Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 178_Физическое материаловедение_6 том
.pdf
391
«серая фаза» химически инертна, но интенсивно взаимодействует с
топливом, вызывая зернограничную фрагментацию диоксида
урана.
25.6.8. Применение хромистых сталей
Хромистые стали по комплексу механических, тепловых и кор-
розионных свойств находят широкое применение в различных от-
раслях машиностроения (см. табл. 25.28). Однако из-за недостаточ-
ной жаропрочности при высоких температурах, относительно не-
высокой технологичности, особенно при сварке, а также склонно-
сти к хрупким разрушениям (например, в интервале температур от
+20 до −80 °С ударная вязкость снижается почти в 5 раз − от
600÷1500 до 100÷500 кДж/м
2
) хромистые стали в ядерных реакто-
рах применяют ограниченно. Например, их них изготавливяют чех-
лы ТВС реактора БН-600, детали внутриреакторных механизмов.
Хромистые мартенситные стали нашли применение для изго-
товления деталей приводов регулирующих органов реактора. Для
изготовления деталей повышенной прочности (штоки, захваты,
корпусные детали) применяют стали 20X13, 30X13, 14Х17Н2 в вы-
сокоотпущенном состоянии. Для деталей повышенной твердости и
износостойкости (втулки, червяки, шестерни, полумуфты и другие
трущиеся детали) используют хромистые стали с повышенным со-
держанием углерода − 30X13, 40X13, 20Х17Н2, 95X18 и т.д. в низ-
коотпущенном состоянии. Стали типа Х13 с различным содержа-
нием углерода и других легирующих элементов используют для
изготовления трубопроводов, крепежных и пружинных элементов.
Имеющие высокие механические свойства до 500 °С стали 20X13 и
30X13 (см. табл. 25.23) нашли применение для изготовления лопа-
ток паровых турбин, работающих длительное время при темпера-
туре пара 450−475 °С.
Из стали типа Х13НДЛ были изготовлены литые корпуса насо-
сов и арматуры для АЭС с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Можно ожи-
дать, что в дальнейшем объем применения литых деталей и корпу-
сов будет расширяться при использовании перспективного метода
электрошлакового литья.
Основное назначение мартенситной стали 15Х11МФ − сопловые
и рабочие лопатки паровых турбин с максимальной температурой
392
длительной службы 550 °С. В циркуляционных насосах из феррит-
но-мартенситной стали 14Х17Н2 изготовлены валы электродвига-
телей. Для магнитопроводов и электромагнитных приводов СУЗ
применяют ферритные стали типа 08X17Н.
Стали типа Х16Н4Б рассматриваются как перспективные для
изготовления корпусных конструкций (корпуса насосов, армату-
ры), высоконагруженных деталей (валы, штоки, крепеж), а в ряде
случаев и для пар трения.
Интерес для атомного машиностроения представляют мартен-
ситно-стареющие высокопрочные стали типа Н12Х5МЗ, имеющие
после стандартной термообработки (закалка + отпуск) предел теку-
чести до 1300 МПа, достаточно высокую пластичность и ударную
вязкость (см. табл. 25.30).
При выборе материала для парогенераторов реакторов на быст-
рых нейтронах с натриевым теплоносителем для работы при тем-
пературе 520−550 °С и выше, обеспечивающим большой ресурс как
по критерию обезуглероживания в Na, так и по коррозионной стой-
кости в пароводяной среде, в качестве перспективных рассматри-
ваются хромистые ферритно-мартенситные стали, такие, как отече-
ственная Х12НМ, зарубежные 9Cr−1Mo (Z10CD9). 9Cr−2Мо−Nb−V
и др. Отмечается, что они надежны в зоне испарения в условиях
многоциклового термического нагружения.
