📄Работа №201710
Тема: ЗАКОНОМЕРНОСТИ ИЗМЕНЕНИЯ РАДИАЦИОННО-ИНДУЦИРОВАННОЙ СТРУКТУРЫ И СВОЙСТВ АУСТЕНИТНОЙ СТАЛИ В РЕЗУЛЬТАТЕ ДЛИТЕЛЬНОГО ТЕРМИЧЕСКОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ
Характеристики работы
Тип работы
Диссертация
Предмет
Физика
Объем:
114 листов
Год:
2024
Просмотров:
100
700
руб.
🛒 Купить работу
Не подходит эта работа?
Закажите новую по вашим требованиям
Узнать цену на написание
Закажите новую по вашим требованиям
Представленный материал является образцом учебного исследования, примером структуры и содержания учебного исследования по заявленной теме. Размещён исключительно в информационных и ознакомительных целях.
Workspay.ru оказывает информационные услуги по сбору, обработке и структурированию материалов в соответствии с требованиями заказчика.
Размещение материала не означает публикацию произведения впервые и не предполагает передачу исключительных авторских прав третьим лицам.
Материал не предназначен для дословной сдачи в образовательные организации и требует самостоятельной переработки с соблюдением законодательства Российской Федерации об авторском праве и принципов академической добросовестности.
Авторские права на исходные материалы принадлежат их законным правообладателям. В случае возникновения вопросов, связанных с размещённым материалом, просим направить обращение через форму обратной связи.
Настоящий учебно-методический информационный материал размещён в ознакомительных и исследовательских целях и представляет собой пример учебного исследования. Не является готовым научным трудом и требует самостоятельной переработки.
📋 Содержание
ВВЕДЕНИЕ 4
1 ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР 12
1.1 Аустенитные стали и радиационные явления при их облучении 12
1.2 Радиационное упрочнение и охрупчивание аустенитных сталей 22
1.3 Коррозия облученной аустенитной стали 31
1.4 Выводы по главе 1 35
2 ОБЪЕКТЫ И МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЯ И ИСПЫТАНИЯ 37
2.1 Объект исследования 38
2.2 Моделирование теплового состояния контейнера с топливными сборками
реактора БН-350 во время сухого хранения 39
2.3 Методика изготовления образцов 43
2.4 Структурные исследования 45
2.5 Физико-механические испытания 46
2.6 Методика термических испытаний 48
2.7 Выводы по главе 2 50
3 ИЗМЕНЕНИЯ РАДИАЦИОННО ИНДУЦИРОВАННОЙ СТРУКТУРЫ И СВОЙСТВ АУСТЕНИТНОЙ СТАЛИ В ЗАВИСИМОСТИ ОТ ТЕМПЕРАТУРЫ
ОТЖИГА 52
3.1 Характеризация структуры и определение свойств материала после
реакторного облучения 52
3.2 Термические испытания облученных и необлученных образцов 59
3.3 Характеризация структуры и определение свойств материала после
термических испытаний 64
3.4 Выводы по главе 3 75
4 ПРОГНОЗИРОВАНИЕ КОРРОЗИОННОГО ПОВРЕЖДЕНИЯ И ИЗМЕНЕНИЯ
МЕХАНИЧЕСКИХ СВОЙСТВ 77
4.1 Прогнозирование коррозионного повреждения облученных материалов 77
4.2 Прогнозирование изменения твердости облученного материала в
зависимости от длительности и температуры отжига 82
4.3 Выводы по главе 4 86
ЗАКЛЮЧЕНИЕ 88
Условные обозначения, сокращения, основные термины и определения 91
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 92
Приложение А. Устройство для крепления образцов при испытаниях на растяжение 103
Приложение Б. Моделирование теплового состояния контейнера с топливными сборками реактора БН-350 для сухого хранения 105
Приложение В. Акт внедрения
1 ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР 12
1.1 Аустенитные стали и радиационные явления при их облучении 12
1.2 Радиационное упрочнение и охрупчивание аустенитных сталей 22
1.3 Коррозия облученной аустенитной стали 31
1.4 Выводы по главе 1 35
2 ОБЪЕКТЫ И МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЯ И ИСПЫТАНИЯ 37
2.1 Объект исследования 38
2.2 Моделирование теплового состояния контейнера с топливными сборками
реактора БН-350 во время сухого хранения 39
2.3 Методика изготовления образцов 43
2.4 Структурные исследования 45
2.5 Физико-механические испытания 46
2.6 Методика термических испытаний 48
2.7 Выводы по главе 2 50
3 ИЗМЕНЕНИЯ РАДИАЦИОННО ИНДУЦИРОВАННОЙ СТРУКТУРЫ И СВОЙСТВ АУСТЕНИТНОЙ СТАЛИ В ЗАВИСИМОСТИ ОТ ТЕМПЕРАТУРЫ
ОТЖИГА 52
3.1 Характеризация структуры и определение свойств материала после
реакторного облучения 52
3.2 Термические испытания облученных и необлученных образцов 59
3.3 Характеризация структуры и определение свойств материала после
термических испытаний 64
3.4 Выводы по главе 3 75
4 ПРОГНОЗИРОВАНИЕ КОРРОЗИОННОГО ПОВРЕЖДЕНИЯ И ИЗМЕНЕНИЯ
МЕХАНИЧЕСКИХ СВОЙСТВ 77
4.1 Прогнозирование коррозионного повреждения облученных материалов 77
4.2 Прогнозирование изменения твердости облученного материала в
зависимости от длительности и температуры отжига 82
4.3 Выводы по главе 4 86
ЗАКЛЮЧЕНИЕ 88
Условные обозначения, сокращения, основные термины и определения 91
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 92
Приложение А. Устройство для крепления образцов при испытаниях на растяжение 103
