Факторы, влияющие на коррозионное растрескивание под напряжением износостойких пластин внутренних элементов реактора
Внутренние устройства реактора являются ключевым оборудованием на атомных электростанциях. Они играют роль поддержки и фиксации основных компонентов. Они напрямую связаны с эксплуатационной безопасностью и эффективностью реактора и имеют решающее значение для обеспечения безопасности и надежности реакторной системы. Внутренние детали реактора в основном изготовлены из аустенитных износостойких пластин с хорошей коррозионной стойкостью. Однако в условиях эксплуатации ядерного реактора износостойкие пластины, работающие в жестких условиях, таких как сильное нейтронное излучение и высокотемпературная водная коррозия, подвержены нагрузкам. Экологически чувствительные разрушения, представленные коррозионным растрескиванием (SCC) и радиационно-ускоренным коррозионным растрескиванием под напряжением (IASCC), стали наиболее важными проблемами, влияющими на долгосрочную безопасную эксплуатацию оборудования атомной энергетики.
В международном масштабе были проведены комплексные исследования поведения внутренних компонентов реактора в условиях SCC. Например, Научно-исследовательский институт электроэнергетики США (проект CIR) и Национальная лаборатория Ок-Ридж (проект реактора Халден) провели моделирование протонным облучением повреждений внутренних компонентов реактора нейтронным излучением и проанализировали влияние механизмов IASCC, параметров окружающей среды и материальные химические элементы на СХК. Анализ воздействия, оценка воздействия радиационного разложения и водородного охрупчивания на SCC и т. д. Область его исследований охватывает материалы, водно-химическую среду, механизм возникновения и т. д. Французский институт старения материалов MAI (проект INTERNALS) провел исследования микроструктуры и границ зерен. анализ химического состава износостойких пластин реактора, анализ коррозионной структуры трещин КРН и анализ влияющих факторов. Японское управление по безопасности ядерной энергии JNES провело исследование чувствительности SCC, механизмов разрушения и скорости роста трещин. Однако отечественные исследования износостойких пластин для внутренних компонентов реакторов находятся в зачаточном состоянии, и мало исследований по чувствительным факторам КРН (особенно IASCC после облучения) отечественных износостойких пластин ядерного качества в высокотемпературных водных средах. Ученые из Сучжоуского научно-исследовательского института теплотехники провели исследование факторов влияния значения pH и радиационного повреждения на КРН износостойких пластин внутренних элементов отечественных реакторов в моделируемой водной среде первого контура водо-водяного реактора АЭС.
В качестве материала для исследований использована аустенитная износостойкая пластина (французская марка Z6CND17.12), используемая для болтов комингса элементов реактора атомной электростанции, (1060+/-10) градусная высокотемпературная обработка на раствор, и водяное охлаждение. Материал имеет предел текучести 606МПа, предел прочности на разрыв 658МПа и отношение текучести к прочности 0,92. Исследования показывают, что значение pH и радиационное повреждение являются важными факторами, влияющими на работу износостойких пластин SCC для внутренних компонентов ядерных энергетических реакторов.
По сравнению с высокотемпературной водной средой с pH 7.0 значения pH 6,4 и 7,5 приведут к уменьшению удлинения и времени разрушения износостойкой пластины. Чувствительность к SCC износостойкой пластины меньше в растворе с pH 7.0, что составляет 3,9%. В условиях водных растворов с pH 6,4 и 7,5 чувствительность СКК увеличивается до 7,3% и 15,5% соответственно. Это показывает, что значение pH высокотемпературного водного раствора оказывает прямое влияние на характеристики SCC износостойкой пластины, а значение pH является важным чувствительным фактором, влияющим на характеристики SCC. Согласно модели анодного растворения СУБ, H+ в кислом растворе диффундирует в вершину трещины материала. Под действием напряжения на образец пассивационная пленка на поверхности металла рвется, а обнажившийся свежий металл вступает в реакцию с коррозионной жидкостью с образованием трещин КРН. Из-за проникновения агрессивной жидкости на поверхности по обе стороны от трещины также образуется большое количество ямок. Эти питтинговые коррозии становятся источником трещин и вызывают появление микротрещин на поверхности образца. Образование микротрещин приводит к контакту кислотного раствора со свежим металлом, тем самым способствуя расширению трещин. . В среде щелочного раствора, в условиях низкой скорости деформации, раствор может полностью взаимодействовать с локальным раствором в трещине, а раствор в вершине трещины также имеет достаточно времени для взаимодействия с атомами металла в вершине трещины, что позволяет проводить химические и электрохимические реакции в вершине трещины. реакции протекают плавно, вызывая локальную концентрацию щелочного раствора на вершине трещины, вызывая ускорение SCC износостойкой пластины.
После облучения износостойкой пластины заряженными частицами явление IASCC возникает из-за влияния радиационных дефектов и локальной деформации на зарождение трещин, что значительно увеличивает чувствительность износостойкой пластины к SCC. Из-за ограничения глубины повреждения ионным облучением явных изменений в морфологии переломов SSRT не наблюдается.
