RU2166559C2 - Сталь для корпусов атомных реакторов повышенной надежности и ресурса - Google Patents
Сталь для корпусов атомных реакторов повышенной надежности и ресурса Download PDFInfo
- Publication number
- RU2166559C2 RU2166559C2 RU99115486A RU99115486A RU2166559C2 RU 2166559 C2 RU2166559 C2 RU 2166559C2 RU 99115486 A RU99115486 A RU 99115486A RU 99115486 A RU99115486 A RU 99115486A RU 2166559 C2 RU2166559 C2 RU 2166559C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- steel
- service life
- longer service
- shells
- atomic
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Heat Treatment Of Steel (AREA)
Abstract
Изобретение относится к металлургии и может быть использовано в энергетическом и химическом машиностроении при производстве корпусов водоохлаждаемых атомных реакторов, сосудов давления и нефтехимического оборудования. Предложена сталь для корпусных конструкций атомных энергоустановок повышенной безопасности, надежности и ресурса, содержащая компоненты в следующем соотношении, мас.%: углерод 0,12 - 0,20, кремний 0,15 - 0,40, марганец 0,25 - 0,55, хром 2,60 - 3,30, никель 0,50 - 0,90, молибден 0,50 - 0,90, ванадий 0,20 - 0,35, медь 0,01 - 0,08, сера 0,001 - 0,010, фосфор 0,001 - 0,010, мышьяк 0,001 - 0,010, сурьма 0,001 - 0,010, свинец 0,0003 - 0,010, висмут 0,0003 - 0,010, олово 0,001 - 0,010, кальций 0,005 - 0,03, магний 0,005 - 0,03, азот 0,0001 - 0,01, алюминий 0,005 - 0,05, титан 0,01 - 0,04, кислород 0,001 - 0,005, кобальт 0,005 -0,025, натрий 0,002 - 0,01, железо - остальное, при этом P+Sb+Sn = 0,003 - 0,015. Техническим результатом изобретения является повышение эксплуатационной надежности и безопасности, а также общего ресурса работы корпусных конструкций атомных энергоустановок и сосудов давления. 2 табл.
Description
Изобретение относится к металлургии конструкционных сталей и сплавов, содержащих в качестве основы железо с различным сочетанием легирующих элементов, и может быть использовано в энергетическом и химическом машиностроении при производстве корпусов водоохлаждаемых атомных реакторов, сосудов давления и нефтехимического оборудования.
Известны металлические материалы, применяемые в указанных областях техники (например, стали марок 10Х2НМА, 15Х2МФА, а также другие аналоги, указанные в патентной и научно-технической литературе /1-2/. Однако известные материалы не обеспечивают требуемого уровня и стабильности основных физико-механических и служебных свойств полуфабрикатов, что снижает эксплуатационную надежность и срок службы реакторного оборудования.
Наиболее близкой к заявляемой композиции по назначению и составу компонентов является сталь марки 15Х2НМФА-А по ТУ 108.765-78 /1,2/, содержащая в мас.%:
углерод - 0,13-0,18
кремний - 0,17-0,37
марганец - 0,30-0,60
хром - 1,8-2,3
никель - 1,0-1,5
молибден - 0,5-0,7
ванадий - 0,10-0,12
медь - ≅0,08
сера - ≅0,012
фосфор - ≅0,010
мышьяк - ≅0,010
сурьма - ≅0,005
олово - ≅0,005
(P+Sb+Sn) - ≅0,015
кобальт - ≅0,030
железо - остальное
Данную марку стали рекомендуется использовать в качестве конструкционного материала для изготовления корпусных конструкций в общем, энергетическом и атомном машиностроении, а также нефтехимическом машиностроении.
углерод - 0,13-0,18
кремний - 0,17-0,37
марганец - 0,30-0,60
хром - 1,8-2,3
никель - 1,0-1,5
молибден - 0,5-0,7
ванадий - 0,10-0,12
медь - ≅0,08
сера - ≅0,012
фосфор - ≅0,010
мышьяк - ≅0,010
сурьма - ≅0,005
олово - ≅0,005
(P+Sb+Sn) - ≅0,015
кобальт - ≅0,030
железо - остальное
Данную марку стали рекомендуется использовать в качестве конструкционного материала для изготовления корпусных конструкций в общем, энергетическом и атомном машиностроении, а также нефтехимическом машиностроении.
