Малоактивируемая радиационно стойкая сталь для корпусов реакторов ядерных энергетических установок

Малоактивируемая радиационно стойкая сталь для корпусов реакторов ядерных энергетических установок

Иллюстрации

Показать все

Реферат

Изобретение относится к металлургии сталей на основе железа с различным сочетанием легирующих элементов, используемых в конструкциях атомных энергетических установок, в частности, для изготовления корпусов реакторов.

Известны стали, применяемые для указанной цели, например стали типа 2.25Сr-1Мо; 3Сr-1Mo и другие аналогичные стали, описанные в научно-технической и патентной литературе [1-6]. Однако известные стали не обеспечивают предъявляемых в последнее время требований в отношении низкой активируемости в поле нейтронного излучения. Высокая активируемость этих сталей определяется характером их легирования и обусловлена протеканием ядерных реакций на таких химических элементах, как Ni, Мо, Со, Cu, Nb и других, с образованием долгоживущих радиоактивных изотопов, являющихся источниками жесткого γ-излучения. Это приводит к ухудшению радиационной обстановки на АЭУ, вызывает необходимость увеличения массы железоводной биологической защиты реакторов, значительно увеличивает трудоемкость проведения ремонтных работ, а также создает большие проблемы при захоронении и утилизации отработавшего свой срок крупногабаритного оборудования.

Наиболее близкой к заявляемой композиции по составу и назначению является сталь по патенту РФ №2135623 [6], содержащая компоненты в следующем соотношении (мас.%):

Углерод	0,13-0,18
Кремний	0,20-0,35
Марганец	0,30-0,60
Хром	2,00-3,5
Ванадий	0,10-0,35
Вольфрам	1,0-2,0
Молибден	0,01-0,05
Никель	0,01-0,05
Кобальт	0,01-0,05
Медь	0,01-0,1
Алюминий	0,01-0,1
Ниобий	0,01-0,05
Иттрий	0,05-0,15
Железо	Остальное

При этом суммарное содержание Ni, Co, Мо, Nb, Cu составляет не более 0,2, отношение (V+0,3W)/C составляет 3-6.

Данная сталь предлагается в качестве малоактивируемого материала для изготовления корпусов реакторов и внутриреакторного оборудования с уровнем облучения до ˜1·10²⁰ нейтр/см². Однако известная сталь при облучении флюенсом 4-10²⁰ нейтр/см² характеризуется недостаточно высоким и стабильным уровнем сопротивления хрупкому разрушению и поэтому не может быть использована для перспективных атомных реакторов, рассчитанных на эксплуатацию при облучении до указанного флюенса. Кроме того, эта сталь не обеспечивает необходимой стойкости против теплового охрупчивания в условиях эксплуатации при температурах до 350°С (расчетная температура корпусов атомных реакторов водо-водяного типа), в частности, в связи с тем, что в ее химическом составе не регламентировано содержание таких элементов, как Р, Sb, Sn, As, оказывающих наиболее сильное отрицательное влияние на устойчивость против как радиационного, так и теплового охрупчивания.

Техническим результатом настоящего изобретения является создание стали, обладающей более высоким сопротивлением тепловому и радиационному охрупчиванию по сравнению с известной сталью, что обеспечивает возможность применения ее для перспективных энергоустановок с повышенным ресурсом и надежностью. При этом заявляемая сталь, как и известная, обладает низким уровнем наведенной радиоактивности под воздействием нейтронного облучения, а также ускоренным ее спадом.

