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
471
удерживаясь в первоначальной плоскости скольжения, а попереч-
ное скольжение дислокации затруднено.
Рис. 25.105. Компланарное расположение дислокаций в аустенитной стали (а)
и ячеистое расположение в никелевом сплаве (б) после растяжения на 5 %
Стали с ячеистой дислокационной структурой (рис. 25.105,
б).
обладают повышенной стойкостью к внутрикристаллическому
коррозионному растрескиванию. Образование ячеистого распреде-
ления дислокации типично для неупорядоченных материалов с вы-
сокой энергией дефектов упаковки, в которых облегчено попереч-
ное скольжение.
Стойкость аустенитных хромоникелевых сталей к хлоридному
КРН возрастает с
увеличением содержания Ni более 10−14 %
(рис. 25.106), так как он заметно влияет на распределение дислока-
ций в аустените, повышая энергию дефекта упаковки и облегчая
поперечное скольжение.
Стойкость к КРН возрастает также при
снижении концентрации
Cr при постоянном содержании Ni, a также при уменьшении со-
держания элементов, способствующих образованию аустенита
(С, N) до 0,002 %. Легирование ниобием, титаном или молибденом,
472
повышая энергию дефектов
упаковки аустенита, также
уменьшает склонность к КРН.
Многочисленные исследо-
вания, подтверждая влияние
дислокационной структуры на
развитие КРН, приводят к вы-
воду о том, что это
необходи-
мый
, но недостаточный при-
знак восприимчивости к хло-
ридному внутрикристалличе-
скому коррозионному рас-
трескиванию. По-видимому,
механизм этого явления более
сложен. Для КРН аустенитных
сталей обычно недостаточно
присутствия в коррозионной
среде одних хлоридов
− долж-
ны присутствовать
одновре-
менно хлориды и кислород
, т.е.
большую роль в коррозионном
растрескивании аустенитных
коррозионно-стойких сталей
играет
состав коррозионной среды. Опасные концентрации хлор-
иона и кислорода, при которых возникает КРН, в водных средах
взаимосвязаны. В частности, чем чище вода по хлор-иону, тем бо-
лее высокое содержание кислорода необходимо для КРН, а чем
меньше кислорода присутствует в воде, тем большая концентрация
хлоридов безопасна. Для КРН важна не столько концентрация кис-
лорода, сколько сам факт его присутствия. Так, при концентрации
кислорода 1 мг/кг в присутствии в воде хлоридов наблюдается
КРН, которое не испытывает резкого усиления с увеличением кон-
центрации кислорода до 1200 мг/кг.
С увеличением содержания в растворе хлоридов уменьшается
область пассивации таких сталей (см. рис. 25.101): при содержании
в растворе 1000 мг/кг хлоридов стали переходят в активное состоя-
ние и образцы полностью разрушаются.
Рис. 25.106. Влияние содержания Ni в
аустенитной коррозионно-стойкой ста-
ли (17−18% Сr) на склонность ее к ко
р
-
розионному растрескиванию в кипящем
растворе MgCl
2
при σ = 2,8 МПа
473
В настоящее время известно, что КРН аустенитных сталей мо-
жет происходить и в водяном паре
− насыщенном, перегретом, за-
критическом
− опять-таки в присутствии хлоридов и кислорода. Но
наиболее опасными в отношении КРН являются участки металла,
подверженные попеременному увлажнению и высушиванию, т.е.
местному упариванию. В ядерных энергетических реакторах ис-
пользуют в качестве теплоносителя воду высокой чистоты. Реак-
торная и подпиточная вода строго нормируется по содержанию
хлор-иона. Но, несмотря на малые нормируемые значение содер-
жания хлоридов в реакторной воде (от 0,1 до 0,5 мг/кг) и в воде па-
рогенератора (0,5
−1 мг/кг), в некоторых местах (места заделки труб
парогенератора в трубные доски, участки с вялой циркуляцией и
т.п.) может возникнуть упаривание и повышение содержания хло-
ридов до опасных с точки зрения КРН концентраций.
В прямоточных парогенераторах с давлением 3
−5 МПа раство-
римость солей в паре мала. В связи с этим происходит накопление
хлоридов в воде в зоне испарения. Это исключает создание прямо-
точного парогенератора со средними параметрами пара из аусте-
нитных коррозионно-стойких сталей.
Для
р > 18 МПа вследствие быстрого увеличения растворимо-
сти хлоридов в паре их концентрация в воде не превышает допу-
стимых значений. Следовательно, прямоточные парогенераторы, в
которых теплообменник выполнен из аустенитной стали, целесо-
образно создавать только на высокие давления.
