RU2241266C1 - Fast reactor fuel element - Google Patents
Fast reactor fuel element Download PDFInfo
- Publication number
- RU2241266C1 RU2241266C1 RU2003109240/06A RU2003109240A RU2241266C1 RU 2241266 C1 RU2241266 C1 RU 2241266C1 RU 2003109240/06 A RU2003109240/06 A RU 2003109240/06A RU 2003109240 A RU2003109240 A RU 2003109240A RU 2241266 C1 RU2241266 C1 RU 2241266C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- shell
- fuel
- maximum
- fuel element
- steel
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Heat Treatment Of Steel (AREA)
Abstract
Description
Область техники, к которой относится изобретениеFIELD OF THE INVENTION
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям тепловыделяющих элементов для реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, например натрием.The invention relates to nuclear engineering, in particular to the design of fuel elements for fast neutron reactors with a liquid metal coolant, such as sodium.
Уровень техникиState of the art
К конструкционным материалам оболочек тепловыделяющих элементов, которые эксплуатируются в активной зоне реакторов на быстрых нейтронах, предъявляются высокие требования по сопротивляемости радиационному распуханию, взаимодействию оболочки тепловыделяющего элемента с продуктами деления ядерного топлива, охрупчиванию при длительном и интенсивном облучении и коррозионной стойкости в жидкометаллическом теплоносителе - натрии. К таким материалам предъявляются также повышенные требования высокой пластичности, длительной прочности, низкой скорости ползучести при температуре до (700-850)°С (в области горячих пятен на внутренней поверхности оболочки тепловыделяющего элемента), хорошей сопротивляемости малоцикловой усталости и термическим ударам, связанным с изменением условий охлаждения, высокой радиационной стойкости в потоке быстрых нейтронов. В наибольшей степени данным требованиям при использовании в качестве конструкционного материала для оболочек тепловыделяющих элементов реакторов на быстрых нейтронах отвечают аустенитные стали, которые получили наибольшее распространение в ядерной технике. Аустенитные стали обладают достаточно высокими механическими свойствами как при высоких, так и при низких температурах. Эти стали обладают высокой пластичностью, а в технологическом отношении имеют удовлетворительные свойства: из них получают нужные профили; они свариваются.The structural materials of the shells of fuel elements that are operated in the active zone of fast neutron reactors are subject to high requirements for resistance to radiation swelling, the interaction of the shell of a fuel element with fission products of nuclear fuel, embrittlement during prolonged and intensive irradiation, and corrosion resistance in a sodium-metal liquid coolant. Such materials are also subject to increased requirements of high ductility, long-term strength, low creep rate at temperatures up to (700-850) ° C (in the region of hot spots on the inner surface of the fuel element shell), good resistance to low-cycle fatigue and thermal shock associated with changes cooling conditions, high radiation resistance in the fast neutron flux. To the greatest extent, these requirements, when used as a structural material for the shells of the fuel elements of fast neutron reactors, correspond to austenitic steels, which are most widely used in nuclear engineering. Austenitic steels have sufficiently high mechanical properties at both high and low temperatures. These steels have high ductility, and technologically have satisfactory properties: from them receive the necessary profiles; they are welded.
Известен тепловыделяющий элемент ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащий оболочку с топливом, герметизированную концевыми деталями (RU 1345917, G 21 С 3/07, 27.09.1996). Для повышения надежности тепловыделяющего элемента за счет обеспечения стабильной размерности оболочки при рабочем уровне температуры оболочки от 370 до 710°С оболочка тепловыделяющего элемента выполнена составной в осевом направлении. Низкотемпературная часть оболочки, т.е. первая по ходу теплоносителя, выполнена из стали ферритомартенситного класса, а высокотемпературная часть оболочки - из жаропрочной стали аустенитного класса. Однако данная конструкция сложна и требует специальной технологии изготовления и сварки частей оболочки.Known fuel element of a fast neutron nuclear reactor containing a shell with fuel, sealed with end parts (RU 1345917, G 21 C 3/07, 09/27/1996). To increase the reliability of the fuel element by ensuring a stable dimension of the shell at an operating level of the temperature of the shell from 370 to 710 ° C, the shell of the fuel element is made integral in the axial direction. The low temperature part of the shell, i.e. the first along the coolant is made of ferritomartensitic steel, and the high-temperature part of the shell is made of heat-resistant austenitic steel. However, this design is complex and requires special technology for the manufacture and welding of parts of the shell.
