Патент на изобретение №2303075
|
||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
(54) МАЛОАКТИВИРУЕМАЯ РАДИАЦИОННО СТОЙКАЯ СТАЛЬ ДЛЯ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК
(57) Реферат:
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.
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 Наиболее близкой к заявляемой композиции по составу и назначению является сталь по патенту РФ №2135623 [6], содержащая компоненты в следующем соотношении (мас.%):
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.%:
При этом содержание примесных элементов Мо, Ni, Co, Nb, Cu, As, Sb, Sn, S и P не должно превышать следующих значений, мас.%:
Кроме того, суммарное содержание Р, As, Sb, Sn (мас.%) не должно превышать 0,04% (P+As+Sb+Sn 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. 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.
Формула изобретения
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.%.
MM4A – Досрочное прекращение действия патента СССР или патента Российской Федерации на изобретение из-за неуплаты в установленный срок пошлины за поддержание патента в силе
Дата прекращения действия патента: 19.04.2008
Извещение опубликовано: 10.06.2010 БИ: 16/2010
|
||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
-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.
0,05
=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.