Приложение Б. Моделирование теплового состояния контейнера с топливными сборками реактора БН-350 для сухого хранения 105
Приложение В. Акт внедрения
📖 Аннотация
В данной диссертационной работе проведено комплексное исследование закономерностей эволюции радиационно-индуцированной структуры и свойств аустенитных сталей 12Х18Н10Т и 09Х16Н15М3Б после длительного термического воздействия, моделирующего условия сухого хранения отработавшего ядерного топлива. Актуальность исследования обусловлена необходимостью научного обоснования долговременной безопасности при хранении и утилизации облученных конструкционных материалов ядерных энергетических установок, поскольку их деградация под совокупным влиянием радиационных повреждений и термического старения является критическим фактором. В результате установлено, что с ростом дозы облучения глубина межкристаллитной коррозии увеличивается линейно, а высокодозное облучение в реакторе БН-350 инициирует массовое образование вторичных фаз до наступления видимого распухания, причем с повышением температуры их плотность падает, а размер растет. Экспериментально подтвержден эффект радиационного упрочнения с насыщением после достижения пороговой дозы. Научная значимость заключается в установлении количественных закономерностей и механизмов термического отжига радиационных дефектов, в то время как практическая ценность состоит в разработке методик прогнозирования коррозионной стойкости и механических свойств для оценки остаточного ресурса материалов. Проведенный анализ литературы, включая работы Е.Т. Коянбаева с соавторами по прогнозированию изменений в материалах БН-350, учебные пособия по радиационному материаловедению под редакцией А.М. Паршина и В.Б. Звягина, а также классические труды Ю.А. Геллера, позволил сформировать теоретическую базу для данного исследования.
📖 Введение
Многолетний опыт пострадиационных исследований конструкционных материалов ядерных энергетических установок показывает, что под воздействием реакторного облучения происходят структурно-фазовые превращения, которые приводят к деградации свойств этих материалов. В процессе реакторного облучения материалы подвержены воздействию, помимо нейтронного излучения, градиентам температур и напряжения. Стойкость конструкционных материалов к совокупному воздействию этих факторов в значительной степени определяет срок безопасной работы эксплуатируемых и проектируемых ядерных реакторов.
Роль конструкционных материалов состоит не только в обеспечении их целостности и прочности на весь период эксплуатации, но и в удержании внутри твэла продуктов деления топлива на всем протяжении «мокрого» или «сухого» хранения отработавших ТВС (ОТВС) [1]. По существу, радиационная и коррозионная стойкость конструкционных материалов являются основными в решении ключевых вопросов безопасности реакторной установки.
Знание конкретных механизмов и кинетики, приводящих к изменению свойств конструкционных материалов составляет основу для принятия важных решений относительно ядерных материалов, начиная от продления срока службы, процедур снятия с эксплуатации, а также в обоснование безопасности транспортировки и обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) после окончания срока эксплуатации хранилищ.
Имеющихся в настоящее время экспериментальных данных, включая результаты исследований отработавших элементов реакторных конструкций, ТВС и экранных сборках, облучённых в реакторах БР-10, БОР-60 и БН-600, недостаточно для окончательного прогноза изменения физико-механических свойств и структуры конструкционных материалов незаменяемого оборудования во всём интервале дозно-температурных и силовых параметров эксплуатации. Подобная информация необходима, в том числе, в связи с продолжающимся выводом из эксплуатации промышленного реактора на быстрых нейтронах БН-350 и последующим 50-летним сроком сухого хранения ОЯТ. Актуальность работы тем более возрастает, что результаты исследований на натурных элементах позволяют повысить степень объективности выводов и рекомендаций по режимам и срокам эксплуатации существующих, строящихся и проектируемых реакторов.
Известно, что для прогнозирования изменения физико-механических свойств конструкционных материалов ядерных реакторов используется информация, получаемая при ускоренном облучении и последующих послереакторных исследований специально изготовленных образцов. На основании этих данных были получены предварительные дозно-температурные зависимости изменений кратковременных механических свойств и радиационного распухания. При этом остаются вопросы, относящиеся к влиянию скорости радиационного повреждения и продолжительного, в течение десятилетий, радиационно-термического воздействия на материал. Очевидно, что решение этих вопросов возможно только при исследовании материала натурных изделий, фактический срок эксплуатации которых близок или равен времени ресурсной эксплуатации.