Данный технический результат достигается тем, что в сталь, содержащую С, Si, Mn, Cr, W, V, Al, Fe и примеси, дополнительно введены Na и Са при следующем соотношении компонентов, мас.%:

С	0,13-0,22
Si	0,15-0,35
Mn	0,17-0,60
Cr	2,00-3,30
V	0,05-0,45
W	0,50-2,00
Al	0,01-0,05
Na	0,001-0,005
Са	0,001-0,005
Fe и примеси	Остальное

При этом содержание примесных элементов Мо, Ni, Co, Nb, Cu, As, Sb, Sn, S и P не должно превышать следующих значений, мас.%:

Мо	≤0,05	As	≤,04
Ni	≤0,05	Sb	≤0,005
Со	≤0,025	Sn	≤0,005
Cu	≤0,07	P	≤0,010
Nb	≤0,05	S	≤0,015

Кроме того, суммарное содержание Р, As, Sb, Sn (мас.%) не должно превышать 0,04% (P+As+Sb+Sn≤0,04) и примесный эквивалент Эпр. (мас.%) =Р+0,07Cu≤0,0135.

Введение добавок таких сильных раскислителей, как Na и Са, создает возможность дополнительного глубокого рафинирования металла от газов и неметаллических включений. За счет этого улучшается однородность материала, уменьшается анизотропия и количество внутренних дефектов, повышаются механические свойства стали. При содержании Са и Na менее 0.001% эффект раскисления стали не проявляется, при содержании их более 0.005% проявляется отрицательное влияние этих элементов из-за образования оксидов типа СаО.

Снижению содержания неметаллических включений способствует также ограничение содержания серы.

Содержание таких элементов, как Ni, Co, Nb и Cu, относящихся к высокоактивируемым примесям, образующим под облучением изотопы с высокоэнергетическим излучением с длительными периодами полураспада, необходимо ограничивать до минимально возможного уровня, достижимого современной металлургической промышленностью. Примеси As, Sb, Sn, S и Р оказывают отрицательное влияние на сопротивление стали хрупким разрушениям и поэтому ограничивается их индивидуальное и суммарное содержание возможностями очистки стали на металлургических предприятиях.

Примеси Cu и Р, кроме того, ослабляют устойчивость стали к радиационному охрупчиванию. Как показано ранее экспериментально, для применяемой в атомном энергетическом машиностроении стали типа 15Х2МФА-А [7] так называемый примесный эквивалент, выражаемый соотношением Эпр. (мас.%) =Р+0,07Cu, адекватно характеризует устойчивость стали к радиационному охрупчиванию. Установлено, что в случае, когда Эпр. ≤0,015%, стали бейнитного класса, содержащие 2-2,5%Сг, обладают наиболее высокой устойчивостью к радиационному охрупчиванию. При более высоком значении примесного эквивалента стали бейнитного класса типа 15Х2МФА обнаруживают меньшую радиационную стойкость. Снижение примесного эквивалента повышает радиационную стойкость стали. Исходя из современных возможностей очистки стали от нежелательных примесей фосфора и меди в настоящем изобретении примесный эквивалент ограничен максимальным содержанием 0,0135 (Эпр. ≤0,015%).

Сталь после соответствующей термической обработки обеспечивает требуемый уровень и стабильность важнейших физико-механических свойств, определяющих работоспособность материала.

В ФГУП ГНЦ ЦНИИ КМ "Прометей" произведена выплавка в открытой индукционной печи трех 100-килограммовых слитков заявляемой и одного слитка известной стали. Слитки проковывали на заготовки сечением 100×100 мм, которые после предварительной термической обработки дополнительно термически обрабатывали по режиму: нагрев до 1050°С, выдержка 1,5 ч, охлаждение на воздухе и последующий отпуск при 680°С длительностью 15 ч с охлаждением на воздухе. Принятый режим в определенной мере имитировал условия охлаждения в воде после аустенитизации центральных зон поковок значительного сечения в промышленных условиях.

Испытания механических свойств проводили на стандартных пятикратных цилиндрических образцах с диаметром рабочей части 6 мм, ударные испытания проводили на образцах с острым надрезом типа 11 (ГОСТ 9454). Определение критической температуры хрупкости выполняли в соответствии с "Методикой определения критической температуры хрупкости", изложенной в "Нормах расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок ПНАЭ Г-7-002-86", Приложение 2, М., Энергоатомиздат, 1989.

