Radiation Induced Damage in Baffle Bolts of PWR Reactor Vessel Internals
Loading...
Files
Date
Authors
Michalička, Jan
ORCID
Advisor
Referee
Mark
P
Journal Title
Journal ISSN
Volume Title
Publisher
Vysoké učení technické v Brně. Fakulta strojního inženýrství
Abstract
Tato disertační práce se zabývá transmisní elektronovou mikroskopií radiačního poškození ve šroubech z austenitických nerezových ocelích používaných ve vnitřní vestavbě tlakovodních reaktorů PWR, kde je poškození indukováno neutrony o vysokém toku a při vysokých teplotách a může vést k s rostoucí dávkou k poškození šroubů ve formě IASCC. Proto se studie zabývá vývojem mikrostruktury a mikrochemie radiačního poškození a vlivem změn v parametrech ozařování (teplota, dávková rychlost, spektrum neutronů). Důležitou částí práce je ozařování těžkými ionty emulujícími poškození ve šroubech po vysokých neutronových dávkách odpovídajících prodloužené životnosti PWR na 60+ let. Významné teplotní gradienty ozařování (~270 °C v hlavičce šroubu a ~400 °C v dříku šroubu vlivem gama záření) a pokles dávkového příkonu neutronů jsou očekávány podél šroubů vestaveb. Vliv těchto gradientů na radiační poškození byl proto hodnocen pomocí TEM ve třech pozicích podél dříku šroubu z oceli 08Ch18N10T ozářeném dávkou 11.4 dpa za provozních podmínek vyřazeného reaktoru WWER-440. Byl zjištěn synergický efekt zvyšující se teploty a klesajícího dávkového příkonu neutronů ve formě významného zvýšení průměrné velikosti a snížení hustoty kavit a vyššího výskytu radiací indukovaných precipitátů. Tyto gradienty nezpůsobily změny v populaci Frankových dislokačních smyček a v radiačním zpevnění šroubu. Vliv spektra neutronů na náchylnost k IASCC byl zkoumán na oceli CW 316 ozářené v experimentálním reaktoru při 300 °C na 15 dpa v pozicích s rychlým neutronovým tokem (s Hf stíněním tepelných neutronů) nebo s rychlým a tepelným neutronovým tokem (smíšené spektrum typické pro PWR). TEM analýza po obou ozářeních zjistila velmi podobné hodnoty Frankových dislokačních smyček a radiací indukovaných precipitátů, ale významně vyšší hustotu nano-kavit, ochuzené oblasti o kavity podél hranic zrn a vznik kavity na hranicích zrn po ozáření smíšeným spektrem. Pozorovaná mikrostruktura kavit souhlasí s vyšší produkcí helia při ozáření smíšeným spektrem a naznačuje korelaci míry produkce helia s náchylností oceli k IASCC. Toto je dále podpořeno SSRT testy, které odhalily vyšší náchylnost k IASCC vzorků ozářených smíšeným spektrem. 5 MeV Ni++ nebo Fe++ iontové ozařování oceli CW 316 na 23 dpa a 130 dpa při 380 °C, 23 dpa při 500 °C a 15 dpa při 600 °C bylo provedeno pro emulaci mikrostruktury a mikrochemismu radiačního poškození, které bylo vytvořeno ve stejném materiálu ozařováním rychlými neutrony v reaktoru BOR-60 při 320 °C a dávkách až 46 dpa. Poprvé bylo prokázáno, že všechny typy neutronového poškození v CW 316 byly úspěšně emulovány jediným ozařováním těžkými ionty, konkrétně při 380 °C. I když byla tato teplota vypočítána pomocí invariantních rovnic dle Mansura k emulaci mikrostruktury a teplota 600 °C k emulaci RIS, navzdory vysokému rozdílu v dávkových rychlostech, ~10-3 dpa/s (těžké ionty) a ~5×10-7 dpa/s (rychlé neutrony), byl relativně malý posun teploty o 60 °C postačující k emulaci mikrostruktury i mikrochemismu. To naznačuje velký vliv vysoké hustoty pastí bodových poruch materiálu tvářeného za studena a že tato hustota pastí je kritickým faktorem pro stanovení teplotních posunů pro úspěšnou emulaci neutronového ozařování pomocí těžkých iontů.