Известна также тепловыделяющая сборка ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащая тепловыделяющие элементы двух типов, которые отличаются наружными диаметрами оболочки (US 4654193, G 21 С 3/32, 31.03.1987). В данной конструкции тепловыделяющей сборки часть тепловыделяющих элементов выполнена с наружным диаметром оболочки 6,2 мм, а остальные тепловыделяющие элементы выполнены с наружным диаметром оболочки 7,6 мм. В связи с тем, что тепловыделяющие элементы не унифицированы, данная конструкция нетехнологична.A fuel assembly of a fast neutron nuclear reactor is also known, which contains two types of fuel elements that differ in outer shell diameters (US 4654193, G 21 C 3/32, 03/31/1987). In this design of the fuel assembly, part of the fuel elements is made with an outer diameter of the shell of 6.2 mm, and the rest of the fuel elements are made with an outer diameter of the shell of 7.6 mm. Due to the fact that the fuel elements are not unified, this design is not technologically advanced.
Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату к настоящему изобретению является тепловыделяющий элемент ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащий цилиндрическую оболочку, внутри которой размещено ядерное топливо (US 4587091, G 21 С 3/30, 06.05.1986). В известном тепловыделяющем элементе оболочка выполнена из стали с высоким содержанием никеля, мас.%: 30-80. Повышенное содержание никеля обеспечивает устойчивую астенитную структуру и дает возможность при легировании титаном, ванадием и ниобием повысить сопротивляемость радиационному распуханию при нейтронном облучении. Но увеличение содержания никеля существенно удорожает стоимость тепловыделяющего элемента.The closest in technical essence and the achieved result to the present invention is a fuel element of a fast neutron nuclear reactor containing a cylindrical shell inside which nuclear fuel is placed (US 4587091, G 21 C 3/30, 05/06/1986). In the known fuel element, the shell is made of steel with a high nickel content, wt.%: 30-80. The increased nickel content provides a stable asthenic structure and makes it possible, upon alloying with titanium, vanadium and niobium, to increase the resistance to radiation swelling during neutron irradiation. But an increase in the nickel content significantly increases the cost of the fuel element.
Нержавеющие аустенитные стали имеют коэффициент термического расширения примерно в 1,5 раза больше чем ядерное топливо, например двуокись урана. Поэтому при эксплуатации за счет нагрева тепловыделяющего элемента зазор между ядерным топливом и оболочкой увеличивается. Так как при этом возрастает температурный перепад между оболочкой и ядерным топливом, а следовательно, и максимальная температура ядерного топлива, зазор необходимо выбирать минимально возможным по условиям технологического процесса сборки тепловыделяющего элемента. На максимальную температуру топлива влияет также и диаметр тепловыделяющего элемента, в частности диаметр сердечника ядерного топлива, который таким образом в определенной степени зависит от возможного размера зазора между топливом и оболочкой при использовании в качестве материала оболочки нержавеющей стали. В известных решениях материал для оболочки и величина наружного диаметра оболочки выбраны независимо друг от друга.Stainless austenitic steels have a thermal expansion coefficient of about 1.5 times that of nuclear fuel, such as uranium dioxide. Therefore, during operation due to heating of the fuel element, the gap between nuclear fuel and the shell increases. Since this increases the temperature difference between the shell and nuclear fuel, and therefore the maximum temperature of nuclear fuel, the gap must be chosen as low as possible according to the technological process of assembly of the fuel element. The maximum temperature of the fuel is also affected by the diameter of the fuel element, in particular the diameter of the core of nuclear fuel, which thus to a certain extent depends on the possible size of the gap between the fuel and the shell when stainless steel shell is used as the material. In known solutions, the material for the shell and the outer diameter of the shell are selected independently of each other.
Сущность изобретенияSUMMARY OF THE INVENTION
Задачей настоящего изобретения является разработка и создание тепловыделяющего элемента ядерного реактора на быстрых нейтронах, обладающею улучшенными характеристиками.The present invention is the development and creation of a fuel element of a fast fast neutron nuclear reactor with improved characteristics.
В результате решения данной задачи возможно получение технических результатов, заключающихся в том, что при радиационном облучении снижается формоизменение оболочек тепловыделяющих элементов за счет повышения сопротивляемости распуханию при одновременном сохранении механических свойств и коррозионной стойкости в условиях повышенных температур, а также при сохранении технологичности изготовления тепловыделяющего элемента, уменьшается величина зазора между сердечником ядерного топлива и оболочкой.As a result of solving this problem, it is possible to obtain technical results consisting in the fact that radiation exposure decreases the shape change of the shells of the fuel elements by increasing the swelling resistance while maintaining mechanical properties and corrosion resistance at elevated temperatures, as well as while maintaining the manufacturability of the fuel element, the gap between the core of the nuclear fuel and the shell decreases.