Нейтронное облучение образцов проводили в активной зоне исследовательского реактора ВВР-М ПИЯФ при 280±10°С флюенсом ˜4·10²⁰ нейтр/см² (Е>0,5 МэВ). (Температура 270-290°С является рабочей температурой энергетических реакторов типа ВВЭР). Уровень наведенной радиоактивности и кинетику ее спада заявляемой стали и стали-прототипа определяли расчетным путем по методике, изложенной в работе [8], на основании справочных данных о ядерно-физических свойствах элементов [9].

Химический состав исследованных материалов приведен в таблице 1, а результаты определения механических и служебных свойств представлены в таблицах 2-5.

Из представленных данных следует, что предлагаемая сталь при практически одинаковой с известной сталью кинетикой спада наведенной радиоактивности (таблица 2) и одинаковом уровне прочностных свойств (таблицы 3, 4) имеет, как видно из таблиц 4 и 5, существенно меньшую, чем известная сталь, склонность к тепловому и радиационному охрупчиванию, что выражается в значительно меньшем смещении значений ее критической температуры хрупкости в область более высоких температур под влиянием тепловой выдержки и облучения.

Ожидаемый технико-экономический эффект от использования новой марки стали выразится в повышении эксплуатационной надежности, безопасности эксплуатации и ресурса атомных энергоустановок нового поколения, а также улучшении условий захоронения и утилизации отработавшего оборудования.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Ю.Ф.Баландин, И.В.Горынин, Ю.И.Звездин, В.Г.Марков. Конструкционные материалы для АЭС, М., Энергоатомиздат, 1984, 280 с.

2. Н.Н.Алексеенко, А.Д.Амаев, И.В.Горынин, В.А.Николаев / Под общей редакцией И.В.Горынина / Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов., М., Энергоатомиздат, 1981, 192 с.

3. Сталь №7797 20CrMoV13,5 DIN №17006.

4. Сталь №7767 17CrMoV10 DIN №17006.

5. Патент на изобретение №2139952, РФ.

6. Патент на изобретение №2135623, РФ.

7. Николаев В.А., Рядков Л.Н. Роль спектра и плотности нейтронного потока в радиационном охрупчивании стали марки 15Х2МФА и металла сварных швов - В сб. "Радиационное материаловедение и конструкционная прочность реакторных материалов". С-Петербург, 2002 г., с.178-200.

8. В.В.Рыбин, Л.Н.Рядков. Влияние легирующих и примесных элементов на кинетику спада наведенной радиоактивности материала корпусов ВВЭР - "Вопросы материаловедения", 2000, №2(22), с.20-35.

9. Бычков В.М. и др. "Сечения пороговых реакций, вызываемых нейтронами". Москва, Энергоатомиздат, 1990 г.

Таблица 1Химический состав заявляемой и известной сталей
Состав	Условный номер плавки	Содержание элементов, мас.%
Углерод	Кремний	Марганец	Хром	Ванадий	Вольфрам	Молибден	Ниобий	Алюминий	Медь	Никель	Кобальт	Фосфор
Заявляемый	1	0,13	0,15	0,17	2,0	0,05	0,50	0,015	0,015	0,01	0,07	0,01	0,015	0,004
2	0,17	0,24	0,42	2,6	0,29	1,40	0,03	0,03	0,03	0,05	0,02	0,018	0,008
3	0,22	0,35	0,60	3,3	0,45	2,00	0,04	0,045	0,05	0,02	0,05	0,022	0,010
Известный	4	0,18	0,22	0,39	2,7	0,20	1,60	0,03	0,03	0,10	0,05	0,04	0,03	0,02

Продолжение таблицы 1
Содержание элементов, мас.%
Сера	Мышьяк	Сурьма	Олово	Натрий	Кальций	Железо	Содержание элементов, мас.% (P+As+Sb+Sn)	Примесный эквивалент, мас.% (P+0,07·Cu)
0,002	0,025	0,002	0,002	0,001	0,001	Ост.	0,033	0.0089
0,008	0,010	0,003	0,003	0,003	0,003	Ост.	0,024	0.0115
0,015	0,005	0,005	0,005	0,005	0,005	Ост.	0,025	0.0114
-	-	-	-	-	-	Ост.	-	-