Несмотря на то, что в области исследования радиационно-индуцированных изменении в аустенитных сталях достигнуты определенные успехи, практически остается не изученной такая важная проблема, как изменение структурно-фазового состояния и физико-механических свойств конструкционных сталей при интенсивном внешнем тепловом воздействии на облученные материалы. В частности, это касается такой важной проблемы как эволюция радиационно- индуцированной структуры и свойств в результате естественного и термического старения. По данному направлению в открытой печати практически отсутствуют какие-либо данные, хотя такие результаты представляют большой научный и практический интерес, так как конструкционные материалы реакторов на быстрых нейтронах претерпевают стадии термомеханической обработки, не исключающей прямое и обратное мартенситное превращения, которые могут влиять на распухание, фазовый наклеп и водородопроницаемость сталей.
Цель исследования. Прогнозирование изменения физико-механических свойств и степени коррозионного разрушения облученной аустенитной стали при длительном термическом воздействии путем установления закономерностей эволюции структурно-фазового состояния.
Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи:
1. Обосновать выбор условий термических испытаний, методов исследования структуры и свойств конструкционных сталей аустенитного класса.
2. Исследовать влияние дозы реакторного облучения на деградацию структуры и прочностных характеристик аустенитных сталей 12Х18Н10Т и 09Х16Н15М3Б.
3. Исследовать влияние температуры и длительности изотермического теплового воздействия на эволюцию структуры и свойств облученной аустенитной стали.
4. Разработать методику прогнозирования изменения свойств аустенитной стали в зависимости от температуры и длительности термического воздействия. Результаты внедрить в производство.
Объект исследования - облученные в интервале повреждающих доз от 12 до 59 сна образцы аустенитных сталей марок 12Х18Н10Т, вырезанных из стенок чехлов ОТВС, и 09Х16Н15М3Б, вырезанных из межканальных вытеснителей РУ БН-350.
Выбор этих сталей обусловлен: в части чехлов ТВС - наличием эффекта радиационного охрупчивания, и как следствие, потери пластичности; в части межканального вытеснителя - близостью его состава к составу оболочки твэла, позиционируемой в качестве первого барьера на пути выхода продуктов деления из реакторной установки в окружающую среду.
Предмет исследования - радиационно-индуцированная структура и свойства аустенитных сталей после различных режимов термических испытаний.
Научная новизна работы:
1. Определены особенности радиационного упрочнения аустенитных сталей, материалов ОТВС РУ БН-350, в условиях среднетемпературного облучения в интервале повреждающих доз от 12 до 59 сна:
- с увеличением дозы облучения плотность вторичных выделений тип Ме23С6 падает, а их средние размеры растут;
- обнаружено уменьшение пластичности (менее 2%) и увеличение прочности на 40% при дозе облучения 55,5 сна и температуре облучения 375 °С;
- с ростом дозы облучения глубина межкристаллитного коррозионного повреждения поверхности материала увеличивается по линейному закону.
2. Выявлены особенности изменения структуры сталей 12Х18Н10Т и 09Х16Н15М3Б после термического воздействия. Установлена кинетика окисления и восстановления механических свойств облученного материала при температурах 300, 400, 550 и 600 °С в среде аргона и воздуха при длительности термического воздействия до 12 000 часов:
- при температуре 450 °С и выдержке длительностью 1 час в структуре материала выявляются полосы скольжения, декорированные карбидными выделениями. Увеличение температуры до 600 °С и длительности выдержки до 5000 часов приводит к их коагуляции и последующей миграции к границам зерен;
- процесс перераспределения компонентов стали сопровождается изменением механических свойств. На ранних стадиях термического воздействия образуются выделения вторичных фаз (Cr23C6) и, как следствие, происходит дополнительное упрочнение материала. После обособления карбидных частиц внутренние напряжения релаксируют, что приводит к разупрочнению материала и возврату прочностных свойств к исходным значениям.
3. Установлено влияние температуры и длительности термического воздействия на коррозионное разрушение и изменение твердости облученных аустенитных сталей:
- экспериментально определены параметры уравнения Аррениуса, описывающего кинетику коррозионного разрушения аустенитной стали в зависимости от температуры и длительности термического воздействия в среде аргона и воздуха;
- экспериментально определены значения коэффициента Холломона-Яффе для облученной аустенитной стали и получены зависимости, характеризующие изменение твердости от температуры и продолжительности послерадиационного термического воздействия.
Теоретическая и практическая значимость работы:
1. Результаты работы позволят глубже понять физическую природу процессов радиационного повреждения многокомпонентных металлических материалов, обратного термически индуцированного восстановления структуры и свойств, облученных сталей при длительном термическом воздействии.
2. Полученные в работе результаты позволят повысить надежность оценки состояния материалов ОТВС и составить регламент обращения с упаковочного комплекта хранения (УКХ) ОТВС РУ БН-350 после 50 летнего сухого хранения.