Данные технические результаты достигаются тем, что в тепловыделяющем элементе ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащем цилиндрическую оболочку, внутри которой размещено ядерное топливо, наружный диаметр оболочки выбран от 5,9 до 7,5 мм, толщина стенки оболочки выбрана от 0,25 до 0,55 мм, а оболочка выполнена из стали следующего состава, мас.%: углерод 0,05-0,08, кремний 0,3-0,6, марганец 1,0-2,0, сера не более 0,012, фосфор не более 0,020. хром 15,5-17,0, никель 14,0-15,5, молибден 1,9-2,5, титан 0,2-0,5, ванадий 0,1-0,3, бор 0,002-0,005, азот не более 0,02, кобальт не более 0,02, алюминий не более 0,1, магний 0,0001-0,005, кальций 0,0005-0,005, железо остальное, при этом отношение содержания титана к содержанию углерода составляет не менее 4.These technical results are achieved by the fact that in the fuel element of a fast neutron nuclear reactor containing a cylindrical shell inside which nuclear fuel is placed, the outer diameter of the shell is selected from 5.9 to 7.5 mm, the wall thickness of the shell is selected from 0.25 to 0 , 55 mm, and the shell is made of steel of the following composition, wt.%: Carbon 0.05-0.08, silicon 0.3-0.6, manganese 1.0-2.0, sulfur no more than 0.012, no phosphorus more than 0,020. chrome 15.5-17.0, nickel 14.0-15.5, molybdenum 1.9-2.5, titanium 0.2-0.5, vanadium 0.1-0.3, boron 0.002-0.005, nitrogen is not more than 0.02, cobalt is not more than 0.02, aluminum is not more than 0.1, magnesium is 0.0001-0.005, calcium is 0.0005-0.005, iron is the rest, while the ratio of titanium to carbon content is at least 4 .
Отличительная особенность настоящего изобретения состоит в том, что наружный диаметр оболочки выбран от 5,9 до 7,5 мм, толщина стенки оболочки выбрана от 0,25 до 0,55 мм, а оболочка выполнена из стали следующего состава, мас.%: углерод 0,05-0,08, кремний 0,3-0,6, марганец 1,0-2,0, сера не более 0,012, фосфор не более 0,020, хром 15,5-17,0, никель 14,0-15,5, молибден 1,9-2,5, титан 0,2-0,5, ванадии 0,1-0,3, бор 0,002-0,005, азот не более 0,02, кобальт не более 0,02, алюминий не более 0,1, магний 0,0001-0,005, кальций 0,0005-0,005, железо остальное, при этом отношение содержания титана к содержанию углерода составляет не менее 4.A distinctive feature of the present invention is that the outer diameter of the shell is selected from 5.9 to 7.5 mm, the wall thickness of the shell is selected from 0.25 to 0.55 mm, and the shell is made of steel of the following composition, wt.%: Carbon 0.05-0.08, silicon 0.3-0.6, manganese 1.0-2.0, sulfur no more than 0.012, phosphorus no more than 0.020, chromium 15.5-17.0, nickel 14.0- 15.5, molybdenum 1.9-2.5, titanium 0.2-0.5, vanadium 0.1-0.3, boron 0.002-0.005, nitrogen not more than 0.02, cobalt not more than 0.02, aluminum no more than 0.1, magnesium 0.0001-0.005, calcium 0.0005-0.005, iron the rest, while the ratio of titanium to carbon content is at least 4.
Экспериментально установлено, что вышеуказанные технические результаты могут быть получены при реализации признаков, характеризующих наружный диаметр оболочки и толщину ее стенки при условии, что оболочка выполнена из определенного сплава с заданными вышеприведенными диапазонами содержания компонентов.It was experimentally established that the above technical results can be obtained by implementing features characterizing the outer diameter of the shell and the thickness of its wall, provided that the shell is made of a certain alloy with the given above ranges of component contents.
Присутствие магния и кальция способствует снижению количества и размеров неметаллических включений, уменьшению размера зерна, более равномерному распределению по телу зерна карбидов и нитридов, снижению образования остроугольных включений, что уменьшает формоизменение оболочек при длительной эксплуатации.The presence of magnesium and calcium helps to reduce the number and size of non-metallic inclusions, reduce grain size, more evenly distribute carbides and nitrides throughout the body, reduce the formation of acute-angle inclusions, which reduces the shape change of the shells during long-term operation.
Хром, кремний и молибден в заданных пределах обеспечивают коррозионную стойкость стали в агрессивных средах, а хром и кремний в заданных пределах обеспечивают жаростойкость при высоких температурах до 950°С.Chromium, silicon and molybdenum within specified limits provide corrosion resistance of steel in aggressive environments, and chromium and silicon within specified limits provide heat resistance at high temperatures up to 950 ° C.