Однако известная сталь характеризуется рядом недостатков, не позволяющих иметь ресурс корпуса реактора свыше 30-40 лет.
Проектирование современных АЭС с новыми реакторами базируется на условии ресурса основного оборудования, в том числе корпуса реактора, не менее 50-60 лет с возможностью пролонгации срока службы на больший срок. Ресурс корпуса реактора определяется, в основном, сопротивлением материала корпуса реактора радиационному и тепловому охрупчиванию в процессе эксплуатации при температуре до 350°С и облучении быстрыми нейтронами флюенсом (Ф) до 2,8•10 н/см2. Охрупчивание материала при совместном воздействии температурного и нейтронного облучения выражается в сдвиге в сторону положительных температур критической температуры хрупкости Тко, определяемой при сериальных испытаниях ударных образцов. При значительном сдвиге критической температуры хрупкости в сторону положительных температур (этот предел решается индивидуально для каждого корпуса с учетом модели его эксплуатации) возникает реальная опасность хрупкого разрушения корпуса реактора при аварийном расхолаживании и гидроопрессовке при регламентных работах.
Целью настоящего изобретения является создание стали, обладающей более высоким сопротивлением хрупкому разрушению с учетом снижения склонности к охрупчиванию при тепловом и радиационном воздействии в процессе эксплуатации, по сравнению с известным материалом, что обеспечивает повышение эксплуатационной надежности и ресурса корпусов атомных реакторов.
Кроме того, с учетом больших толщин заготовок корпуса необходимо обеспечить прокаливаемость при термической обработке, особенно в местах активной зоны и патрубковой зоны.
Поставленная в заявке цель достигается дополнительным введением натрия, титана алюминия, азота, магния, кальция, изменением соотношения легирующих элементов и оптимизацией контролируемого количества примесных элементов, существенно влияющих на свойства стали, таких как медь, сера, фосфор, мышьяк, сурьма, свинец, висмут, олово, кислород, кобальт.
Предлагается сталь, содержащая в мас.%:
углерод - 0,12-0,20
кремний - 0,15-0,40
марганец - 0,25-0,55
хром - 2,60-3,30
никель - 0,50-0,90
молибден - 0,50-0,90
(P+Sb+Sn) - 0,003-0,015
ванадий - 0,20-0,35
медь - 0,01-0,08
сера - 0,001-0,010
фосфор - 0,001-0,010
мышьяк - 0,001-0,010
сурьма - 0,001-0,010
свинец - 0,0003-0,010
висмут - 0,0003-0,010
олово - 0,001-0,010
кальций - 0,005-0,03
магний - 0,005-0,03
азот - 0,0001-0,01
алюминий - 0,005-0,05
титан - 0,01-0,04
кислород - 0,001-0,005
кобальт - 0,005-0,025
натрий - 0,002-0,01
железо - остальное.
углерод - 0,12-0,20
кремний - 0,15-0,40
марганец - 0,25-0,55
хром - 2,60-3,30
никель - 0,50-0,90
молибден - 0,50-0,90
(P+Sb+Sn) - 0,003-0,015
ванадий - 0,20-0,35
медь - 0,01-0,08
сера - 0,001-0,010
фосфор - 0,001-0,010
мышьяк - 0,001-0,010
сурьма - 0,001-0,010
свинец - 0,0003-0,010
висмут - 0,0003-0,010
олово - 0,001-0,010
кальций - 0,005-0,03
магний - 0,005-0,03
азот - 0,0001-0,01
алюминий - 0,005-0,05
титан - 0,01-0,04
кислород - 0,001-0,005
кобальт - 0,005-0,025
натрий - 0,002-0,01
железо - остальное.