3. Разработано устройство крепления маложестких микрообразцов при испытаниях на растяжение, которая позволила уменьшить размеры исследуемых образцов, снизить дозовые нагрузки на персонал и повысить точность определения механических свойств облученного материала (Патент РК на изобретение № 32350 от 31.08.2017, бюл. №16)
4. Разработана методика длительных термических испытаний, моделирующих тепловое воздействие на конструкционные материалы во время длительного сухого хранения ОЯТ РУ (Исследование облученной стали : методика / Филиал ИАЭ РГП НЯЦ РК; Е. Т. Коянбаев, Е. Е. Сапатаев.- Курчатов, 19.12.2013.- Инв. № 1422вн/12- 230-02.)
5. Результаты диссертации используются в Филиале «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК (№ 01-600-18/1272 от 08/11/2023 г.).
Методология и методы исследования. Для достижения поставленной цели и решения задач применялись изотермические испытания, методы оптической металлографии, электронной микроскопии, энергодисперсионной спектрометрии (ЭДС), просвечивающей электронной микроскопии (ПЭМ), рентгеновской дифрактометрии, механических испытании на одноосное растяжение и определение твердости по Виккерсу.
Положения, выносимые на защиту:
1. В результате эксплуатации в составе АЗ РУ БН-350, при сравнительно низких температурах (300 - 410 °С), глубина проникновения межкристаллитной коррозии на внутренней поверхности ОТВС выше, чем на наружной поверхности. Установлены зависимости коррозионной повреждаемости поверхностных слоев стенки чехла ОТВС облученных в интервале повреждающих доз от 12 до 59 сна, позволяющие повысить надежность оценки допустимых нагрузок во время обращения с ОТВС, с учетом оставшейся толщины стенки.
2. При температуре 450 °С и выдержке длительностью 1 ч. в структуре облученного материала выявляются полосы скольжения, декорированные предвыделениями вторичных фаз (Cr23C6), и, как следствие, происходит дополнительное упрочнение материала. Увеличение температуры до 600 °С и длительности выдержки до 5000 часов приводит к их коагуляции и последующей миграции к границам зерен. Обособление карбидных частиц сопровождается релаксацией внутренних напряжении, что приводит к разупрочнению материала.
3. Закономерности изменения твердости и степени коррозионного разрушения в зависимости от температуры и длительности пострадиационного термического воздействия, позволяющие оценивать эволюцию механических свойств исследованных аустенитных сталей во время длительного сухого хранения ОЯТ энергетических реакторов на быстрых нейтронах, и определять стратегию дальнейшего обращения с ними.
Степень достоверности и апробация результатов. Достоверность полученных в диссертации результатов достигается: корректностью и полнотой решаемых задач, использованием современных апробированных методов экспериментальных исследований изменения структуры и прочностных свойств материалов, подвергшихся комплексному радиационному и термическому воздействию; объемом и качеством полученных экспериментальных данных, хорошо согласующихся с имеющимися данными литературных источников; корреляцией полученных экспериментальных данных с прогнозными оценками изменения коррозионных и физико-механических свойств; апробацией
10 полученных результатов и выводов на международных научных конференциях, а также публикацией в журналах рекомендованных ВАК РФ и изданиях, индексируемых базами данных Web of Science и Scopus.
Результаты диссертационной работы докладывались, обсуждались и получили одобрение на научно-технических семинарах Филиала «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК с 2007 по 2021 годы. Материалы диссертационной работы докладывалось на следующих международных научно -технических конференциях: международная конференция «Ядерная энергетика Республики Казахстан (Курчатов, 2008 г.), VIII международный Уральский семинар
«Радиационная физика металлов и сплавов», (Снежинск, 2009 г.), Международный молодежный форум «Постиндустриальный мир: наука в диалоге востока и запада» (Усть-Каменогорск, 2011 г.), VIII международная конференция «Ядерная и
радиационная физика» (Алматы, 2011г.), Международная конференция «Безопасность исследовательских ядерных установок», (Димитровград, 2014 г.), XXI международная научно-техническая конференция студентов и аспирантов «Радиоэлектроника, электротехника и энергетика» (Москва, 2015 г.), V Международная научно-техническая конференция молодых ученых, аспирантов и студентов «Высокие технологии в современной науке и технике» (Томск, 2016 г.), VIII-й международная научно-практическая конференция «Актуальные проблемы урановой промышленности» (Астана, 2017 г.), Международная конференция
«NuMat2018: The Nuclear Materials Conference» (Сиэтл, США, 2018 г.).
Личный вклад автора. В диссертационной работе использовались только те результаты, в получении которых автору принадлежит определяющая роль. В совместных работах, написанных в соавторстве с сотрудниками научной группы, автор принимал непосредственное участие в подготовке и проведении экспериментов, в материаловедческих исследованиях, в выполнении расчетов и в интерпретации полученных результатов.
Публикации. По теме диссертации опубликовано 16 научных работ, в том числе 1 статья в издании, рекомендованной ВАК РФ, 5 статеи в изданиях, входящих в перечень Scopus и Web of Science, получен 1 инновационный патент Республики Казахстан.
Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, 4 глав, заключения, библиографии, приложений. Общий объем диссертации 112 страницы. Работа содержит 5 таблиц, 51 рисунков. Библиография включает 76 наименований.
Роль конструкционных материалов состоит не только в обеспечении их целостности и прочности на весь период эксплуатации, но и в удержании внутри твэла продуктов деления топлива на всем протяжении «мокрого» или «сухого» хранения отработавших ТВС (ОТВС) [1]. По существу, радиационная и коррозионная стойкость конструкционных материалов являются основными в решении ключевых вопросов безопасности реакторной установки.
Знание конкретных механизмов и кинетики, приводящих к изменению свойств конструкционных материалов составляет основу для принятия важных решений относительно ядерных материалов, начиная от продления срока службы, процедур снятия с эксплуатации, а также в обоснование безопасности транспортировки и обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) после окончания срока эксплуатации хранилищ.
Имеющихся в настоящее время экспериментальных данных, включая результаты исследований отработавших элементов реакторных конструкций, ТВС и экранных сборках, облучённых в реакторах БР-10, БОР-60 и БН-600, недостаточно для окончательного прогноза изменения физико-механических свойств и структуры конструкционных материалов незаменяемого оборудования во всём интервале дозно-температурных и силовых параметров эксплуатации. Подобная информация необходима, в том числе, в связи с продолжающимся выводом из эксплуатации промышленного реактора на быстрых нейтронах БН-350 и последующим 50-летним сроком сухого хранения ОЯТ. Актуальность работы тем более возрастает, что результаты исследований на натурных элементах позволяют повысить степень объективности выводов и рекомендаций по режимам и срокам эксплуатации существующих, строящихся и проектируемых реакторов.
Известно, что для прогнозирования изменения физико-механических свойств конструкционных материалов ядерных реакторов используется информация, получаемая при ускоренном облучении и последующих послереакторных исследований специально изготовленных образцов. На основании этих данных были получены предварительные дозно-температурные зависимости изменений кратковременных механических свойств и радиационного распухания. При этом остаются вопросы, относящиеся к влиянию скорости радиационного повреждения и продолжительного, в течение десятилетий, радиационно-термического воздействия на материал. Очевидно, что решение этих вопросов возможно только при исследовании материала натурных изделий, фактический срок эксплуатации которых близок или равен времени ресурсной эксплуатации.
Несмотря на то, что в области исследования радиационно-индуцированных изменении в аустенитных сталях достигнуты определенные успехи, практически остается не изученной такая важная проблема, как изменение структурно-фазового состояния и физико-механических свойств конструкционных сталей при интенсивном внешнем тепловом воздействии на облученные материалы. В частности, это касается такой важной проблемы как эволюция радиационно- индуцированной структуры и свойств в результате естественного и термического старения. По данному направлению в открытой печати практически отсутствуют какие-либо данные, хотя такие результаты представляют большой научный и практический интерес, так как конструкционные материалы реакторов на быстрых нейтронах претерпевают стадии термомеханической обработки, не исключающей прямое и обратное мартенситное превращения, которые могут влиять на распухание, фазовый наклеп и водородопроницаемость сталей.
Цель исследования. Прогнозирование изменения физико-механических свойств и степени коррозионного разрушения облученной аустенитной стали при длительном термическом воздействии путем установления закономерностей эволюции структурно-фазового состояния.
Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи:
1. Обосновать выбор условий термических испытаний, методов исследования структуры и свойств конструкционных сталей аустенитного класса.
2. Исследовать влияние дозы реакторного облучения на деградацию структуры и прочностных характеристик аустенитных сталей 12Х18Н10Т и 09Х16Н15М3Б.
3. Исследовать влияние температуры и длительности изотермического теплового воздействия на эволюцию структуры и свойств облученной аустенитной стали.
4. Разработать методику прогнозирования изменения свойств аустенитной стали в зависимости от температуры и длительности термического воздействия. Результаты внедрить в производство.
Объект исследования - облученные в интервале повреждающих доз от 12 до 59 сна образцы аустенитных сталей марок 12Х18Н10Т, вырезанных из стенок чехлов ОТВС, и 09Х16Н15М3Б, вырезанных из межканальных вытеснителей РУ БН-350.
Выбор этих сталей обусловлен: в части чехлов ТВС - наличием эффекта радиационного охрупчивания, и как следствие, потери пластичности; в части межканального вытеснителя - близостью его состава к составу оболочки твэла, позиционируемой в качестве первого барьера на пути выхода продуктов деления из реакторной установки в окружающую среду.
Предмет исследования - радиационно-индуцированная структура и свойства аустенитных сталей после различных режимов термических испытаний.
Научная новизна работы:
1. Определены особенности радиационного упрочнения аустенитных сталей, материалов ОТВС РУ БН-350, в условиях среднетемпературного облучения в интервале повреждающих доз от 12 до 59 сна:
- с увеличением дозы облучения плотность вторичных выделений тип Ме23С6 падает, а их средние размеры растут;
- обнаружено уменьшение пластичности (менее 2%) и увеличение прочности на 40% при дозе облучения 55,5 сна и температуре облучения 375 °С;
- с ростом дозы облучения глубина межкристаллитного коррозионного повреждения поверхности материала увеличивается по линейному закону.