Марганец и кальций в заданных пределах вступают во взаимодействие в основном с серой (а кальций также с кислородом) с образованием дисперсных сульфидов (и оксидов), способствуя их более равномерному распределению в объеме стали.Manganese and calcium within specified limits interact mainly with sulfur (and calcium also with oxygen) with the formation of dispersed sulfides (and oxides), contributing to their more uniform distribution in the volume of steel.
Легирование молибденом в заданных пределах обеспечивает стали по настоящему изобретению высокий уровень прочности в сочетании с достаточной пластичностью, а также уменьшает возможность образования фазы Лавеса, которая способствует в сложнолегированных сталях зарождению вакансионных пор и распуханию в активной зоне ядерного реактора.Alloying with molybdenum within the specified limits provides the steel of the present invention with a high level of strength combined with sufficient ductility, and also reduces the possibility of the formation of the Laves phase, which contributes to the formation of vacancy pores in complex alloyed steels and swelling in the core of a nuclear reactor.
Присутствие титана обеспечивает твердорастворное и карбонитридное упрочнение сплава по настоящему изобретению, который, выделяясь в теле зерен в виде карбонитридов титана, препятствует нежелательному выделению карбидов хрома на границе зерен.The presence of titanium provides solid solution and carbonitride hardening of the alloy of the present invention, which, released in the body of grains in the form of titanium carbonitrides, prevents unwanted precipitation of chromium carbides at the grain boundary.
Присутствие ванадия в заданных пределах оказывает модифицирующее воздействие при кристаллизации слитка.The presence of vanadium within the specified limits has a modifying effect during crystallization of the ingot.
Присутствие азота в заданных пределах стабилизирует γ-твердый раствор. Кроме того, азот частично расходуется на образование мелкодисперсных частиц нитридов алюминия и хрома. Присутствие бора в заданных пределах связано с пределом его растворимости при температурах нагрева слитка перед горячей обработкой и с возможностью дополнительной стабилизации упрочняющих фаз: карбидов хрома, карбонитридов титана и ниобия, в которые входит бор.The presence of nitrogen within the specified limits stabilizes the γ-solid solution. In addition, nitrogen is partially spent on the formation of fine particles of aluminum and chromium nitrides. The presence of boron in predetermined limits is associated with its solubility limit at ingot heating temperatures before hot working and with the possibility of additional stabilization of the hardening phases: chromium carbides, titanium carbonitrides, and niobium, which include boron.
Кроме того, наружный диаметр оболочки предпочтительно выполнить 6,0±0,02 мм, толщину стенки оболочки - 0,3±0,1 мм, а в сталь дополнительно ввести, мас.%: медь не более 0,03, мышьяк не более 0,003, кислород не более 0,01. Сталь может также содержать галлий и/или германий не более 0,0002, висмут, и/или свинец, и/или олово не более 0,001, лантан, и/или церий, и/или празеодим, и/или неодим, и/или скандий не более 0,05, причем отношение содержания фосфора к содержанию бора целесообразно выбрать от 3 до 7, а суммарное содержание серы, фосфора и бора не более 0,04, мас.%.In addition, the outer diameter of the shell is preferably 6.0 ± 0.02 mm, the wall thickness of the shell is 0.3 ± 0.1 mm, and additionally introduced into the steel, wt.%: Copper, not more than 0.03, arsenic, not more 0.003, oxygen not more than 0.01. The steel may also contain gallium and / or germanium not more than 0.0002, bismuth, and / or lead, and / or tin not more than 0.001, lanthanum, and / or cerium, and / or praseodymium, and / or neodymium, and / or scandium is not more than 0.05, and the ratio of phosphorus to boron is advisable to choose from 3 to 7, and the total content of sulfur, phosphorus and boron is not more than 0.04, wt.%.
На чертеже изображен общий вид тепловыделяющего элемента ядерного реактора на быстрых нейтронах.The drawing shows a General view of the fuel element of a nuclear reactor with fast neutrons.
Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретенияInformation confirming the possibility of carrying out the invention
Тепловыделяющий элемент 1 ядерного реактора на быстрых нейтронах содержит цилиндрическую оболочку 2, внутри которой размещено ядерное топливо, например, в виде таблеток 3. Наружный диаметр D оболочки выбран от 5,9 до 7,5 мм, а толщина h стенки оболочки выбрана от 0,25 до 0,55 мм. Оболочка выполнена из стали следующего состава, мас.%: углерод 0,05-0,08, кремний 0,3-0,6, марганец 1,0-2,0, сера не более 0,012, фосфор не более 0,020, хром 15,5-17,0, никель 14,0-15,5, молибден 1,9-2,5, титан 0,2-0,5, ванадий 0,1-0,3, бор 0,002-0,005, азот не более 0,02, кобальт не более 0,02, алюминий не более 0,1, магний 0,0001-0,005, кальций 0,0005-0,005, железо остальное, при этом отношение содержания титана к содержанию углерода составляет не менее 4. Предпочтительно наружный диаметр D оболочки выбрать равным 6,0±0,02 мм, а толщину h стенки оболочки - 0,3±0,1 мм. При этом сталь дополнительно может содержать, мас.%: медь не более 0,03, мышьяк не более 0,003, кислород не более 0,01, галлий и германий в сумме не более 0,0002, висмут, свинец и олово в сумме не более 0,001, лантан, церий, празеодим, неодим и скандий в сумме не более 0,05, причем отношение содержания фосфора к содержанию бора составляет от 3 до 7, а суммарное содержание серы, фосфора и бора составляет не более 0,04, мас.%.The fuel element 1 of a fast neutron nuclear reactor contains a cylindrical shell 2, inside which nuclear fuel is placed, for example, in the form of tablets 3. The outer diameter D of the shell is selected from 5.9 to 7.5 mm, and the thickness h of the shell wall is selected from 0, 25 to 0.55 mm. The shell is made of steel of the following composition, wt.%: Carbon 0.05-0.08, silicon 0.3-0.6, manganese 1.0-2.0, sulfur no more than 0.012, phosphorus no more than 0.020, chromium 15 5-17.0, nickel 14.0-15.5, molybdenum 1.9-2.5, titanium 0.2-0.5, vanadium 0.1-0.3, boron 0.002-0.005, no nitrogen more than 0.02, cobalt no more than 0.02, aluminum no more than 0.1, magnesium 0.0001-0.005, calcium 0.0005-0.005, iron the rest, while the ratio of titanium to carbon content is not less than 4. Preferably the outer diameter D of the shell is chosen equal to 6.0 ± 0.02 mm, and the thickness h of the wall of the shell is 0.3 ± 0.1 mm. Moreover, the steel may additionally contain, wt.%: Copper, not more than 0.03, arsenic, not more than 0.003, oxygen, not more than 0.01, gallium and germanium in the amount of not more than 0.0002, bismuth, lead and tin in the amount of not more than 0.001, lanthanum, cerium, praseodymium, neodymium and scandium in the amount of not more than 0.05, and the ratio of phosphorus to boron is from 3 to 7, and the total content of sulfur, phosphorus and boron is not more than 0.04, wt.% .
В верхней части оболочки 2 предусмотрен компенсационный объем 4, предназначенный для сбора выделяющихся газов и обеспечения возможности расширения ядерного топлива вдоль продольной оси тепловыделяющего элемента. В компенсационном объеме 4 установлен фиксатор ядерного топлива, например, в виде пружины 5, которая поджимает ядерное топливо в направлении продольной оси тепловыделяющего элемента 1. Оболочка 2 загерметизирована посредством верхней и нижней заглушек 6, которые соединены с оболочкой 2 посредством сварки. На наружной поверхности оболочки 2 размещен дистанционирующий элемент, выполненный в виде навитой на наружную поверхность оболочки проволоки 7.In the upper part of the shell 2, a compensation volume 4 is provided, designed to collect the released gases and to allow the expansion of nuclear fuel along the longitudinal axis of the fuel element. A nuclear fuel retainer is installed in the compensation volume 4, for example, in the form of a spring 5, which presses the nuclear fuel in the direction of the longitudinal axis of the fuel element 1. The shell 2 is sealed by the upper and lower plugs 6, which are connected to the shell 2 by welding. On the outer surface of the sheath 2 there is a spacer element made in the form of a wire 7 wound on the outer surface of the sheath.
Производство тепловыделяющих элементов в соответствии с настоящим изобретением осуществляется по известной стандартной технологии из трубных заготовок стали, имеющей состав согласно настоящему изобретению.The production of fuel elements in accordance with the present invention is carried out according to the well-known standard technology of pipe billets of steel having the composition according to the present invention.
Основные этапы известной стандартной технологии производства трубной заготовки из стали по настоящему изобретению заключаются в следующем:The main stages of the known standard technology for the production of pipe billets from steel of the present invention are as follows:
- выплавка стали в вакуумных индукционных печах (ВИ);- steel smelting in vacuum induction furnaces (VI);
- вакуумно-дуговой переплав (ВДП) электродов;- vacuum-arc remelting (VDP) of the electrodes;
- ковка слитков, полученных посредством ВДП на готовый размер.- forging ingots obtained by VDP to the finished size.
