Effects of Irradiation and Thermal Ageing on the Nanoscale Chemistry of Steel Welds
Doctoral thesis, 2018
Structural materials of nuclear power plants degrade during operation due to thermal ageing and irradiation from the reactor core. Effects on the materials are an increase in hardness and tensile strength, and a decrease in ductility and fracture toughness, i. e. embrittlement. The degradation of the mechanical properties stems from changes in the microstructure. In this thesis, the effects of thermal ageing and irradiation on the nanoscale chemistry has been studied using atom probe tomography (APT).
During irradiation, nanometre sized clusters are formed in the reactor pressure vessel (RPV) welds. As the RPV is a life-limiting part of a nuclear power plant, neutron irradiation with high flux is attractive for accelerated studies. Here, the effect of high flux is found to result in a higher number density of smaller NiMnSi-rich clusters for the high Ni and Mn - low Cu welds from Ringhals R4, resulting in similar hardening compared to surveillance material. It is also found that there are some stable matrix defects formed in the high flux material, contributing to the embrittlement. The cluster evolution showed no signs of late blooming phases (an accelerated degradation at high fluences). Furthermore, thermal ageing during operation for 28 years of a weld from the former Ringhals R4 pressurizer with similar composition is found to result in clusters forming mainly on dislocations, hardening the weld metal.
In ferrite with higher Cr-content, such as the ferritic parts of the mainly austenitic welds from the core barrel of the decommissioned Spanish reactor José Cabrera, spinodal decomposition occurs as well as G-phase (Ni16Si7Mn6) precipitation. Weld metals irradiated up to 2 dpa are compared with thermally aged welds, confirming that the irradiation is considerably contributing to the changes in the microstructure. After 0.15 dpa, the spinodal decomposition was well developed, and the Cr concentration in the ferrite was found to influence the wavelength more than the difference in irradiation (0.15 to 2 dpa). The G-phase precipitates were more well-developed after 1 dpa neutron irradiation, but no difference could be distinguished between the material irradiated to 1 and 2 dpa.
During irradiation, nanometre sized clusters are formed in the reactor pressure vessel (RPV) welds. As the RPV is a life-limiting part of a nuclear power plant, neutron irradiation with high flux is attractive for accelerated studies. Here, the effect of high flux is found to result in a higher number density of smaller NiMnSi-rich clusters for the high Ni and Mn - low Cu welds from Ringhals R4, resulting in similar hardening compared to surveillance material. It is also found that there are some stable matrix defects formed in the high flux material, contributing to the embrittlement. The cluster evolution showed no signs of late blooming phases (an accelerated degradation at high fluences). Furthermore, thermal ageing during operation for 28 years of a weld from the former Ringhals R4 pressurizer with similar composition is found to result in clusters forming mainly on dislocations, hardening the weld metal.
In ferrite with higher Cr-content, such as the ferritic parts of the mainly austenitic welds from the core barrel of the decommissioned Spanish reactor José Cabrera, spinodal decomposition occurs as well as G-phase (Ni16Si7Mn6) precipitation. Weld metals irradiated up to 2 dpa are compared with thermally aged welds, confirming that the irradiation is considerably contributing to the changes in the microstructure. After 0.15 dpa, the spinodal decomposition was well developed, and the Cr concentration in the ferrite was found to influence the wavelength more than the difference in irradiation (0.15 to 2 dpa). The G-phase precipitates were more well-developed after 1 dpa neutron irradiation, but no difference could be distinguished between the material irradiated to 1 and 2 dpa.
spinodal decomposition
thermal ageing
low alloy steel
reactor pressure vessel
irradiation damage
atom probe tomography
core barrel
clustering
PJ-salen
Opponent: Sergio Lozano-Perez, University of Oxford
Author
Kristina Lindgren
Chalmers, Physics, Materials Microstructure
On the Analysis of Clustering in an Irradiated Low Alloy Reactor Pressure Vessel Steel Weld
Microscopy and Microanalysis,; Vol. 23(2017)p. 376-384
Journal article
Evolution of precipitation in reactor pressure vessel steel welds under neutron irradiation
Journal of Nuclear Materials,; Vol. 488(2017)p. 222-230
Journal article
Cluster formation in in-service thermally aged pressurizer welds
Journal of Nuclear Materials,; Vol. 504(2018)p. 23-28
Journal article
Thermal ageing of low alloy steel weldments from a Swedish nuclear power plant - the evolution of the microstructure
Fontevraud 9: Contribution of Materials Investigations and Operating Experience to Light Water NPPs' Safety, Performance and Reliability,; (2018)
Paper in proceeding
K. Lindgren, M. Boasen, P. Efsing, K. Stiller, and M. Thuvander. Post irradiation annealing of high flux irradiated reactor pressure vessel weld
K. Lindgren, M. Bjurman, P. Ekstrom, P. Efsing, and M. Thuvander. Integrated effect of thermal ageing and low flux irradiation on microstructural evolution of welded stainless steels
Materials egenskaper är beroende av hur dess strukturer ser ut, där små skillnader på nanometernivå kan ge stora effekter på dess egenskaper. Ett exempel är mekaniska egenskaper, alltså hur hårt, starkt, eller segt något är. Dessa egenskaper kan variera med temperatur, ett exempel är en sula i ett par sommarskor av gummi, som kan vara mjuk vid rumstemperatur, men blir hård och spröd alltför kalla vinterdagar. Egenskaperna kan dessutom förändras över tid; materialet åldras.