2. Выявлены особенности изменения структуры сталей 12Х18Н10Т и 09Х16Н15М3Б после термического воздействия. Установлена кинетика окисления и восстановления механических свойств облученного материала при температурах 300, 400, 550 и 600 °С в среде аргона и воздуха при длительности термического воздействия до 12 000 часов:
- при температуре 450 °С и выдержке длительностью 1 час в структуре материала выявляются полосы скольжения, декорированные карбидными выделениями. Увеличение температуры до 600 °С и длительности выдержки до 5000 часов приводит к их коагуляции и последующей миграции к границам зерен;
- процесс перераспределения компонентов стали сопровождается изменением механических свойств. На ранних стадиях термического воздействия образуются выделения вторичных фаз (Cr23C6) и, как следствие, происходит дополнительное упрочнение материала. После обособления карбидных частиц внутренние напряжения релаксируют, что приводит к разупрочнению материала и возврату прочностных свойств к исходным значениям.
3. Установлено влияние температуры и длительности термического воздействия на коррозионное разрушение и изменение твердости облученных аустенитных сталей:
- экспериментально определены параметры уравнения Аррениуса, описывающего кинетику коррозионного разрушения аустенитной стали в зависимости от температуры и длительности термического воздействия в среде аргона и воздуха;
- экспериментально определены значения коэффициента Холломона-Яффе для облученной аустенитной стали и получены зависимости, характеризующие изменение твердости от температуры и продолжительности послерадиационного термического воздействия.
Теоретическая и практическая значимость работы:
1. Результаты работы позволят глубже понять физическую природу процессов радиационного повреждения многокомпонентных металлических материалов, обратного термически индуцированного восстановления структуры и свойств, облученных сталей при длительном термическом воздействии.
2. Полученные в работе результаты позволят повысить надежность оценки состояния материалов ОТВС и составить регламент обращения с упаковочного комплекта хранения (УКХ) ОТВС РУ БН-350 после 50 летнего сухого хранения.
3. Разработано устройство крепления маложестких микрообразцов при испытаниях на растяжение, которая позволила уменьшить размеры исследуемых образцов, снизить дозовые нагрузки на персонал и повысить точность определения механических свойств облученного материала (Патент РК на изобретение № 32350 от 31.08.2017, бюл. №16)
4. Разработана методика длительных термических испытаний, моделирующих тепловое воздействие на конструкционные материалы во время длительного сухого хранения ОЯТ РУ (Исследование облученной стали : методика / Филиал ИАЭ РГП НЯЦ РК; Е. Т. Коянбаев, Е. Е. Сапатаев.- Курчатов, 19.12.2013.- Инв. № 1422вн/12- 230-02.)
5. Результаты диссертации используются в Филиале «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК (№ 01-600-18/1272 от 08/11/2023 г.).
Методология и методы исследования. Для достижения поставленной цели и решения задач применялись изотермические испытания, методы оптической металлографии, электронной микроскопии, энергодисперсионной спектрометрии (ЭДС), просвечивающей электронной микроскопии (ПЭМ), рентгеновской дифрактометрии, механических испытании на одноосное растяжение и определение твердости по Виккерсу.
Положения, выносимые на защиту:
1. В результате эксплуатации в составе АЗ РУ БН-350, при сравнительно низких температурах (300 - 410 °С), глубина проникновения межкристаллитной коррозии на внутренней поверхности ОТВС выше, чем на наружной поверхности. Установлены зависимости коррозионной повреждаемости поверхностных слоев стенки чехла ОТВС облученных в интервале повреждающих доз от 12 до 59 сна, позволяющие повысить надежность оценки допустимых нагрузок во время обращения с ОТВС, с учетом оставшейся толщины стенки.
2. При температуре 450 °С и выдержке длительностью 1 ч. в структуре облученного материала выявляются полосы скольжения, декорированные предвыделениями вторичных фаз (Cr23C6), и, как следствие, происходит дополнительное упрочнение материала. Увеличение температуры до 600 °С и длительности выдержки до 5000 часов приводит к их коагуляции и последующей миграции к границам зерен. Обособление карбидных частиц сопровождается релаксацией внутренних напряжении, что приводит к разупрочнению материала.
3. Закономерности изменения твердости и степени коррозионного разрушения в зависимости от температуры и длительности пострадиационного термического воздействия, позволяющие оценивать эволюцию механических свойств исследованных аустенитных сталей во время длительного сухого хранения ОЯТ энергетических реакторов на быстрых нейтронах, и определять стратегию дальнейшего обращения с ними.
