Влияние изменения растворимости примесей при облучении на скорость охрупчивания феррито-перлитных примесей сталей

Abstract

Cистематизированы экспериментальные данные по влиянию плотности потока нейтронов на радиационное охрупчивание феррито-перлитных сталей, используемых в качестве корпусных материалов ВВЭР. Предложена модель изменения растворимости при облучении надразмерных и подразмерных примесей. Выявлено существование граничного, исходя из существования которого можно заключить, что облучение большим флаксом (ускоренное облучение) сталей с общим содержанием вредных примесей Σ (P+Sn+Sb+As+0,07⋅Cu) <0,06 мас.% дает консервативные зависимости и результаты экспериментов могут служить основанием для продления срока службы реакторов ВВЭР.

Систематизовані експериментальні результати по впливі щільності потоку нейтронів на радіаційне окрихчуваня феррито-перлітних сталей, використовуваних як корпусні матеріали ВВЭР. Запропоновано модель зміни розчинності при опроміненні надрозмірних і подразмерных домішок. Виявлено існування граничного, виходячи з існування якого, можна укласти, що опромінення більшим флаксом (прискорене опромінення) сталей із загальним змістом шкідливих домішок ((P+Sn+Sb+As+0,07(Cu)<0,06 мас. % дає консервативні залежності, і результати експериментів можуть служити підставою для продовження терміну служби реакторів ВВЭР.

Systematization of experimental data on radiation embrittlement of vessel materials at different neutron flux based on interaction of impurities and vacancies are presented. A model to solubility change description of oversize and undersize impurities under irradiation is proposed. The presence of the boundary values of oversize “harmful” impurities has been revealed. It is suggested that high flux irradiation of steels with the total content of harmful impurities Σ(P, Sn, Sb, As, 0.07Сu)<0.06 gives conservative dependencies and the experimental results can serve as a basis for extending the reactor life-time.