Имеется опыт эксплуатации хромистых сталей в установках с
гелиевым теплоносителем (например, для труб испарителя реакто-
ра «Пич-Боттом»была использована сталь 5Cr−0,5Мо). Для лопаток
компрессора гелиевой турбины АЭС, работающей при Т = 200 °C и
р = 2,7÷7,3 МПа в течение τ ≥ 10
5
ч предполагают использовать
хромистые стали 20X12, 20Х12МНВФ и Х20.
Для энергетических установок с диссоциирующим газом (N
2
O
4
)
рассматривают в качестве перспективной ферритно-мартенситную
хорошо свариваемую сталь 05Х12Н2М с оптимальным содержани-
ем в структуре δ-феррита от 5 до 20 %.
Коррозионно-стойкая сталь ферритно-мартенситного класса
1Х13М2БФР успешно эксплуатируется в качестве материала чех-
лов ТВС реакторов на быстрых нейтронах для возможной замены
этой сталью сильнораспухающих коррозионно-стойких сталей
аустенитного класса, являющихся на сегодняшний день основным
393
конструкционным материалом активной зоны реакторов на быст-
рых нейтронах.
Рассматриваются возможности применения хромистых сталей в
качестве конструкционного материала бланкета и рабочей камеры
ТЯР. Наиболее вероятным вариантом замены хромо-никелевых
сталей на хромистые исследователи считают использование специ-
ально созданных жаропрочных хромистых сталей с дисперсным
упрочнением (см. табл. 25.24−25.27).
Для более широкого использования хромистых сталей в ядерной
технике необходимо отметить основные особенности, которые
необходимо устранить в процессе совершенствования этого класса
сталей:
− склонность к хрупкому разрушению при температурах, близ-
ких к комнатной, и наличие низкотемпературного радиационного
охрупчивания сталей (сдвиг температуры хрупко-вязкого перехода,
резкое снижение величины запасенной энергии верхнего шельфа,
деградация кратковременных механических свойств и характери-
стик трещиностойкости);
− меньшая, чем у аустенитных сталей, жаропрочность при тем-
пературах свыше 620−650 °С;
− возможно образование закалочных трещин в областях, при-
мыкающих к сварному шву, что вызывает необходимость термиче-
ской обработки сварных соединений из сталей этого класса;
− предпочтительным при выплавке хромистых сталей феррит-
ного и ферритно-мартенситного класса является использование чи-
стой шихты для снижения концентрации P и Cu, усиливающих
процесс НТРО, и электрошлакового переплава с целью получения
более однородной структуры.
Изменение механических свойств ферритно-мартенситных
сталей под облучением. Хромистые ферритно-мартенситные ста-
ли хорошо зарекомендовали себя при рабочих температурах уста-
новок не выше 550 °С. Основными недостатками 12 %-ных хроми-
стых сталей является низкая жаропрочность при температурах бо-
лее 550−600 °С, склонность к НТРО и, главное, нейтронное облу-
чение этих материалов при температурах более 550 °С сопровож-
дается их существенным разупрочнением. Факт разупрочнения об-
лученных хромистых ферритно-мартенситных сталей объясняется
394
тем, что структура стали без облучения, представляющая тонко-
дисперсные продукты распада мартенсита, вследствие облучения
превращается в ферритно-карбидную смесь, характерную для ма-
териалов с низкими прочностными свойствами. При температурах
облучения 380–420 °С происходит массовое выделение мелкодис-
персной α′-фазы с высоким содержанием хрома, уменьшение пла-
стичности образцов при температуре испытания 400 °С. При тем-
пературе облучения 550 °С и выше в стали наблюдается коагуля-
ция вторичных фаз, вызывающая снижение высокотемпературной
прочности на фоне изначально высокой пластичности.
Облучение быстрыми нейтронами вызывает значительное по-
вышение σ
в
и σ
0,2
и понижение пластичности хромистых сталей,
причем тем больше, чем ниже температура облучения и чем боль-
ше флюенс (табл. 25.34).