Степень достоверности и апробация результатов. Достоверность полученных в диссертации результатов достигается: корректностью и полнотой решаемых задач, использованием современных апробированных методов экспериментальных исследований изменения структуры и прочностных свойств материалов, подвергшихся комплексному радиационному и термическому воздействию; объемом и качеством полученных экспериментальных данных, хорошо согласующихся с имеющимися данными литературных источников; корреляцией полученных экспериментальных данных с прогнозными оценками изменения коррозионных и физико-механических свойств; апробацией
10 полученных результатов и выводов на международных научных конференциях, а также публикацией в журналах рекомендованных ВАК РФ и изданиях, индексируемых базами данных Web of Science и Scopus.
Результаты диссертационной работы докладывались, обсуждались и получили одобрение на научно-технических семинарах Филиала «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК с 2007 по 2021 годы. Материалы диссертационной работы докладывалось на следующих международных научно -технических конференциях: международная конференция «Ядерная энергетика Республики Казахстан (Курчатов, 2008 г.), VIII международный Уральский семинар
«Радиационная физика металлов и сплавов», (Снежинск, 2009 г.), Международный молодежный форум «Постиндустриальный мир: наука в диалоге востока и запада» (Усть-Каменогорск, 2011 г.), VIII международная конференция «Ядерная и
радиационная физика» (Алматы, 2011г.), Международная конференция «Безопасность исследовательских ядерных установок», (Димитровград, 2014 г.), XXI международная научно-техническая конференция студентов и аспирантов «Радиоэлектроника, электротехника и энергетика» (Москва, 2015 г.), V Международная научно-техническая конференция молодых ученых, аспирантов и студентов «Высокие технологии в современной науке и технике» (Томск, 2016 г.), VIII-й международная научно-практическая конференция «Актуальные проблемы урановой промышленности» (Астана, 2017 г.), Международная конференция
«NuMat2018: The Nuclear Materials Conference» (Сиэтл, США, 2018 г.).
Личный вклад автора. В диссертационной работе использовались только те результаты, в получении которых автору принадлежит определяющая роль. В совместных работах, написанных в соавторстве с сотрудниками научной группы, автор принимал непосредственное участие в подготовке и проведении экспериментов, в материаловедческих исследованиях, в выполнении расчетов и в интерпретации полученных результатов.
Публикации. По теме диссертации опубликовано 16 научных работ, в том числе 1 статья в издании, рекомендованной ВАК РФ, 5 статеи в изданиях, входящих в перечень Scopus и Web of Science, получен 1 инновационный патент Республики Казахстан.
Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, 4 глав, заключения, библиографии, приложений. Общий объем диссертации 112 страницы. Работа содержит 5 таблиц, 51 рисунков. Библиография включает 76 наименований.
✅ Заключение
В ходе реализации поставленных задач обоснованы режимы и проведены термические испытания облученных образцов аустанитных сталей 12Х18Н10Т и 09Х16Н15М3Б. Выбраны методики и проведены исследования структуры и свойств облученных материалов до и после термического воздействия. На завершающем этапе работы проведен комплексный анализ полученных данных, установлены основные закономерности поведения исследуемого материала. Предложены методики прогнозирования изменения коррозионной стойкости и механических свойств конструкционных материалов.
В рамках диссертационного исследования получены следующие основные результаты:
1. За время эксплуатации в составе активной зоны реактора БН-350 материалы получили различные повреждения на внутренних и внешних поверхностях. При исследовании структуры обнаружены следы межкристаллитной и питтинговой коррозии. Установлено, что с ростом дозы облучения глубина межкристаллитного коррозионного повреждения поверхности материала увеличивается по линейному закону.
2. Особенностью высокодозного облучения в условиях БН-350 является начало массового образования вторичных фаз еще до достижения порога «видимого» распухания. С ростом температуры облучения плотность вторичных выделений падает, а их средний размер растет.
3. Экспериментально установлен факт радиационного упрочнения
материала. При этом различия величин твердости для образцов с дозами облучения от 12 до 58.9 сна незначительны и объясняются эффектом насыщения после преодоления условного порогового значения дозы облучения в 2 - 5 сна.
Максимальные значения твердости обнаружены при дозе облучения 28 сна (HV0,2 = 4 ГПа), максимальное значение прочности (ов = 1256 МПа) соответствует дозе облучения 58,9 сна, минимальное значение остаточной пластичности (менее 1 %) обнаружено при дозе облучения 55,5 сна.
4. В результате изотермического воздействия на поверхности образцов образуются продукты коррозии, толщина которых зависит от температуры и длительности воздействия. При температурах 300 и 400 0С в среде аргона на поверхности материала образуется тонкий слой толщиной менее 1 мкм, представляющий твердый раствор кислорода в решетке a-Fe.
5. В структуре стали после кратковременного термического воздействия выявилось множество полос скольжения, декорированных карбидными частицами. Увеличение длительности термических испытании приводит к их коагуляции и последующей миграции к границам зерен. В структуре материала образуются пустоты со средним размером ~ 30 нм. В матрице обнаружены крупные (~ 130 нм) и мелкие (до 30 нм) сферические включения, которые в основном состоят из первичных и вторичных карбидов титана.