Соотношение указанных легирующих элементов выбрано таким образом, чтобы сталь после соответствующей термической обработки обеспечивала требуемый уровень и достаточную стабильность важнейших физико-механических свойств, определяющих работоспособность материала при нормированных условиях эксплуатации. Указанное соотношение хрома и никеля в сочетании с данным содержанием молибдена способствует достижению прокаливаемости в больших сечениях при термической обработке, свойственных корпусу реактора (250-300 мм в заготовках активной зоны и опорной обечайки и до 650 мм в зоне патрубков и фланцевой части). Пониженное, по сравнению с прототипом, содержание никеля способствует снижению радиационного охрупчивания в процессе эксплуатации. Увеличение количества ванадия повышает отпускоустойчивость стали при отпуске в процессе основной термической обработки и после сварки, позволяя иметь достаточно высокую температуру отпуска при сварке корпуса. Это позволяет снизить послесварочные напряжения и улучшить свойства металла шва и зоны термического влияния. Ограничение содержания в заданных пределах "примесных вредных" элементов существенно повышает сопротивление стали радиационному и тепловому охрупчиванию.
Введение в заявляемую композицию микролегирующих добавок азота в указанном соотношении с углеродом и другими элементами улучшает ее структурную стабильность и способствует образованию при отпуске в достаточном количестве карбидных и нитридных фаз, термодинамически устойчивых в широком интервале температур технологических и сварочных отпусков, что способствует снижению структурной неоднородности в приграничных областях зерен и повышает сопротивление металла хрупкому разрушению в условиях статического и динамического нагружений. При этом, обеспечение требуемого уровня прочностных и пластических свойств стали в состоянии после закалки с высоким отпуском достигается за счет формирования устойчивой дислокационной структуры, определяющей число активных плоскостей скольжения в процессе пластической деформации. Увеличение содержания углерода и азота выше указанного в формуле изобретения предела снижает дисперсность образующихся фаз внедрения и затрудняет равномерность их распределения по объему зерна, что приводит к снижению характеристик пластичности и вязкости стали.
Выбор системы комплексного легирования заявляемой композиции предусматривает ограничение содержания ряда элементов (никеля, меди и кобальта), образующих при нейтронном облучении долгоживущие изотопы и радионуклиды с высокой энергией γ-излучения. Выбранное количество указанных элементов обеспечивает получение требуемого уровня активационных характеристик и наведенной активности. Это позволяет сократить сроки утилизации и период захоронения радиоактивных отходов, что обеспечивает экологическую безопасность и снижение радиоактивного загрязнения окружающей среды до требований международных норм и стандартов. Превышение содержания вводимых элементов сверх указанного предела приводит к возрастанию наведенной активности, что повышает радиационную опасность и дозовые нагрузки на обслуживающий персонал при ремонте и демонтаже отработавшего реакторного оборудования. Кроме этого фактора повышенное содержание, сверх указанного в заявке, никеля и меди способствует охрупчиванию стали при радиационном воздействии флюенсом до 2,8•1020 н/см2.
Важное значение для сталей указанного типа структуры имеет форма и размер неметаллических включений. Введение в заявляемую композицию микродобавок алюминия, натрия и кальция обусловлено необходимостью регулирования формы и дисперсности образующихся избыточных фаз, в частности, сфероидизацией оксидов и сульфидов. При этом происходит более равномерное распределение легирующих элементов и неметаллических включений по сечению слитка, металл эффективнее очищается от вредных примесей и газов, тоньше и чище становятся границы зерна, увеличивается прочность межкристаллитной связи, что, в целом, приводит к повышению пластичности и вязкости стали. Кроме того, комплексное микролегирование стали алюминием, натрием и кальцием улучшает ее технологичность на стадии металлургического передела, повышая выход годного при получении толстостенных массивных полуфабрикатов и крупногабаритных поковок. Введение рассматриваемых элементов в заявляемую композицию вне указанных в формуле изобретения пределов снижает эффективность их положительного влияния на весь комплекс физико-механических свойств и приводит к снижению эксплуатационных характеристик материала.
Полученный более высокий уровень основных механических, технологических и служебных свойств заявляемой стали обеспечивается комплексным легированием композиции в указанном соотношении с другими элементами.
В ЦНИИ КМ "Прометей" совместно с ОАО "Ижорские заводы" и ОКБ "Гидропресс" в соответствии с планом научно-исследовательских работ отрасли проведен комплекс лабораторных и опытно-промышленных работ по выплавке, пластической и термической обработкам осваиваемой марки стали. Металл выплавлялся в мартеновской печи с вакуумированием и обработкой на УВРВ и разливкой в вакууме в слитки массой до 137 т. Полученный металл подвергался обработке давлением на промышленном кузнечно-прессовом оборудовании.