1. Технология вакуумной индукционной выплавки стали по настоящему изобретению заключается в следующем.1. The technology of vacuum induction steelmaking of the present invention is as follows.
Выплавку стали производят в 12-(6-)тонных тиглях вакуумных индукционных печей. В качестве шихтовых материалов используют чистые (свежие) шихтовые материалы и отходы собственной марки. В завалку задают Fe, Сr, Ni, Si, Al. После расплавления шихты и достижения заданной температуры нагрева металла проводят выдержку (рафинирование) металла в течение 10-20 мин. В период рафинирования металла (с целью снижения содержания газов и неметаллических включений) присаживают С, Mn, V, Ti, В и другие элементы: Са, Mg, редкоземельные металлы (РЗМ).Steel is smelted in 12- (6-) ton crucibles of vacuum induction furnaces. As charge materials use clean (fresh) charge materials and waste of its own brand. Fe, Cr, Ni, Si, Al are specified in the filling. After the charge is melted and the desired metal heating temperature is reached, the metal is exposed (refined) for 10-20 minutes. During the metal refining period (in order to reduce the content of gases and non-metallic inclusions), C, Mn, V, Ti, B and other elements are deposited: Ca, Mg, rare-earth metals (REM).
После выдержки металл перемешивают в течение 1-3 мин. Далее измеряют температуру и отбирают пробу на марочный химический анализ. По окончании плавки металл разливают в изложницы для расходуемых электродов. Продолжительность охлаждения слитков в изложницах не менее 2-х ч, в том числе в печи не менее 40 мин. Дальнейшее охлаждение на воздухе. Общая продолжительность плавки составляет от 2 ч 10 мин до 2 ч 40 мин.After exposure, the metal is stirred for 1-3 minutes. Next, measure the temperature and take a sample for vintage chemical analysis. After melting, the metal is poured into molds for consumable electrodes. The cooling time of the ingots in the molds is at least 2 hours, including in the furnace at least 40 minutes. Further cooling in air. The total melting time is from 2 hours 10 minutes to 2 hours 40 minutes.
2. Технология вакуумного дугового переплава стали по настоящему изобретению заключается в следующем.2. The technology of vacuum arc remelting of steel of the present invention is as follows.
Вакуумный дуговой переплав расходуемых электродов проводят в вакуумно-дуговых печах в кристаллизаторе ⌀ 400 мм. Перед вакуумно-дуговым переплавом поверхность расходуемых электродов подвергают сплошной абразивной зачистке или обдирке на токарных станках.Vacuum arc remelting of consumable electrodes is carried out in vacuum arc furnaces in a mold ⌀ 400 mm. Before vacuum-arc remelting, the surface of the consumable electrodes is subjected to continuous abrasive cleaning or grinding on lathes.
Во время переплава осуществляют дополнительное охлаждение слитков гелием. Время переплава 90-180 мин. Скорость переплава составляет 3-3,5 кг/мин. После выдержки в вакууме в течение 15 мин печь вскрывается, слитки выгружают, и они охлаждаются на воздухе.During remelting, additional cooling of the ingots with helium is carried out. Remelting time 90-180 min. The remelting rate is 3-3.5 kg / min. After exposure to vacuum for 15 minutes, the furnace opens, the ingots are unloaded, and they are cooled in air.
3. Ковка слитков ВДП стали по настоящему изобретению заключается в следующем.3. Forging ingots of VDP steel of the present invention is as follows.
Слитки стали после вакуумного дугового переплава размером ⌀ 400 мм обтачивают резцами или зачищаются абразивами до размера ⌀ 300 мм и передают на ковку на молоты.Steel bars after vacuum arc remelting with a size of ⌀ 400 mm are grinded with cutters or abrased to a size of ⌀ 300 mm and transferred to forging to hammers.
Ковка исходных слитков на черновую (до обдирки) трубную заготовку размерами ⌀ 125 мм производится в два передела:Forging of the original ingots onto the rough (before stripping) pipe billet with dimensions ⌀ 125 mm is carried out in two stages:
- ковка слитков на промежуточные квадратные заготовки размером 125-145 мм;- forging of ingots into intermediate square billets of 125-145 mm in size;
- ковка промежуточных квадратных заготовок на черновую трубную заготовку.- forging of intermediate square billets on a rough pipe billet.
Нагрев слитков и заготовок осуществляют в методической печи до температуры (1160±20)°С в течение 14-16 ч.The ingots and billets are heated in a methodical furnace to a temperature of (1160 ± 20) ° C for 14-16 hours.
При ковке удаляют головную и донную части слитка до получения слитка номинальной массой 1000 кг.During forging, the head and bottom parts of the ingot are removed until an ingot with a nominal mass of 1000 kg is obtained.
