Фактори, що впливають на корозійне розтріскування зносостійких пластин внутрішніх компонентів реактора
Внутрішні елементи реактора є ключовим обладнанням на атомних електростанціях. Вони виконують роль підтримки та фіксації основних компонентів. Вони безпосередньо пов’язані з експлуатаційною безпекою та ефективністю реактора та мають вирішальне значення для забезпечення безпеки та надійності реакторної системи. Внутрішні компоненти реактора в основному виготовлені з аустенітних зносостійких пластин з хорошою корозійною стійкістю. Однак в умовах експлуатації ядерного реактора зносостійкі пластини, що працюють у важких умовах, таких як сильне нейтронне випромінювання та високотемпературна водяна корозія, схильні до стресів. Екологічно чутливі руйнування, представлені корозійним розтріскуванням (SCC) і радіаційно-прискореним корозійним розтріскуванням під напругою (IASCC), стали найбільш критичними проблемами, що впливають на довгострокову безпечну роботу ядерно-енергетичного обладнання.
У міжнародному масштабі було проведено комплексне дослідження поведінки SCC внутрішніх компонентів реактора. Наприклад, Науково-дослідний інститут електроенергетики США (проект CIR) і Національна лабораторія Ок-Рідж (проект реактора Халден) провели моделювання протонного опромінення пошкодження внутрішніх компонентів реактора нейтронним випромінюванням і проаналізували вплив механізмів IASCC, параметрів навколишнього середовища та речовинні хімічні елементи на ГТК. Аналіз впливу, радіаційне розкладання та оцінка впливу водневої крихкості на SCC тощо. Сфера досліджень охоплює матеріали, хімічне середовище води, механізм виникнення тощо. Французький інститут старіння матеріалів MAI (проект INTERNALS) провів дослідження мікроструктури та меж зерен аналіз хімічного складу зносостійких пластин всередині реактора, аналіз корозійної структури тріщин SCC та аналіз факторів впливу. Управління безпеки ядерної енергії Японії JNES провело дослідження чутливості SCC, механізмів руйнування та швидкості зростання тріщин. Проте вітчизняні дослідження зносостійких пластин для внутрішніх компонентів реактора знаходяться в зародковому стані, і існує мало досліджень чутливих факторів SCC (особливо IASCC після опромінення) вітчизняних зносостійких пластин ядерного класу у високотемпературному водному середовищі. Дослідники з Науково-дослідного інституту теплотехніки Сучжоу провели дослідження факторів впливу значення pH і радіаційного пошкодження на SCC зносостійких пластин для внутрішніх компонентів внутрішнього реактора в моделюваному водяному середовищі першого контуру атомної електростанції з водяним реактором.
Матеріалом для досліджень є аустенітна зносостійка пластина (французька марка Z6CND17.12), яка використовується для болтів комінгсів компонентів реактора атомної електростанції, (1060+/-10) обробка високотемпературним розчином, і водяне охолодження. Матеріал має межу текучості 606 МПа, межу міцності на розрив 658 МПа та відношення текучості до міцності 0,92. Дослідження показують, що значення pH і радіаційне пошкодження є важливими факторами, які впливають на ефективність зносостійких пластин SCC для внутрішніх компонентів ядерних реакторів.
Порівняно з високотемпературним водним середовищем із pH 7.0, значення pH 6,4 і 7,5 призведуть до зменшення подовження та часу руйнування зносостійкої пластини. Чутливість SCC зносостійкої пластини менша в розчині pH 7.{10}}, що становить 3,9%. За умов рН водних розчинів 6,4 і 7,5 чутливість до СКЗ зростає до 7,3% і 15,5% відповідно. Це показує, що значення pH високотемпературного водного розчину безпосередньо впливає на характеристики SCC зносостійкої пластини, а значення pH є важливим чутливим фактором, що впливає на характеристики SCC. Відповідно до моделі анодного розчинення SCC, H+ у кислому розчині дифундує у вершину тріщини матеріалу. Під дією напруги на зразок пасиваційна плівка на поверхні металу розривається, і відкритий свіжий метал реагує з корозійною рідиною, утворюючи тріщини SCC. Внаслідок проникнення корозійної рідини на поверхні з обох сторін тріщини також утворюється велика кількість точкових ямок. Ця точкова корозія стає джерелом тріщин і викликає мікротріщини на поверхні зразка. Утворення мікротріщин призводить до контакту кислотного розчину зі свіжим металом, тим самим сприяючи розширенню тріщин. . У середовищі лужного розчину, за умов низької швидкості деформації, розчин може повністю взаємодіяти з локальним розчином у тріщині, і розчин у вершині тріщини також має достатньо часу для взаємодії з атомами металу у вершині тріщини, дозволяючи вершині тріщини хімічно та електрохімічно реакції протікають гладко, в результаті чого лужний розчин локально концентрується на вершині тріщини, викликаючи прискорення SCC зносостійкої пластини.
Після опромінення зносостійкої пластини зарядженими частинками виникає явище IASCC внаслідок впливу радіаційних дефектів і локальної деформації на зародження тріщин, що значно підвищує чутливість зносостійкої пластини до SCC. Через обмеження глибини пошкодження іонним опроміненням явних змін у морфології перелому SSRT не спостерігається.