Химический состав исследованных материалов, а также результаты определения необходимых механических и служебных свойств представлены в табл.1 и 2.
Ожидаемый технико-экономический эффект от использования новой марки стали выразится в повышении эксплуатационной надежности и безопасности, а также общего ресурса работы корпусных конструкций атомных энергоустановок нового поколения и сосудов давления.
Список литетатуры
1. Правила и нормы в атомной энергетике. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок ПНАЭ Г-7-008-69. - М.: Энергоатомиздат, 1990.
1. Правила и нормы в атомной энергетике. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок ПНАЭ Г-7-008-69. - М.: Энергоатомиздат, 1990.
2. Технические условия ТУ 108.765-78 "Заготовки из стали марок 15Х2НМФА и 15Х2НМФА-А для корпусов и крышек и других узлов реакторных установок".
Claims (1)
- Сталь для корпусных конструкций атомных энергоустановок повышенной безопасности, надежности и ресурса, содержащая углерод, кремний, марганец, хром, никель, молибден, ванадий, медь, кобальт, серу, фосфор, мышьяк, сурьму, олово и железо, отличающаяся тем, что она дополнительно содержит нормированное количество свинца, висмута, кальция, магния, азота, алюминия, титана, кислорода и натрия при следующем соотношении компонентов, мас.%:
Углерод - 0,12 - 0,20
Кремний - 0,15 - 0,40
Марганец - 0,25 - 0,55
Хром - 2,60 - 3,30
Никель - 0,50 - 0,90
Молибден - 0,50 - 0,90
Ванадий - 0,20 - 0,35
Медь - 0,01 - 0,08
Сера - 0,001 - 0,010
Фосфор - 0,001 - 0,010
Мышьяк - 0,001 - 0,010
Сурьма - 0,001 - 0,010
Свинец - 0,0003 - 0,010
Висмут - 0,0003 - 0,010
Олово - 0,001 - 0,010
Кальций - 0,005 - 0,03
Магний - 0,005 - 0,03
Азот - 0,001 - 0,01
Алюминий - 0,005 - 0,05
Титан - 0,01 - 0,04
Кислород - 0,001 - 0,005
Кобальт - 0,005 - 0,025
Натрий - 0,002 - 0,01
Железо - Остальное
(P+Sb+Sn) = 0,003 - 0,015.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU99115486A RU2166559C2 (ru) | 1999-07-13 | 1999-07-13 | Сталь для корпусов атомных реакторов повышенной надежности и ресурса |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU99115486A RU2166559C2 (ru) | 1999-07-13 | 1999-07-13 | Сталь для корпусов атомных реакторов повышенной надежности и ресурса |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2166559C2 true RU2166559C2 (ru) | 2001-05-10 |
RU99115486A RU99115486A (ru) | 2001-05-27 |
Family
ID=20222752
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU99115486A RU2166559C2 (ru) | 1999-07-13 | 1999-07-13 | Сталь для корпусов атомных реакторов повышенной надежности и ресурса |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2166559C2 (ru) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2448196C2 (ru) * | 2010-04-12 | 2012-04-20 | Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Центральный Научно-Исследовательский Институт Конструкционных Материалов "Прометей" (Фгуп "Цнии Км "Прометей") | Сталь для корпусных конструкций атомных энергоустановок |
RU2564502C1 (ru) * | 2014-07-16 | 2015-10-10 | Закрытое акционерное общество "Омутнинский металлургический завод" | Низколегированная конструкционная сталь с повышенной обрабатываемостью |
RU2634867C1 (ru) * | 2016-12-28 | 2017-11-07 | Акционерное общество "Научно-производственное объединение "Центральный научно-исследовательский институт технологии машиностроения", АО "НПО "ЦНИИТМАШ" | Теплостойкая и радиационно-стойкая сталь |