6. В результате пострадиационого термического воздействия происходит миграция атомов никеля и хрома, что приводит к расслоению твердого раствора с образованием концентрационных неоднородностей. Процесс перераспределения атомов сопровождается изменением механических свойств. При нагреве образуются выделения вторичных фаз (Сг2зСб), в результате чего наблюдается увеличение внутренних напряжений и, как следствие, происходит дополнительное упрочнение материала. После обособления карбидных частиц внутренние напряжения релаксируют, что и приводит к разупрочнению материала и восстановлению прочностных свойств.
7. Установлено, что процесс разупрочнения облученного материала зависит от условий облучения и температуры нагрева. При этом среда нагрева вносит вклад в разупрочнение только в первые 10 часов. При температуре 550°С и дозе облучения 47,7 сна наблюдается снижение (55%) предела прочности материала, снижение твердости на 12%, и увеличение пластичности до 8%.
8. Для описания кинетики коррозионного разрушения аустенитной стали в зависимости от температуры и длительности термического воздействия в средах аргона и воздуха экспериментально определены параметры уравнения Аррениуса.
9. Показана возможность применения параметра Холломона-Яффе для прогнозирования свойств облученной аустенитной хромоникелевой стали. Экспериментально определен коэффициент Холломона-Яффе и получены зависимости, характеризующие изменение твердости стали от температуры и продолжительности послерадиационного термического воздействия (Акт внедрения методики № 01-600-18/1272 от 08/11/2023 г.).
В рамках диссертационного исследования получены следующие основные результаты:
1. За время эксплуатации в составе активной зоны реактора БН-350 материалы получили различные повреждения на внутренних и внешних поверхностях. При исследовании структуры обнаружены следы межкристаллитной и питтинговой коррозии. Установлено, что с ростом дозы облучения глубина межкристаллитного коррозионного повреждения поверхности материала увеличивается по линейному закону.
2. Особенностью высокодозного облучения в условиях БН-350 является начало массового образования вторичных фаз еще до достижения порога «видимого» распухания. С ростом температуры облучения плотность вторичных выделений падает, а их средний размер растет.
3. Экспериментально установлен факт радиационного упрочнения
материала. При этом различия величин твердости для образцов с дозами облучения от 12 до 58.9 сна незначительны и объясняются эффектом насыщения после преодоления условного порогового значения дозы облучения в 2 - 5 сна.
Максимальные значения твердости обнаружены при дозе облучения 28 сна (HV0,2 = 4 ГПа), максимальное значение прочности (ов = 1256 МПа) соответствует дозе облучения 58,9 сна, минимальное значение остаточной пластичности (менее 1 %) обнаружено при дозе облучения 55,5 сна.
4. В результате изотермического воздействия на поверхности образцов образуются продукты коррозии, толщина которых зависит от температуры и длительности воздействия. При температурах 300 и 400 0С в среде аргона на поверхности материала образуется тонкий слой толщиной менее 1 мкм, представляющий твердый раствор кислорода в решетке a-Fe.
5. В структуре стали после кратковременного термического воздействия выявилось множество полос скольжения, декорированных карбидными частицами. Увеличение длительности термических испытании приводит к их коагуляции и последующей миграции к границам зерен. В структуре материала образуются пустоты со средним размером ~ 30 нм. В матрице обнаружены крупные (~ 130 нм) и мелкие (до 30 нм) сферические включения, которые в основном состоят из первичных и вторичных карбидов титана.
6. В результате пострадиационого термического воздействия происходит миграция атомов никеля и хрома, что приводит к расслоению твердого раствора с образованием концентрационных неоднородностей. Процесс перераспределения атомов сопровождается изменением механических свойств. При нагреве образуются выделения вторичных фаз (Сг2зСб), в результате чего наблюдается увеличение внутренних напряжений и, как следствие, происходит дополнительное упрочнение материала. После обособления карбидных частиц внутренние напряжения релаксируют, что и приводит к разупрочнению материала и восстановлению прочностных свойств.
7. Установлено, что процесс разупрочнения облученного материала зависит от условий облучения и температуры нагрева. При этом среда нагрева вносит вклад в разупрочнение только в первые 10 часов. При температуре 550°С и дозе облучения 47,7 сна наблюдается снижение (55%) предела прочности материала, снижение твердости на 12%, и увеличение пластичности до 8%.
8. Для описания кинетики коррозионного разрушения аустенитной стали в зависимости от температуры и длительности термического воздействия в средах аргона и воздуха экспериментально определены параметры уравнения Аррениуса.
9. Показана возможность применения параметра Холломона-Яффе для прогнозирования свойств облученной аустенитной хромоникелевой стали. Экспериментально определен коэффициент Холломона-Яффе и получены зависимости, характеризующие изменение твердости стали от температуры и продолжительности послерадиационного термического воздействия (Акт внедрения методики № 01-600-18/1272 от 08/11/2023 г.).
ИЛИ
Поиск аналога
📕 Список литературы
🖼 Скриншоты
🛒 Оформить заказ
⚡ Работу высылаем в течении 5 минут после оплаты.