Таблица 2Кинетика спада наведенной активности в заявляемой и известной сталях
Сталь	Условный номер плавки	Время выдержки после облучения
1 сутки	1 год	10 лет	30 лет	100 лет
Предлагаемая	1
2
3
Известная	4
Примечания:
1. В числителе - удельная активность в единицах Бк/кг, в знаменателе - в единицах Ки/кг.
2. Расчет проводился для условий облучения, характерных для реактора типа ВВЭР-440: плотность нейтронного потока ϕ=1·1011 нейтр/см2·с; флюенс F=4·1020 нейтр/см2 (Е>0,5 МэВ); отношение потока тепловых нейтронов к быстрым составляет 1; время облучения 60 лет.
3. При расчете использованы данные сечений ядерных реакций из книги В.М.Бычкова и др. "Сечения пороговых реакций, вызываемых нейтронами", Москва, Энергоатомиздат, 1990 г.

Таблица 3Механические свойства исследованных материалов
Состав	Условный номер плавки	При 20°С	При 350°С
Rm, МПа	RР0,2, МПа	A5, %	Z, %	Rm, МПа	RР0,2, МПа	A5, %	Z, %
Заявляемый	1	710	560	24,5	78,0	545	470	16,5	77,0
2	710	595	22,0	76,0	565	485	15,5	74,0
3	730	605	20,0	75,0	570	489	15,0	71,0
Известный	4	710	560	22,0	76,0	545	485	15,7	72,0
Примечание: Значения механических свойств приведены по результатам испытаний трех образцов на точку

Таблица 4Результаты исследования сопротивления сталей тепловому охрупчиванию
Состав	Условный номер плавки	Критическая температура хрупкости Тк0, °С	Сдвиг Тк0, °С
В исходном состоянии	После выдержки 3000 ч при 350, °С
Заявляемый	1	-60	-60	0
2	-50	-50	0
3	-70	-60	10
Известный	4	-60	-20	40
Примечание: Тк0 определяли в соответствии с "Методикой определения критической температуры хрупкости", изложенной в "Нормах расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок ПНАЭ Г-7-002-86", Приложение 2, М., Энергоатомиздат, 1989.

1. Малоактивируемая радиационно стойкая сталь для корпусов реакторов атомных энергетических установок, содержащая углерод, кремний, марганец, хром, вольфрам, ванадий, алюминий и железо, отличающаяся тем, что она дополнительно содержит натрий и кальций при следующем соотношении компонентов, мас.%:

Углерод	0,13-0,22
Кремний	0,15-0,35
Марганец	0,17-0,60
Хром	2,00-3,30
Ванадий	0,05-0,45
Вольфрам	0,50-2,00
Алюминий	0,01-0,05
Натрий	0,001-0,005
Кальций	0,001-0,005

Железо и примеси остальное

2. Сталь по п.1, отличающаяся тем, что содержание примесных элементов молибдена, никеля, кобальта, ниобия, меди, мышьяка, сурьмы, олова, серы и фосфора не должно превышать следующих значений:

Молибден	≤0,05
Мышьяк	≤0,04
Никель	≤0,05
Сурьма	≤0,005
Кобальт	≤0,025
Олово	≤0,005
Медь	≤0,07
Фосфор	≤0,010
Ниобий	≤0,05
Сера	≤0,015

3. Сталь по п.2, отличающаяся тем, что суммарное содержание фосфора, мышьяка, сурьмы и олова не должно превышать 0,04 мас.%.

4. Сталь по любому из пп.1-3, отличающаяся тем, что примесный эквивалент Эпр.=Р+0,07Сu не должен превышать 0,0135 мас.%.