CN115323136A (zh) * | 2022-08-19 | 2022-11-11 | 无锡派克新材料科技股份有限公司 | 一种核动力部件用15х3hмфа壳体锻件制造方法 |
-
1999
- 1999-07-13 RU RU99115486A patent/RU2166559C2/ru not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
ТУ 108.765-78 "ЗАГОТОВКИ ИЗ СТАЛИ МАРОК 15Х2НМФА И 15Х2НМФА-А ДЛЯ КОРПУСОВ И КРЫШЕК И ДРУГИХ УЗЛОВ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК", лист 6, табл.2, (зарегистрированы в Госстандарте 01.08.1978 под № 1855521). * |
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2448196C2 (ru) * | 2010-04-12 | 2012-04-20 | Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Центральный Научно-Исследовательский Институт Конструкционных Материалов "Прометей" (Фгуп "Цнии Км "Прометей") | Сталь для корпусных конструкций атомных энергоустановок |
RU2564502C1 (ru) * | 2014-07-16 | 2015-10-10 | Закрытое акционерное общество "Омутнинский металлургический завод" | Низколегированная конструкционная сталь с повышенной обрабатываемостью |
RU2634867C1 (ru) * | 2016-12-28 | 2017-11-07 | Акционерное общество "Научно-производственное объединение "Центральный научно-исследовательский институт технологии машиностроения", АО "НПО "ЦНИИТМАШ" | Теплостойкая и радиационно-стойкая сталь |
CN115323136A (zh) * | 2022-08-19 | 2022-11-11 | 无锡派克新材料科技股份有限公司 | 一种核动力部件用15х3hмфа壳体锻件制造方法 |
CN115323136B (zh) * | 2022-08-19 | 2024-01-19 | 无锡派克新材料科技股份有限公司 | 一种核动力部件用15х3hмфа壳体锻件制造方法 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN112795847B (zh) | 钠冷快堆用不锈钢无缝管以及制备方法 | |
EP0737757A1 (en) | High-strength ferritic heat-resistant steel and process for producing the same | |
CN108779538B (zh) | 高强度Fe-Cr-Ni-Al多相不锈钢及其制造方法 | |
RU2166559C2 (ru) | Сталь для корпусов атомных реакторов повышенной надежности и ресурса | |
CN111621702B (zh) | 用于高放废料玻璃固化容器的核级不锈钢 | |
Rao | Materials development for indian nuclear power programme: an industry perspective | |
JP6328547B2 (ja) | 大型鋳鋼品の製造方法及び大型鋳鋼品 | |
CN110923569A (zh) | 核级高强度高耐晶间腐蚀的大截面不锈钢锻管及其制造方法 | |
Ohashi et al. | Manufacturing process and properties of nuclear RPV shell ring forged from hollow ingot | |
RU2397272C2 (ru) | Сталь для корпусных конструкций атомных энергоустановок | |
RU2385360C1 (ru) | Жаропрочный сплав для конструкций высокотемпературных установок | |
RU2259419C1 (ru) | Хладостойкая сталь для силовых элементов металлобетонных контейнеров атомной энергетики | |
CN115652179B (zh) | 一种高纯净低合金超高强度钢的制备方法 | |
US4214950A (en) | Steel for nuclear applications | |
Ivanova | Studies of the Influence of D-Transition Rare Earth Metals on Steel Resistance | |
RU2232203C1 (ru) | Сталь для высоконадежного контейнерного оборудования по транспортировке и хранению отработавших ядерных материалов | |
RU2122600C1 (ru) | Высокопрочная коррозионностойкая свариваемая сталь для сосудов давления и трубопроводов | |
RU2241266C1 (ru) | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора на быстрых нейтронах | |
RU2716922C1 (ru) | Аустенитная коррозионно-стойкая сталь с азотом | |
CN114262821B (zh) | 一种耐纯磷酸腐蚀的镍基耐蚀合金材料及其制备方法 | |
RU2117716C1 (ru) | Сталь для страховочных корпусов и защитных оболочек атомных энергетических реакторов | |
CN115717215B (zh) | 一种铅铋快堆燃料组件用不锈钢包壳管材料及其制备方法 | |
RU2777681C1 (ru) | Высокопрочная теплостойкая и радиационностойкая сталь | |
RU2293787C2 (ru) | Коррозионно-стойкая сталь для внутрикорпусных устройств и теплообменного оборудования аэс | |
FI84370B (fi) | Staol. |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20090714 |