RU2166559C2 - Сталь для корпусов атомных реакторов повышенной надежности и ресурса - Google Patents

Сталь для корпусов атомных реакторов повышенной надежности и ресурса Download PDF

Info

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
Application number
RU99115486A
Other languages
English (en)
Other versions
RU99115486A (ru
Inventor
И.В. Горынин
Г.П. Карзов
Г.Н. Филимонов
Б.И. Бережко
В.В. Цуканов
И.И. Грекова
В.Н. Орлова
В.А. Николаев
И.А. Повышев
А.В. Просвирин
В.А. Цыканов
В.Н. Голованов
В.А. Красноселов
В.В. Петров
С.А. Черняховский
В.Р. Сулягин
Т.И. Титова
Ю.Г. Драгунов
Г.Ф. Банюк
В.М. Комолов
Original Assignee
Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов "Прометей"
Открытое акционерное общество "Ижорские заводы"
Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов "Прометей", Открытое акционерное общество "Ижорские заводы", Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" filed Critical Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов "Прометей"
Priority to RU99115486A priority Critical patent/RU2166559C2/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2166559C2 publication Critical patent/RU2166559C2/ru
Publication of RU99115486A publication Critical patent/RU99115486A/ru

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.
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.
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.
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)

  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.
RU99115486A 1999-07-13 1999-07-13 Сталь для корпусов атомных реакторов повышенной надежности и ресурса RU2166559C2 (ru)

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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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