Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Исследование структуры и физических свойств стали Х18Н9 после длительного облучения в составе внутрикорпусных устройств реактора БН-600

05.12.2019 2019 - №04 Материалы и ядерная энергетика

А.В. Козлов В.Л. Панченко В.С. Шихалев

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2019.4.10

УДК: 539.1.09

Для оценки состояния несменных элементов – внутрикорпусных устройств (ВКУ) реактора БН-600 и последующего использования их при прогнозировании предельного ресурса реактора проведены исследования микроструктуры и физических свойств аустенитной стали 10Х18Н9, отработавшей в составе элементов ВКУ в течение 22-х и 33-х лет. Приведены гистограммы распределения пор по размерам в образцах из участков после нейтронного облучения со скоростями смещений от 1,0⋅10–9 до 4,3⋅10–8 сна/с при температурах 370 – 440°C. На образцах из тех же участков резонансным ультразвуковым методом измерены характеристики упругости. Показано, что распухание, рассчитанное по гистограммам распределения пор по размерам, имеет максимум при температуре ~415°C и достигает значений ~3% после 33-х лет облучения. Изменения модуля Юнга, происшедшие за длительное время, имеют немонотонную зависимость от повреждающей дозы. Максимальное относительное изменение модуля Юнга после 22-х лет эксплуатации не превышает 2%, а после 33-х лет эксплуатации 6% от соответствующих величин исходного состояния. Показано, что наряду с радиационным распуханием на изменение физических свойств существенное влияние при реализованных условиях облучения оказывают и другие структурные изменения, в частности, образование вторых фаз. По результатам исследований ВКУ реактора БН-600 из стали Х18Н9 после 33-х лет эксплуатации имеют остаточный ресурс. Сопоставление результатов, полученных на материале после 22-х и 33-х лет эксплуатации, содержит информацию, необходимую для описания дальнейших изменений структуры и свойств элементов ВКУ из стали Х18Н9. Полученные результаты могут быть использованы для прогнозирования предельного ресурса реактора в рамках существующих или разрабатываемых моделей.

Ссылки

  1. Курсевич И.П., Карзов Г.П., Марголин Б.З., Сорокин А.А., Теплухина И.В. Принципы легирования новой радиационно-стойкой аустенитной стали для ВКУ ВВЭР-1200, обеспечивающей их безопасную эксплуатацию не менее 60 лет. // Вопросы материаловедения. – 2012. – № 3 (71). – С. 146-154.
  2. Марголин Б.З., Курсевич И.П., Сорокин А.А., Лапин А.Н., Коханов В.И., Неустроев В.С. К вопросу о радиационном распухании и радиационном охрупчивании аустенитных сталей. Часть I. Экспериментальные результаты // Вопросы материаловедения. – 2009. – № 2(58). – С. 89-98.
  3. Kozlov A.V., Shcherbakov E. N., Yagovitin P. I., Evseev M. V., Kinev E. A., Panchenko V. L., Isobe I., Sagisaka M., Okita Т., Sekimura N., Garner F.А. Influence of damage rate on swelling and physical-mechanical properties of 18Cr-9Ni austenitic steel in the range of 3⋅10–9 to 4⋅10–8 dpa/s. // Journal of Nuclear Materials. – 2009. – Vol. 386-388. – PP. 153-156.
  4. Портных И.А., Панченко В.Л. Характеристики радиационной пористости и структурно-фазового состояния реакторной аустенитной стали 07С-16Cr-19Ni-2Mo-2Mn-Ti-Si-V-P-B после нейтронного облучения при температурах 440 – 600°C до повреждающих доз 36 – 94 сна/ // Физика металлов и металловедение. – 2016. – Т.117. – № 6. – С. 632- 644.
  5. Первичные послереакторные исследования и разделка пакета-имитатора ОК-505 сб. 71 В № 2 / Техническая справка филиала АО «Концерн Росэнергоатом» «Белоярская атомная станция» № 21-45-1195 от 27.12.2016.
  6. Условия эксплуатации и результаты первичных исследований пакета-имитатора сб. 71В./ Техническая справка филиала АО «Концерн Росэнергоатом» «Белоярская атомная станция» № 213205 от 20.02.2015 г.
  7. Портных И.А., Козлов А.В. Методология количественного анализа радиационной пористости в металлах. // ВАНТ. Серия: Материаловедение и новые материалы. – 2002. – Вып. 1 (59). – С.41-54.
  8. Козлов А.В., Портных И.А. Связь скорости радиационного распухания с ростом и коалесценцией радиационных пор. // ВАНТ. Серия: Материаловедение и новые материалы. – 2008. – Вып. 2 (71). – С. 3-13.
  9. Козлов А.В., Щербаков Е.Н., Коростин О.С., Шихалев В.С., Асипцов О.И. Механизмы влияния высокодозного нейтронного облучения на физико-механические свойства аустенитных сталей. // ВАНТ. Серия: Материаловедение и новые материалы. – 2004. – Вып. 2 (63). – С. 283-290.
  10. Balachov Yu.I., Shcherbakov E.N., Kozlov A.V., Portnikh I.A., Garner, F.A. Influence of radiation-induced voids and bubbles on physical properties of austenitic structural alloys. // Journal of Nuclear Materials. – 2004. – Vol. 329-333. – PP. 617-620.
  11. Kozlov A.V., Shcherbakov E.N., Averin S.A., and Garner F.A. The Effect of Void Swelling on Electrical Resistance and Elastic Moduli in Austenitic Steels, Effects of Radiation on Materials. / Proc. of the XXIth International Symposium, ASTM STP1447, ASTM International. – West Conshohocken, PA, 2004. – PP. 66-77.
  12. Мосин А.М., Щербаков Е.Н., Панченко В.Л. Влияние деформационного и радиационного воздействия на изменение структуры и физических свойств аустенитных сталей Х18Н10Т и Х18Н9. // Фундаментальные проблемы современного материаловедения. – 2008. – Т. 5. – № 3. – С. 99-104.
  13. Повстянко А.В., Буланова Т.М., Федосеев А.Е. и др. Механические свойства и структура стали 12Х18Н10Т после длительного облучения в реакторе БОР-60 до максимальной повреждающей дозы 108 сна. / Докл. VII Российской конф. по реакторному облучению. – Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2004. – Т. 3, ч. 2. – С. 134-150.
  14. Ершова О.В., Щербаков Е.Н., Яговитин П.И., Евсеев М.В., Шихалев В.С. Связь изменений физико-механических свойств с распуханием аустенитной стали ЧС-68 при высокодозном нейтронном облучении. // Физика металлов и металловедение. – 2008. – Т. 106. – № 6. – С. 644-649.
  15. Margolin B., Sorokin A., Kursevich I., Neustroev V. FCC to BCC phase transformation in austenitic steels for WWER internals with significant swelling / Proc. of VIIth International Symposium «Contribution of materials investigations to improve the safety and performance of LWRs». – France, Avignon, 26 – 30 September 2010.
  16. Лифшиц Б.Г., Карпошин В.С., Линецкий Я.Л. Физические свойства металлов и сплавов. – М.: Металлургия, 1980. –276 с.
  17. Неймарк Б.Е. Физические свойства сталей и сплавов, применяемых в энергетике. Справочник. – М.-Л.: Энергия, 1967. – 240 с
  18. Поплавский В.М. Справочник по свойствам материалов для перспективных реакторных технологий. Том 5. Свойства реакторных сталей и сплавов. – М.: ИздАТ, 2014. – 584 с.

внутрикорпусные устройства аустенитная сталь нейтронное облучение характеристики пористости радиационное распухание характеристики упругости