RU2303075C2 - Малоактивируемая радиационно стойкая сталь для корпусов реакторов ядерных энергетических установок - Google Patents
Малоактивируемая радиационно стойкая сталь для корпусов реакторов ядерных энергетических установок Download PDFInfo
- Publication number
- RU2303075C2 RU2303075C2 RU2005111463/02A RU2005111463A RU2303075C2 RU 2303075 C2 RU2303075 C2 RU 2303075C2 RU 2005111463/02 A RU2005111463/02 A RU 2005111463/02A RU 2005111463 A RU2005111463 A RU 2005111463A RU 2303075 C2 RU2303075 C2 RU 2303075C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- steel
- nuclear power
- radiation
- resistant steel
- power plant
- 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
Abstract
Изобретение относится к области производства сталей для основного оборудования атомных энергетических установок. Предложена малоактивируемая радиационностойкая сталь, содержащая, 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. Технический результат - создание малоактивируемой стали с улучшенными характеристиками сопротивления тепловому и радиационному охрупчиванию, что обеспечивает повышение эксплуатационной надежности, безопасности и ресурса работы корпусов реакторов атомных энергетических установок АЭУ. 3 з.п. ф-лы, 5 табл.
Description
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 1 Химический 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 2 Кинетика 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 3 Механические 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 4 Результаты 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. |
Claims (4)
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.%:
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:
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.%.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2005111463/02A RU2303075C2 (ru) | 2005-04-18 | 2005-04-18 | Малоактивируемая радиационно стойкая сталь для корпусов реакторов ядерных энергетических установок |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2005111463/02A RU2303075C2 (ru) | 2005-04-18 | 2005-04-18 | Малоактивируемая радиационно стойкая сталь для корпусов реакторов ядерных энергетических установок |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2005111463A RU2005111463A (ru) | 2006-10-27 |
RU2303075C2 true RU2303075C2 (ru) | 2007-07-20 |
Family
ID=37438271
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2005111463/02A RU2303075C2 (ru) | 2005-04-18 | 2005-04-18 | Малоактивируемая радиационно стойкая сталь для корпусов реакторов ядерных энергетических установок |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2303075C2 (ru) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2515716C1 (ru) * | 2013-04-26 | 2014-05-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Малоактивируемая жаропрочная радиационностойкая сталь |
RU2544215C1 (ru) * | 2014-04-08 | 2015-03-10 | Юлия Алексеевна Щепочкина | Сталь |
-
2005
- 2005-04-18 RU RU2005111463/02A patent/RU2303075C2/ru not_active IP Right Cessation
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2515716C1 (ru) * | 2013-04-26 | 2014-05-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Малоактивируемая жаропрочная радиационностойкая сталь |
RU2544215C1 (ru) * | 2014-04-08 | 2015-03-10 | Юлия Алексеевна Щепочкина | Сталь |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
RU2005111463A (ru) | 2006-10-27 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP1867745B1 (en) | Ferritic heat-resistant steel | |
CA2954755C (en) | Austenitic stainless steel | |
MXPA04009375A (es) | Acero de baja aleacion y procedimiento para su fabricacion. | |
JP2020050940A (ja) | オーステナイト系微細粒ステンレス鋼の製造方法 | |
Grange et al. | On the hardenability effect of boron in steel | |
KR20230145592A (ko) | 고압 수소용 강관, 고압 수소용 용기 및 상기 강관의 제조 방법 | |
JP5867262B2 (ja) | 耐遅れ破壊特性に優れたレール | |
RU2262753C2 (ru) | Твэл реактора на быстрых нейтронах (варианты) и оболочка для его изготовления | |
RU2303075C2 (ru) | Малоактивируемая радиационно стойкая сталь для корпусов реакторов ядерных энергетических установок | |
RU2325459C2 (ru) | Малоактивируемая коррозионно-стойкая и радиационно стойкая хромистая сталь | |
JP7340186B2 (ja) | オーステナイト系ステンレス鋼 | |
JPS6039150A (ja) | 応力腐食割れ抵抗の優れた油井管用鋼 | |
KR100896988B1 (ko) | 제4세대 핵분열 원자로 및 핵융합 원자로 노심부품 소재용농축 보론-11을 함유하는 중성자 조사안정성이 향상된고크롬 페라이트/마르텐사이트 강 | |
CN104294181A (zh) | 一种低合金钢 | |
RU2211878C2 (ru) | Малоактивируемая жаропрочная радиационностойкая сталь | |
RU2383417C1 (ru) | Малоактивируемый коррозионно-стойкий сварочный материал | |
KR101982961B1 (ko) | 원자력용 Ni기 합금관 | |
RU2135623C1 (ru) | Малоактивируемая радиационно стойкая сталь | |
RU2804233C1 (ru) | Хладостойкая сталь для устройств хранения отработавших ядерных материалов | |
RU2259419C1 (ru) | Хладостойкая сталь для силовых элементов металлобетонных контейнеров атомной энергетики | |
RU2515716C1 (ru) | Малоактивируемая жаропрочная радиационностойкая сталь | |
Ritter et al. | Characterization of the lower shell and weld material of the Biblis C reactor pressure vessel | |
EP3957762A1 (en) | Radiation-resistant austenitic steel for an internal baffle for pressurized water reactors | |
JPH0425342B2 (ru) | ||
RU2397272C2 (ru) | Сталь для корпусных конструкций атомных энергоустановок |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20080419 |