КРН начинается лишь при наличии
растягивающих внешних
или внутренних напряжений. По своему происхождению эти
напряжения могут быть самыми различными: механическими, гид-
ростатическими, термическими, фазовыми, технологическими. С
ростом растягивающих напряжений хлоридное КРН аустенитных
сталей, как правило, ускоряется. На развитие КРН сильно влияет и
пластическая деформация, которая, хотя бы в микрообъемах, по-
видимому, является
необходимым условием коррозионного рас-
трескивания.
Присутствие в воде щелочей может в определенных условиях
вызывать КРН аустенитных сталей и сплавов (
щелочная хруп-
кость
). Она может развиваться и в отсутствие кислорода. Природа
этого разрушения еще не выявлена. Щелочная хрупкость может
наблюдаться, например, в местах упаривания, где происходит уве-
474
личение содержания щелочи в 10 раз и более. Введение щелочей в
воду первого и второго контуров атомных и тепловых электро-
станций обычно уменьшает общую коррозию узлов из нелегиро-
ванных и малолегированных сталей и снижает переход в воду про-
дуктов коррозии. Однако в этом случае конструкции из коррозион-
но-стойких сталей и сплавов, работающие в горячей щелочной во-
де, подвергаются опасности КРН.
Известно несколько крупных аварий изготовленного из аусте-
нитных коррозионно-стойких сталей оборудования ядерных и
обычных энергетических установок, вызванные КРН в присутствии
щелочей, специально введенных или случайно попавших в водный
теплоноситель.
Поскольку зарождение и развитие процесса КРН обусловлено
совместным действием двух факторов
− механического и коррози-
онного, различные
способы защиты от этого вида разрушения
должны основываться на ослаблении или полном исключении хотя
бы одного их этих факторов: уменьшении концентрации напряже-
ний; повышении степени чистоты обработки поверхности; снятии
остаточных напряжений путем термической обработки; примене-
нии защитных покрытий (никелем и другими металлами и сплава-
ми), устраняющих действие коррозионного фактора; специальной
обработке коррозионной среды (уменьшении концентрации хлори-
дов, кислорода) и других мероприятий. Существенное значение
приобретает правильный выбор тепловой схемы ЯЭУ и правиль-
ных конструктивных решений ее элементов. Немаловажное значе-
ние имеет также выбор состава конструкционного материала.
Так, из представленных на рис. 25.107 данных, характеризую-
щих чувствительность трех материалов трубопроводов к КРН в за-
висимости от концентрации щелочи в воде, видно, что наибольшей
стойкостью к коррозионному растрескиванию обладает сплав ин-
конель-800 (типа 02Х21Н34). Аустенитная сталь 316 (типа
08Х17Н12М2) и никелевый сплав инконель-600 (типа 08Х23Н61Т)
больше подвержены КРН.
Коррозионно-стойкие аустенитные стали могут применяться для
изготовления оболочек твэлов, трубопроводов, насосов, корпусов
реакторов и других узлов ядерных установок, охлаждаемых жид-
кометаллическими теплоносителями: Na, К, эвтектикой Na
−K,
475
Pb−Bi, Li и др. Во всех жидкометаллических теплоносителях лими-
тируется содержание кислорода.
Рис. 25.107. Влияние
состава щелочной сре-
ды (концентрация
NaOH) при 350 °С на
минимальное значение
времени до образова-
ния трещины глубиной
100 мкм (τ
min
) в С-
образных образцах: 1 −
аустенитная сталь типа
316; 2 − инконель-800;
3 − инконель-600 (за-
штрихованная область)
Коррозионная стойкость в жидкометаллических
теплоносителях
Коррозия в натрии, эвтектике натрий-калий и литии.
Натрий – это лучший и наиболее освоенный жидкометаллический
теплоноситель энергетических установок с реакторами на быстрых
нейтронах. В целом, основываясь на данных, полученных при экс-
плуатации отечественных реакторов БР-5, БР-10, БОР-10, БН-350 и
БН-600, следует отметить, что коррозионная стойкость в натрии
материалов, выбранных конструкторами для этих реакторов, прак-
тически не влияла на их эксплуатационные свойства. Так, через
43 года эксплуатации конструкционных материалов в натрии в
БР-5 и БР-10 их свойства остались почти на уровне исходных. Тре-
тий блок Белоярской АЭС с БН-600 введен в действие в начале
1980 г. и за все время эксплуатации не было обнаружено ни одного
случая разгерметизации твэлов по причине поражения их оболочки
натрием.