The doctoral thesis deals with the transmission electron microscopy of radiation damage in austenitic stainless steels of baffle bolts of PWR core internals, where the damage is induced by a high flux neutron irradiation at high temperatures and can lead to aging issues of the bolts in the form of IASCC. Therefore, the study encompasses evolution of the radiation damage microstructure and microchemistry and the influence of changes in irradiation variables (temperature, dose rate, neutron spectrum). An important part of the thesis is self-ion irradiation for emulation of high dose neutron damage in the bolts corresponding to the PWR lifetime extension to 60+ years. Significant gradients of irradiation temperature (~270 °C in the bolt head and ~400 °C in the bolt’s shank due to gamma heating) and neutron dose rate are expected along the baffle bolts. Therefore, the influence of these gradients on the radiation damage microstructure was assessed in three positions along a shank of a baffle bolt made of 08Ch18N10T steel irradiated to a dose of 11.4 dpa under the in-service conditions of a decommissioned WWER-440 reactor. A synergistic effect of increasing temperature and decreasing dose rate was observed in the form of a significant increase in average size and decrease in density of cavities and higher abundance of radiation-induced precipitates. The gradients did not cause differences in the population of Frank dislocation loops and in radiation hardening of the bolt. The influence of the neutron spectrum on IASCC susceptibility was investigated on CW 316 steel irradiated in an experimental reactor at 300 °C to dose of 15 dpa in positions with fast neutron flux (with Hf shielding of thermal neutrons) or with fast and thermal neutron fluxes (PWR-like mixed spectrum). The TEM revealed very similar measures of Frank dislocation loops and radiation-induced precipitates after both irradiations, but a significantly higher density of nano-cavities, cavity denuded zones along grain boundaries and cavities at grain boundaries after the mixed spectrum irradiation. The observed cavity microstructure is consistent with the higher He production rate of the mixed spectrum and it suggests correlation of helium production rates with IASCC susceptibility. This is further supported by SSRT tests, which revealed higher IASCC susceptibility of specimens irradiated by mixed spectrum. 5 MeV Ni++ or Fe++ ion irradiations of CW 316 to 23 dpa and 130 dpa at 380 °C, 23 dpa at 500 °C, and 15 dpa at 600 °C were performed to emulate microstructure and microchemistry (RIS) of the radiation damage as produced fast neutrons in BOR-60 reactor in the same heat of material at 320 °C and doses up to 46 dpa. For the first time, it is demonstrated, that all types of the neutron radiation damage in the CW 316 could be successfully emulated by single self-ion irradiations, particularly at 380 °C. Although this temperature was calculated by Mansur’s invariant equations to match the microstructure and temperature 600 °C to match the microchemistry, despite a large difference in dose rates, ~10-3 dpa/s (self-ions) and ~5×10-7 dpa/s (fast neutrons), a relatively small temperature shift of 60 °C was sufficient to emulate all complex radiation damage. This indicates a large influence of the high sink density of the cold-worked material and that the sink density is a critical factor in determining temperature shifts for successful self-ion emulation of neutron irradiations.