После воздушного охлаждения черновая заготовка сечением ⌀ 125 мм обтачивается на трубную ⌀ 90.After air cooling, a rough billet with a cross section of ⌀ 125 mm is grinded onto a pipe ⌀ 90.
Из полученных заготовок известными методами изготавливают оболочки тепловыделяющих элементов, наружный диаметр которых выбран от 5,9 до 7,5 мм, толщина стенки от 0,25 до 0,55 мм.From the obtained blanks, shells of fuel elements are manufactured by known methods, the outer diameter of which is selected from 5.9 to 7.5 mm, the wall thickness is from 0.25 to 0.55 mm.
Составы плавок стали по настоящему изобретению приведены в табл.1.The compositions of the steel melts of the present invention are shown in table 1.
Радиационные свойства образцов оболочек тепловыделяющих элементов, полученных из стали по настоящему изобретению приведены в табл.2.The radiation properties of the samples of the shells of the fuel elements obtained from the steel of the present invention are shown in table 2.
Примечание к таблице 2:Note to table 2:
- из стали состава плавки 1 изготовлены образцы оболочек тепловыделяющих элементов, наружный диаметр которых составляет 5,9 мм, а толщина стенки 0,3 мм;- samples of the shells of the fuel elements, the outer diameter of which is 5.9 mm and the wall thickness of 0.3 mm, are made of steel of the melting composition 1;
- из стали состава плавки 2 изготовлены образцы оболочек тепловыделяющих элементов, наружный диаметр которых составляет 6,0 мм, а толщина стенки 0,35 мм;- samples of the shells of the fuel elements, the outer diameter of which is 6.0 mm, and the wall thickness of 0.35 mm are made of steel of the composition of the melt 2;
- из стали состава плавки 3 изготовлены образцы оболочек тепловыделяющих элементов, наружный диаметр которых составляет 6,1 мм, а толщина стенки 0,25 мм;- samples of the shells of the fuel elements, the outer diameter of which is 6.1 mm and the wall thickness of 0.25 mm, are made of steel of the melting composition 3;
- с.н.а. - смещение на атом - характеристика величины повреждающей дозы при нейтронном облучении (степень повреждаемости материала);- s.a. - displacement by atom - characteristic of the value of the damaging dose during neutron irradiation (degree of damage to the material);
- плавка 1 облучалась в виде трубчатых образцов в так называемой материаловедческой сборке в реакторе БН-350 (59 с.н.а.) и реакторе БН-600(108с.н.а.);- Smelting 1 was irradiated in the form of tubular samples in the so-called material science assembly in the BN-350 reactor (59 bp) and the BN-600 reactor (108 bp);
- вакансионное распухание - отношение изменения объема материала после облучения (AV) к объему материала до облучения;- vacancy swelling - the ratio of the change in the volume of material after irradiation (AV) to the volume of material before irradiation;
- методики определения вакансионного распухания:- methods for determining vacancy swelling:
1. Методика определения вакансионного распухания сталей электронно-микроскопическим методом: “The Structure of Fast-reactor Irradiated Solution-treated Type AISI 316 Steel”. P.J.Barton, B.L.Eyre, D.A.Stow. Journal of Nuclear Materials, №67 (1977), pp.181-197.1. Method for determining the vacancy swelling of steels by electron microscopy: “The Structure of Fast-reactor Irradiated Solution-treated Type AISI 316 Steel”. P.J. Barton, B.L. Eyre, D.A. Stow. Journal of Nuclear Materials, No. 67 (1977), pp. 181-197.
2. Методика определения плотности (распухания) методом гидростатического взвешивания: “Дистанционное определение плотности материалов и массы образцов”. Зарегистрирована в отраслевом каталоге методик под №240 и занесена в отраслевую базу данных по методикам под названием “БД МЕРИ”.2. Method for determining the density (swelling) by hydrostatic weighing: “Remote determination of the density of materials and mass of samples”. It is registered in the industry catalog of techniques under No. 240 and entered into the industry database of techniques under the name “DB MERI”.
3. Методика и система для измерения геометрических параметров облученных твэлов. Паспорт АСК 139.00.ПС.3. Methodology and system for measuring the geometric parameters of irradiated fuel elements. Passport ASK 139.00.PS
Таким образом, тепловыделяющий элемент ядерного реактора на быстрых нейтронах по настоящему изобретению обладает увеличенным сопротивлением распуханию (радиационной ползучести) в условиях эксплуатации в активной зоне ядерного реактора на быстрых нейтронах при сохранении других характеристик.Thus, the fuel element of a fast fast neutron nuclear reactor of the present invention has an increased resistance to swelling (radiation creep) under operating conditions in the active zone of a fast fast neutron nuclear reactor while maintaining other characteristics.