Таблица 25.34
Влияние нейтронного облучения (Ф
н
≈ 10
24
м
−2
, Т
обл
= 200÷240 °С)
на механические свойства хромистых сталей
(σ
в
0
, σ
т
0
, δ
0
− до облучения; σ
в
n
, σ
т
n
, δ
n
− после облучения)
Материал
σ
в
0
,
МПа
σ
в
n
,
МПа
0
в
0
вв
σ
σ−σ
п
,
%
σ
т
0
,
МПа
σ
т
n
,
МПа
0
т
0
тт
σ
σ−σ
п
,
%
δ
0
,
%
δ
n
,
%
0
0
δ
δ−δ
п
,
%
Fe 400 520 +30 120 375 +213 55 35
−36
Х4 350 475 +36 150 440 +193 42 24
−43
2Х6МСТ 800 820 +3 520 580 +12 27 23
−15
Х13 415 535 +29 220 265 +20 36 20
−44
1Х12МС 645 705 +9 445 590 +33 30 27
−10
Х12НМ* 1245 1415 +14 1040 1285 +24 20 15
−25
Х15Н* 540 765 +42 405 765 +89 36 14
−61
96Х16М 1440 1680 +17 1300 1430 +10
− − −
1Х16МСБ 680 735 +8 440 595 +35 26 19
−27
___________
*Т
обл
= 82÷88 °С.
В настоящее время достаточно подробно изучено влияние
нейтронного облучения на механические свойства сталей феррит-
но-мартенситного класса. Известно, что понижение концентрации
хрома с 13 до 9–10 % и оптимизация структурного состояния пу-
тем подбора способа выплавки, термической обработки и преци-
зионного микролегирования приводит к меньшему сдвигу темпе-
395
ратуры хрупко-вязкого перехода после облучения. Однако на НТРО
сталей ферритно-мартенситного класса оказывают значительное
влияние и другие факторы (повреждающая доза, наработка гелия,
температура облучения и др.).
Исследование механических свойств ферритно-мартенситной
стали PNC-FMS (11Cr-0,5Mo-2W-V-Nb) в состоянии нормализа-
ция + отпуск, облученной в реакторе JOYO (Т
обл
= 773−1013 K, по-
вреждающая доза 11−102 сна) показали, что при Т
обл
ниже 600 °С
свойства (σ
в
и σ
0,2
) облученных труб мало отличаются от свойств
образцов температурно-состаренных в аналогичных облучению
условиях. При более высоких Т
обл
свойства облученных труб ниже,
чем для образцов, состаренных при таких же температурах, однако,
при Т
обл
= 740 °С разницы в свойствах практически нет.
Для малоактивируемых ферритно-мартенситных сталей (типа
ЭК-181) при облучении быстрыми нейтронами при 330 °С упроч-
нение достигает насыщения при уровне повреждения 70 сна. При
более высоких температурах степень упрочнения (скорость упроч-
нения – МПа/сна) уменьшается и практически не наблюдается при
температурах ~
425 °С и выше (максимальное упрочнение при тем-
пературе ~300 °С). Работа разрушения уменьшается и повышается
Т
хр
на 150−240 °С при 80 сна в зависимости от состава стали, при-
чем при повышении повреждающей дозы от 70 до 80 сна наблюда-
ется дополнительное уменьшение а
к
и прирост ∆T
xр
на 25 °C.
Необходимо отметить, что данные по механическим свойствам
(и жаропрочности) предполагаемых к использованию в качестве
материала оболочек твэлов для сталей ферритно-мартенситного
класса ЭК-181 и ЧС-139 весьма ограничены. К тому же, например,
данные по длительной прочности и ползучести нельзя признать
достоверными, так как получены в результате построения аналити-
ческих зависимостей по весьма незначительному количеству экс-
периментальных точек. Но даже имеющиеся данные не свидетель-
ствуют о каком-то преимуществе сталей указанных марок перед
другими представителями этого класса сталей, т.е. температурный
диапазон их работы ограничен 600 °С.
