2
обычно рассматри-
ваются как свидетельство пониженного деформационного упроч-
нения. При Т
обл
> 250 °С радиационное повреждение не оказывает
заметного влияния на способность перлитных сталей к деформаци-
онному упрочнению, хотя значения прочностных характеристик
заметно выше (см. табл. 25.14).
Влияние легирования на степень радиационного упрочнения и
охрупчивания проявляется главным образом при относительно
низких значениях флюенсов (Ф
н
≤ 10
22
÷ 10
23
м
−2
); при больших
флюенсах (Ф
н
≥ 10
24
м
−2
) изменение свойств большинства легиро-
1
Физическое материаловедение. − М.: НИЯУ МИФИ, 2021. Т. 4. П. 13.5.
317
ванных перлитных сталей практически такое же, как и нелегиро-
ванных.
Таблица 25.14
Механические свойства стали 15Х2МФА после облучения нейтронами
до флюенса Ф
н
= 10
24
м
–2
(Т
исп
= 20°С)
Способ обработки
σ
в
,
МПа
σ
0,2
,
МПа
σ
в
−σ
0,2
,
МПа
σ
0,2
/σ
в
δ
р
,%
δ
5
, % ψ, %
S
к
,
МПа
Эталон (закалка +
+ высокий отпуск)
690 520 170 0,75 8,0 21 78 150
Облучение при
Т ≈ 150°С
880 860 20 0,98 0,7 11 69 155
Облучение при
Т ≈ 260÷280°С
910 760 150 0,83 7,0 17
− −
Изменение предела текучести происходит обычно по степенно-
му закону от флюенса:
∆σ
0,2
= В
Ф
(Ф
н
)
n
, (25.15)
где В
Ф
− постоянный коэффициент, зависящий от температуры;
Ф
н
− флюенс нейтронов с Е > 0,5 МэВ (измеряемый обычно в еди-
ницах 10
22
м
−2
), п −посто-
янный коэффициент,
имеющий значение от 1/2
до 1/3. Чаще всего экспе-
риментальные результаты
описываются функцией
1/3
н
~Ф .
Это можно видеть
на рис.25.43, где показано
изменение предела теку-
чести стали 15Х2МФА в
зависимости от флюенса.
Зависимость
1/3
н
Ф
принята
в нормах прочности для
всех отечественных ста-
лей.
Котреллом было пока-
зано существование ли-
нейной корреляции между
Рис. 25.43. Зависимость радиационного
упрочнения стали 15Х2МФА (
) и металл
а
сварного шва () от флюенса нейтронов при
Т
обл
= 270 °С
318
изменением предела текучести и сдвигом температуры хрупко-
вязкого перехода, т. е.
∆Т
хр
~ ∆σ
0,2
. (25.16)
Это приводит к зависимости сдвига температуры хрупко-
вязкого перехода от флюенса:
∆Т
хр
= А
Ф
(Ф
н
)
1/3
. (25.17)
Коэффициент А
Ф
, зависящий от температуры облучения, струк-
туры и состава стали, принято называть коэффициентом радиаци-
онного охрупчивания. В этом уравнении так же, как и в уравнении
(25.15), флюенс обычно выражают в единицах 10
22
м
−2
.
На рис. 25.44 приведе-
на зависимость ∆Т
хр
от
флюенса для стали
15Х2МФА, показывающая
соответствие характера из-
менений формуле (25.17).
Сдвиг температуры
хрупко-вязкого перехода
чаще всего определяют по
кривым ударной вязкости,
при этом в качестве кри-
терия перехода от вязкого
в хрупкое состояние при-
нимают значение ударной
вязкости 0,6 МДж/м
2
.
На рис. 25.45 показаны
типичные кривые ударной
вязкости стали 15Х2МФА
в необлученном состоянии
и после облучения при
температуре 270 °С. Можно видеть, что облучение приводит к
сдвигу кривых в область более высокой температуры, при этом
уровень ударной вязкости в области вязкого разрушения («полка»,
«шельф») понижается. Определяемый таким способом сдвиг при-
нимается равным сдвигу кривой K
IС
(Т).
Рис. 25.44. Зависимость сдвига критической
температуры хрупко-вязкого перехода стали
15Х2МФА () и металла сварного шва () о
т
флюенса нейтронов при Т
обл
= 270 °С
319
Рис. 25.45. Температурная зависимость ударной вязкости для необлученного ()
и облученного (Т
обл
= 270 °С) до разных флюенсов металла сварного шва
стали 15Х2МФА
Упрочнение сталей ферритно-перлитного класса под облучени-
ем, а следовательно, и сдвиг температуры хрупкости сильно зави-
сят от количества свободного феррита. Чем больше свободного
феррита, т. е. чем ниже содержание углерода, тем больше упрочне-
ние и сдвиг температуры хрупкости.
Марганец и никель, способствующие стабилизации вакансион-
ных скоплений, вызывают увеличение радиационного упрочнения
и охрупчивания сталей. Особенно существенно в этом отношении
влияние никеля, который добавляется в сталь для улучшения ее
технологических свойств.
Так, сталь 15Х2НМФАА, отличающаяся от стали 15Х2МФАА
главным образом тем, что дополнительно содержит около 1,5 % Ni,
имеет А
Ф
= 23 против А
Ф
= 12 для стали 15Х2МФАА.
Наиболее сильно на радиационное охрупчивание оказывают
влияние фосфор и медь.
На рис. 25.46 показано влияние суммарного содержания меди и
фосфора на коэффициент радиационного охрупчивания стали
15Х2МФА и ее сварного шва. Как следует из рис. 25.46, А
Ф
меняет-
ся линейно, возрастая в 4 раза, при изменении относительно не-
больших количеств примесей, которые для условий без облучения
не имеют существенного значения.
320
Полагают, что влия-
ние этих примесей свя-
зано с процессами сегре-
гации примесных ато-
мов, стимулированных
облучением.
В настоящее время
для обеспечения необхо-
димой радиационной
стойкости содержание
Сu и Р строго регламен-
тировано как для основ-
ного металла, так и для
сварочных металлов и
составляет для меди
0,1 % и фосфора меньше
0,012 %.
Для количественного выражения влияния вредных примесей на
коэффициент радиационного охрупчивания ферритно-перлитных
сталей предложены формулы, используемые при оценке ресурса
материала корпусов реакторов. Для стали 15Х2МФА коэффициент
радиационного охрупчивания может быть выражен следующими
формулами:
А
Ф
= [1310(Р + 0,1Сu) − 21] при Т = 250 °С;
А
Ф
= [609(Р + 0,1Сu) − 2] при Т = 270 °С.
(25.18)
Для сталей, содержащих Ni, например для американской стали
А533, предлагают использовать уравнение, содержащее так назы-
ваемый химический фактор-функцию, зависящую от содержания
меди и никеля.
Это уравнение выглядит следующим образом:
С
Ф
= 624Сu − 33/
CuNi
+ 251Ni. (25.19)
С учетом этого фактора зависимость сдвига критической темпе-
ратуры хрупкости от флюенса может быть выражена уравнением
∆Т
хр
= С
Ф
)Фlg28,0(
н
н
Ф
−
, (25.20)
где Ф
н
− флюенс в единицах 10
19
см
−2
(Е > 1 МэВ).
Рис. 25.46. Зависимость коэффициента радиа-
ционного охрупчивания А
Ф
от содержания в
основном металле () стали 15Х2МФА и ме-
талле его сварного шва (•) фосфора и меди
Т
обл
= 270 °С
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)