Claims (2)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2003109240/06A RU2241266C1 (en) | 2003-04-03 | 2003-04-03 | Fast reactor fuel element |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2003109240/06A RU2241266C1 (en) | 2003-04-03 | 2003-04-03 | Fast reactor fuel element |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2241266C1 true RU2241266C1 (en) | 2004-11-27 |
| RU2003109240A RU2003109240A (en) | 2004-11-27 |
Family
ID=34310635
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2003109240/06A RU2241266C1 (en) | 2003-04-03 | 2003-04-03 | Fast reactor fuel element |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2241266C1 (en) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2010134842A1 (en) * | 2009-05-22 | 2010-11-25 | Osadchy Alexander Ivanovich | Neutron-absorbing steel |
| RU2701505C2 (en) * | 2015-01-29 | 2019-09-27 | Фраматом Гмбх | Irradiated target for producing radioisotopes, method of preparing and using irradiated target |
| RU2703318C1 (en) * | 2019-04-15 | 2019-10-16 | Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" (Ао "Концерн Росэнергоатом") | Radiation-resistant austenitic steel for the wwpr in-vessel partition |
| RU2781573C1 (en) * | 2021-10-27 | 2022-10-14 | Акционерное общество "Научно-производственное объединение "Центральный научно-исследовательский институт технологии машиностроения" (АО "НПО "ЦНИИТМАШ") | Heat-resistant austenitic steel |
-
2003
- 2003-04-03 RU RU2003109240/06A patent/RU2241266C1/en active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| БЕСКОРОВАЙНЫЙ Н.М. Конструкционные материалы ядерных реакторов. - М.: Энергоатомиздат, 1995, с.246-452. * |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2010134842A1 (en) * | 2009-05-22 | 2010-11-25 | Osadchy Alexander Ivanovich | Neutron-absorbing steel |
| RU2701505C2 (en) * | 2015-01-29 | 2019-09-27 | Фраматом Гмбх | Irradiated target for producing radioisotopes, method of preparing and using irradiated target |
| US10820403B2 (en) | 2015-01-29 | 2020-10-27 | Framatome Gmbh | Irradiation target for radioisotope production, method for preparing and use of the irradiation target |
| RU2703318C1 (en) * | 2019-04-15 | 2019-10-16 | Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" (Ао "Концерн Росэнергоатом") | Radiation-resistant austenitic steel for the wwpr in-vessel partition |
| RU2781573C1 (en) * | 2021-10-27 | 2022-10-14 | Акционерное общество "Научно-производственное объединение "Центральный научно-исследовательский институт технологии машиностроения" (АО "НПО "ЦНИИТМАШ") | Heat-resistant austenitic steel |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US8668760B2 (en) | Method for the production of a β-γ-TiAl base alloy | |
| CN108866271B (en) | Method for manufacturing high-silicon titanium-containing austenitic stainless steel pipe blank | |
| CN103468966A (en) | Systems and methods for forming and processing alloy ingots | |
| JP4424503B2 (en) | Steel bar and wire rod | |
| Bomberger et al. | The melting of titanium | |
| JP5687590B2 (en) | Method for producing boron-containing stainless steel | |
| RU2241266C1 (en) | Fast reactor fuel element | |
| CN110093520A (en) | A kind of manufacturing method of high-end corrosion resisting alloy | |
| RU2233906C1 (en) | Austenite steel | |
| Medovar et al. | Electroslag technology | |
| US3235373A (en) | Process for production of ultra clean steel | |
| Rao | Materials development for indian nuclear power programme: an industry perspective | |
| JP6328547B2 (en) | Manufacturing method of large cast steel product and large cast steel product | |
| CN100590749C (en) | Fuel bar for fast reactor | |
| US3885958A (en) | Method of producing chromium containing alloys | |
| US6110422A (en) | Ductile nickel-iron-chromium alloy | |
| RU2149210C1 (en) | Refractory alloy | |
| CN115717215B (en) | Stainless steel ladle shell tube material for lead-bismuth fast reactor fuel assembly and preparation method thereof | |
| Olofson et al. | Processing and applications of depleted uranium alloy products | |
| JP7438436B1 (en) | Ni-based alloy with excellent surface quality | |
| RU2810410C1 (en) | Method for producing corrosion-resistant steel | |
| SU1723180A1 (en) | Cast iron | |
| WO2022185409A1 (en) | α+β TYPE TITANIUM ALLOY INGOT FOR HOT WORKING | |
| Silva et al. | Production of Nitride-Free 718 by the VIM-VAR Processing Route | |
| Ivanova | Studies of the Influence of D-Transition Rare Earth Metals on Steel Resistance |