В связи с тем что ряд сталей ферритно-мартенситного класса
применялись в качестве конструкционных материалов оболочек
твэлов и ТВС экспериментальных сборок быстрых реакторов
396
(например, отечественная сталь 1Х13М2БФР − в реакторе БОР-60;
зарубежные стали НТ-9, Р8 и др.), стояла проблема их радиацион-
ного распухания в активной зоне. Имеющиеся в настоящее время
данные свидетельствуют о весьма высокой стойкости этих сталей
против распухания. Например, распухание сталей Х9, Х12, Х15,
Х18, Х12М, Х12М2, Х12МЗ при облучении быстрыми нейтронами
(E > 0,1 МэВ) при Ф
н
= (3÷4) ⋅ 10
26
м
−2
и Т
обл
= 400÷450 °С не пре-
вышает 0,05−0,6 %. При флюенсе, эквивалентном около 80 сна (в
случае нейтронного облучения) и около 150 сна (в случае облуче-
ния ионами Сr
3+
), распухание стали 1Х13М2БФР составило всего
0,2 и 0,5 % соответственно, что на два порядка ниже распухания
аустенитной стали 0Х16Н15МЗБ, достигающего 20 % и выше в
аналогичных условиях облучения.
Исследовано распухание оболочек твэлов, изготовленных из
стали ЭП-450, после облучения в реакторе БН-600 до повреждаю-
щей дозы ~ 74 сна (выгорание топлива 8,7 % т.а.), а по некоторым
данным не менее 108 сна, и установлено, что распухание стали ме-
нее 1 %, т.е. практически не подвержена порообразованию.
Таким образом, стали ферритно-мартенситного класса с 12 % Cr
обладают очень высоким сопротивлением распуханию, что под-
тверждено обширными экспериментальными данными, получен-
ными как на образцах, так и на оболочках из стали 12Х13М2БФР
(ЭП-450) при повреждающих дозах до 163 сна. Это главное досто-
инство материала.
Французские специалисты изучили распухание сталей F17
(ферритная сталь с 17 % Cr), ЕМ-12 (9Cr-2MoNbV – сталь с дуп-
лексной структурой феррит + мартенсит) и ЕМ-10 (9Сr-1Мо –
полностью мартенситная сталь) и показали, что при облучении до
дозы примерно 100 сна в реакторе Феникс в качестве образцов или
чехловых труб наибольшее распухание стали F17 было достигнуто
на образце с Т
обл
= 405 °С (72 сна) и составляло 0,8 %.
В реакторе БОР-60 и БН-350 были проведены испытания ряда
экспериментальных ТВС с таблеточным оксидным топливом до
выгораний от 10,4 до 13,4 % т.а. и оболочками из стали ЭП-450 с
повреждающей дозой 40−60 сна. В этих испытаниях температура
внутренней стороны оболочек достигала 690−730 °С при линейной
мощности более 450 Вт/см. На твэлах сборок А336, А337,
397
ФП21-ОП25, ОП5 и ОП6 проведены послерадиационные исследо-
вания и по данным НИИАР показано следующее.
1) Увеличение диаметра твэла максимально в верхней части
(Z = 225 мм, ОП25, БОР-60) и достигает 4,5−6,5 % вследствие пол-
зучести в области максимальных температур. Увеличение диаметра
зависит от максимальной начальной температуры облучения и рез-
ко возрастает в области 650−700 °С до значений в 3 раза выше пре-
дельно допустимого уровня. Аномально большое увеличение диа-
метра соответствует области разрушения оболочек.
2) Обнаружены два вида физико-химического взаимодействия
«топливо−оболочка»: фронтальное до 50 мкм (ОП25) и язвенное до
200 мкм (ОП-21,ОП-24) и 100 мкм (ОП6) по механизму йодной
транспортной реакции. Глубина коррозии быстро возрастает с уве-
личением температуры выше 650 °С.