The doctoral thesis deals with the transmission electron microscopy of radiation damage in austenitic stainless steels of baffle bolts of PWR core internals, where the damage is induced by a high flux neutron irradiation at high temperatures and can lead to aging issues of the bolts in the form of IASCC. Therefore, the study encompasses evolution of the radiation damage microstructure and microchemistry and the influence of changes in irradiation variables (temperature, dose rate, neutron spectrum). An important part of the thesis is self-ion irradiation for emulation of high dose neutron damage in the bolts corresponding to the PWR lifetime extension to 60+ years. Significant gradients of irradiation temperature (~270 °C in the bolt head and ~400 °C in the bolt’s shank due to gamma heating) and neutron dose rate are expected along the baffle bolts. Therefore, the influence of these gradients on the radiation damage microstructure was assessed in three positions along a shank of a baffle bolt made of 08Ch18N10T steel irradiated to a dose of 11.4 dpa under the in-service conditions of a decommissioned WWER-440 reactor. A synergistic effect of increasing temperature and decreasing dose rate was observed in the form of a significant increase in average size and decrease in density of cavities and higher abundance of radiation-induced precipitates. The gradients did not cause differences in the population of Frank dislocation loops and in radiation hardening of the bolt. The influence of the neutron spectrum on IASCC susceptibility was investigated on CW 316 steel irradiated in an experimental reactor at 300 °C to dose of 15 dpa in positions with fast neutron flux (with Hf shielding of thermal neutrons) or with fast and thermal neutron fluxes (PWR-like mixed spectrum). The TEM revealed very similar measures of Frank dislocation loops and radiation-induced precipitates after both irradiations, but a significantly higher density of nano-cavities, cavity denuded zones along grain boundaries and cavities at grain boundaries after the mixed spectrum irradiation. The observed cavity microstructure is consistent with the higher He production rate of the mixed spectrum and it suggests correlation of helium production rates with IASCC susceptibility. This is further supported by SSRT tests, which revealed higher IASCC susceptibility of specimens irradiated by mixed spectrum. 5 MeV Ni++ or Fe++ ion irradiations of CW 316 to 23 dpa and 130 dpa at 380 °C, 23 dpa at 500 °C, and 15 dpa at 600 °C were performed to emulate microstructure and microchemistry (RIS) of the radiation damage as produced fast neutrons in BOR-60 reactor in the same heat of material at 320 °C and doses up to 46 dpa. For the first time, it is demonstrated, that all types of the neutron radiation damage in the CW 316 could be successfully emulated by single self-ion irradiations, particularly at 380 °C. Although this temperature was calculated by Mansur’s invariant equations to match the microstructure and temperature 600 °C to match the microchemistry, despite a large difference in dose rates, ~10-3 dpa/s (self-ions) and ~5×10-7 dpa/s (fast neutrons), a relatively small temperature shift of 60 °C was sufficient to emulate all complex radiation damage. This indicates a large influence of the high sink density of the cold-worked material and that the sink density is a critical factor in determining temperature shifts for successful self-ion emulation of neutron irradiations.
Description
Citation
MICHALIČKA, J. Radiation Induced Damage in Baffle Bolts of PWR Reactor Vessel Internals [online]. Brno: Vysoké učení technické v Brně. Fakulta strojního inženýrství. 2024.
Document type
Document version
Date of access to the full text
Language of document
en
Study field
Fyzikální a materiálové inženýrství
Comittee
prof. Ing. Ivo Dlouhý, CSc. (předseda)
doc. Ing. Vít Jan, Ph.D. (člen)
prof. Mgr. Tomáš Kruml, CSc. (člen)
prof. Ing. Vlastimil Vodárek, CSc. (člen)
RNDr. Jiří Buršík, CSc., DSc. (člen)
Date of acceptance
2024-09-04
Defence
Práce přináší originální výsledky klíčové pro hodnocení radiačního poškození konstrukčních ocelí jaderných reaktorů. význam práce je spatřován 1/v podstatném hodnocení řady parametrů závěrů nodegradaci moseričků a 2/ rozbor a ověření možností použití iontů s vysokou energií k emulaci radiačního poškození u reaktoru včetně konkrétní aplikace. K tezím DP nebyly vzneseny připomínky vyjma přehnané délky.
Result of defence
práce byla úspěšně obhájena
Document licence
Standardní licenční smlouva - přístup k plnému textu bez omezení