Den här avhandlingen handlar om åldring och försprödning av svetsar i reaktortanken, till följd av temperaturen samt neutronstrålningen inuti ett kärnkraftverk. Reaktortanken är en viktig komponent i ett kärnkraftverk, en stålkonstruktion som är ungefär 15 cm tjock, och som fungerar som barriär för vattnet omkring bränslet. Det är inte möjligt att byta ut en reaktortank då det är alltför kostsamt, om dess egenskaper skulle bedömas vara otillräckliga skulle man vara tvungen att stänga reaktorn. Neutronerna interagerar med materialet i tanken, och skapar så kallade interstitialer och vakanser, alltså atomer som lämnat sina platser samt deras tidigare, nu tomma, positioner, vilket ger en ökad möjlighet för atomer i allmänhet att byta plats i materialet. Effekten av detta är att det bildas nanometerstora kluster (partiklar) av nickel-, mangan-, kisel- och kopparatomer som finns från början som tillsatser eller orenheter i svetsarna. En stor del av försprödningen av reaktortanken som sker under drift har sitt ursprung i dessa kluster.
I avhandlingen beskrivs hur svetsar i material identiskt med det i Ringhals R4 reaktortank åldras. Metoden för att karakterisera klustren är atomsondstomografi, vilket är en sorts mikroskopimetod som ger information om en atoms position och identitet (kemi; till exempel om det är en järn- eller nickelatom) med nära atomär upplösning. En central fråga är om det blir likadana kluster om man bestrålar materialet med samma mängd neutroner, men under en kortare tid. Dessutom har kluster som bildats till följd av enbart hög temperatur (345°C, i den så kallade tryckhållaren) under 28 år undersökts och jämförts med klustren som bildats under bestrålning. Resultaten har gett oss en ökad förståelse, på atomär nivå, om hur svetsarna i reaktortanken försprödas under årtiondens drift.
Den här avhandlingen handlar om åldring och försprödning av svetsar i reaktortanken, till följd av temperaturen samt neutronstrålningen inuti ett kärnkraftverk. Reaktortanken är en viktig komponent i ett kärnkraftverk, en stålkonstruktion som är ungefär 15 cm tjock, och som fungerar som barriär för vattnet omkring bränslet. Det är inte möjligt att byta ut en reaktortank då det är alltför kostsamt, om dess egenskaper skulle bedömas vara otillräckliga skulle man vara tvungen att stänga reaktorn. Neutronerna interagerar med materialet i tanken, och skapar så kallade interstitialer och vakanser, alltså atomer som lämnat sina platser samt deras tidigare, nu tomma, positioner, vilket ger en ökad möjlighet för atomer i allmänhet att byta plats i materialet. Effekten av detta är att det bildas nanometerstora kluster (partiklar) av nickel-, mangan-, kisel- och kopparatomer som finns från början som tillsatser eller orenheter i svetsarna. En stor del av försprödningen av reaktortanken som sker under drift har sitt ursprung i dessa kluster.
I avhandlingen beskrivs hur svetsar i material identiskt med det i Ringhals R4 reaktortank åldras. Metoden för att karakterisera klustren är atomsondstomografi, vilket är en sorts mikroskopimetod som ger information om en atoms position och identitet (kemi; till exempel om det är en järn- eller nickelatom) med nära atomär upplösning. En central fråga är om det blir likadana kluster om man bestrålar materialet med samma mängd neutroner, men under en kortare tid. Dessutom har kluster som bildats till följd av enbart hög temperatur (345°C, i den så kallade tryckhållaren) under 28 år undersökts och jämförts med klustren som bildats under bestrålning. Resultaten har gett oss en ökad förståelse, på atomär nivå, om hur svetsarna i reaktortanken försprödas under årtiondens drift.
Driving Forces
Sustainable development
Subject Categories
Other Physics Topics
Metallurgy and Metallic Materials
Infrastructure
Chalmers Materials Analysis Laboratory
Areas of Advance
Materials Science
ISBN
978-91-7597-825-3
Doktorsavhandlingar vid Chalmers tekniska högskola. Ny serie: 4506
Publisher
Chalmers
PJ-salen
Opponent: Sergio Lozano-Perez, University of Oxford