3) Наблюдается слой измененной структуры толщиной 30−
50 мкм в результате взаимодействия с натрием (обезуглерожива-
ние).
4) Наблюдаются различные виды коррозионного взаимодей-
ствия оболочек при расхолаживании облученных твэлов в бассей-
нах выдержки БОР-60, БН-350, БН-600.
Успешный опыт использования стали ЭП-450 с топливом из
виброуплотненных оксидов с добавлением геттера из металличе-
ского урана для снижения кислородного коэффициента свидетель-
ствует о целесообразности проведения соответствующих экспери-
ментов с плотным топливом при условии ограничения максималь-
ной температуры материала оболочки. Регулируя соотношение
диаметра твэла и толщины оболочки, по-видимому, можно опти-
мизировать уровень напряжений с тем, чтобы получить необхо-
димый уровень долговечности оболочки и обеспечить целевое
вы-
горание. Такой проект не требует разработки ни новых марок фер-
ритно-мартенситных сталей, ни ДУО-сталей на их основе.
Жаропрочность ферритно-мартенситной стали под облучением
снижается. Известно, что в температурном диапазоне максималь-
ных штатных температур реактора БН-600 (650–700 °С) коагуляция
фаз, а с нею и снижение жаропрочности, с ростом температуры
существенно ускоряются.
Другим неблагоприятным фактором для ферритно-мартенсит-
ной стали, как отмечено выше, является низкотемпературное ради-
398
ационное охрупчивание. Насколько оно может развиться при уве-
личении повреждающей дозы и времени облучения в реакторе
определяется кинетикой протекания этого процесса. Для коррект-
ного изучения деградации механических свойств стали ЭП-450 в
условиях реактора БН-600 необходимы дальнейшие исследования
на твэлах с различными параметрами эксплуатации. Этот вывод
относится ко всему классу ферритно-мартенситных сталей.
При послереакторном хранении в бассейнах-хранилищах при
АЭС в результате сквозной наружной коррозии произошла разгер-
метизация части твэлов. Установлено, что оболочки разгерметизи-
ровавшихся твэлов более неоднородны по механическим свой-
ствам, чем сохранившие герметичность. Наблюдается уменьшение
зазора топливо-оболочка до его исчерпания в локальных участках.
Локальное взаимодействие топлива с оболочкой, приводящее к по-
вреждениям оболочки на глубину до 70 мкм, более сильно прояв-
ляется в местах исчерпания зазора. Таким образом, проблема обес-
печения герметичности твэлов с оболочками из стали ЭП-450 в
условиях послереакторного хранения является для реактора
БН-600 одной из наиболее актуальных. Анализ влияния различных
факторов (структурных, технологических, эксплуатационных) на
степень наружных повреждений твэлов в результате коррозии ме-
талла в водной среде при длительной выдержке требует дополни-
тельных исследований.
Исследования выявили ряд проблем, к которым относится, в
частности, недостаточно отработанная технология изготовле-
ния оболочек твэлов, не обеспечивающая
однородность материала
как на разных участках одной трубы, так и различных оболочеч-
ных трубах.
Наиболее ответственным элементом конструкции активной зо-
ны являются оболочки твэлов. В качестве конструкционного мате-
риала оболочек твэлов реактора БРЕСТ рекомендована хромистая
сталь 16Х12МВСФБР (ЭП-823). Максимальная температура в го-
рячем пятне на оболочке твэла составляет 650 °С, а флюенс
нейтронов за ресурс работы ∼10
27
нейтр/м
2
. По предполагаемой
конструкции твэл с оболочкой толщиной стенки 0,5÷0,55 мм одно-
временно подвергается воздействию свинца как с внешней, так и с
внутренней стороны. Имеющиеся в настоящее время данные по
поведению стали ЭП-823 (и ее аналогов) в условиях нейтронного
399
облучения показывают, что она может быть охарактеризована как
радиационно-стойкий материал до доз ~100 сна при температурах
370−550−600 °С. При этом стабильность свойств в значительной
степени определяется ее структурно-фазовым состоянием, достига-
емым оптимальной термообработкой.
Радиационного распухания стали ЭП-823 в указанном диапазоне
температур не наблюдается. Однако вопрос о верхнем температур-
ном (с учетом времени нахождения при соответствующей темпера-
туре) и дозовом пределе требует уточнения и дополнительных экс-
периментов.
Из зарубежных сталей следует отметить безусловного рекорд-
смена – сталь ферритно-мартенситного класса HT-9 (см.
табл. 25.19). При облучении этой стали в реакторе FFTF была до-
стигнута повреждающая доза в 200 сна при выгорании 20 % т.а.
Формоизменение и коррозионные повреждения этой стали в ука-
занных условиях были незначительны, однако для ее успешного
применения температура не должна превышать 650 °С. По мнению
зарубежных аналитиков выгорание 20 % т.а. и более может быть
достигнуто только с использованием ферритно-мартенситных и
дисперсно-упрочненных сталей.
В связи с вышесказанным можно предполагать, что предлагае-
мая для использования в активной зоне реактора БН-1200 отече-
ственная сталь 20Х12НМВБФРА (ЧС-139), близкая по составу к
зарубежной стали HT-9, сможет выдержать высокие повреждаю-
щие дозы.
Имеется опыт облучения хромистых сталей до больших повре-
ждающих доз (табл. 25.35).
Большим достоинством хромистых сталей, в частности стали
1Х13М2БФР, является то, что они не подвержены высокотемпе-
ратурному радиационному охрупчиванию (ВТРО) (при 600−750 °С)
и охрупчиванию при умеренных температурах (450−550 °С), что
выгодно отличает их от аустенитных сталей, склонных к ВТРО (см.
п. 25.7), но проявляют склонность к низкотемпературному радиа-
ционному охрупчиванию (ниже 350 °С). Отжиг радиационных де-
фектов в хромистых сталях, как и в перлитных (см. п. 23.3.5), про-
исходит примерно в том же интервале температур (350−375 °С).
400
Таблица 25.35
Максимальные уровни облучения хромистых сталей в РБН
Сталь
Максималь-
ный флюенс
облучения
(E > 0,1 МэВ),
нейтр./м
2
Макси-
мальная
повре-
ждающая
доза, сна
Максимальная
доза
с сохранением
работоспособ-
ности, сна
Примечание
НТ-9
−
200
120−130
−
EM-12
−
130
120−130
−
PNC-FMS
(11Cr-0,5Mo-
2W-V-Nb)
−
150
150
−
ЭП-540 1,4
.
10
27
180
120−130
Линейная аппрок-
симация показыва-
ет возможность
достижения дозы
до ~140 сна
(~ 19 % т.а.)
ЭП-823 1,12
.
10
26
50−85
50 Выгорание
11,4 % т.а.
при 340−490 °С
Рассматривая перспективу использования сталей ЭК-181 и
ЧС-139 на повреждающие дозы 130−140 сна и выгорание 15 % т.а.
при температурах до 700 °С следует отметить следующее. Стали
ЭК-181, ЧС-139 и ЭП-823 носят принципиальные черты своего
аналога − стали ЭП-450. Отличие в легировании основы и обработ-
ках создают некую вариативность соотношения прочностных и
пластических характеристик указанных марок сталей. Однако
склонность к низкотемпературному радиационному охрупчиванию,
разупрочнение под облучением при повышенных температурах,
низкое сопротивление коррозионным повреждениям при взаимо-
действии материала оболочек с осколками деления оксидного топ-
лива твэлов реакторов на быстрых нейтронах являются не-
достатками, которые так же неизбежны и для этих хромистых
сталей.
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)