Cледует остановиться на некоторых факторах, влияющих на
коррозионную стойкость сталей в натрии. Коррозия материалов в
натрии может осуществляться двумя путями. Во-первых, коррозия
может развиваться за счет
растворения элементов стали в натрии,
476
и, во-вторых, за счет химических реакций с примесями (включени-
ями) в натрии (особенно
− с растворенным кислородом). Эксплуа-
тация в реакторе БН-600 твэлов с оболочкой из стали
ЧС-68 ХД показала, что сталь обладает хорошей коррозионной
стойкостью в жидкометаллическом натрии. Большинство проблем,
которые следует решать для повышения эффективности эксплуата-
ции и продления ресурса реактора БН-600, связаны в большей сте-
пени с техническими и технологическими проблемами, в частно-
сти, с разработкой более совершенных методов и устройств очист-
ки натрия от примесей и контроля их содержания, усовершенство-
ванием технологий отмывки оборудования натриевых контуров
и др.
Коррозия аустенитной стали в натриевом теплоносителе при
500
°С вообще не является ограничивающим фактором при уста-
новлении ресурса установок, аналогичных БР-5/БР-10. Для энерге-
тических быстрых реакторов повышение температуры натрия до
550
°С приведет к увеличению скорости коррозии примерно в
2,5 раза, но и в этом случае глубина коррозии не превысит 90 мкм
при эксплуатации реактора в течение 440 тыс. ч, т.е. 60 лет с коэф-
фициентом использования установленной мощности 80 %. При
этом учитывается также и перераспределение углерода в неизотер-
мических натриевых контурах.
Исходя из вышеприведенного, можно считать, что вопросы, свя-
занные с использованием натрия в качестве теплоносителя, к
настоящему времени решены. Только для небольшого числа эле-
ментов (кислорода, углерода, водорода, цезия) требуется контро-
лировать и ограничивать их концентрацию в натрии в процессе
эксплуатации. Концентрация примесей, как правило, не должна
превышать 10–20 млн
−1
.
Основной вопрос, который беспокоит общественность – это по-
жарная безопасность реакторов с натриевым теплоносителем: мас-
штаб и характер возможного аварийного истечения натрия. Оче-
видно, что от правильного определения этих факторов зависит
адекватность закладываемых в проект решений по методам и сред-
ствам борьбы с горением натрия и его последствиями. Главным
критерием при решении этой проблемы является опыт эксплуата-
ции натриевых систем. За полувековой срок развития натриевой
технологии в мире на реакторах и стендах различного типа про-
477
изошло несколько сот течей натрия. Конечно, главное значение для
анализа и последующих выводов имеют течи на системах реакто-
ров, особенно реакторов-прототипов и промышленных реакторов,
таких, как БН-350, БН-600, а также зарубежных быстрых
PFR (Ве-
ликобритания), «Феникс», «Суперфеникс» (Франция), «Мондзю»
(Япония). В натриевых системах этих реакторов при эксплуатации
содержатся сотни тонн натрия, длина натриевых петель составляет
несколько сот метров. Быстрые реакторы-прототипы и коммерче-
ские реакторы работают в общей сложности уже около 300 реакто-
ро-лет. Длительность работы натриевых систем реакторов значи-
тельно больше, так как они обычно работают, даже когда реактор
остановлен. На основе опыта их работы можно сделать выводы о
главных проблемах натриевой пожарной безопасности. Самый
важный вывод состоит в том, что ни одна из течей и ни один из
возникших случаев горения натрия не угрожали ядерной безопас-
ности реактора и не привели к серьезному ухудшению радиацион-
ной обстановки. Следует напомнить, что пожары обычных горю-
чих веществ на АЭС с тепловыми реакторами представляли реаль-
ную угрозу для безопасности установок. Ни одна течь натрия на
реакторах не повлекла за собой разрушения строительных или тех-
нологических конструкций.
Более 80 % всех 82 проанализированных течей натрия по своему
объему не превышали 10 л, т.е. не представляли опасности для пер-
сонала установок. В пяти случаях объем течи составил ~
1 м
3
. Эта
цифра была превышена только в одном случае при течи корпуса
барабана отработавших сборок реактора «Суперфеникс», когда вы-
текло около 20 т натрия. Однако этот натрий фактически не вытек
за пределы натриевой системы, так как течь происходила в про-
странство между основным и страховочным корпусом бака. Воз-
можно, небольшие объемы объясняются тем, что большинство те-
чей было обнаружено на ранних стадиях их возникновения. Осо-
бенно это касается случаев на отечественных реакторах, что свиде-
тельствует о хорошей работе систем обнаружения течей. Горение
натрия было отмечено лишь примерно в половине общего числа
течей. Это также является следствием небольших масштабов течей.
Таким образом, к настоящему времени решены все принципи-
альные проблемы, связанные с промышленным применением
натрия в качестве теплоносителя реактора на быстрых нейтронах.
478
Эти решения подтверждены практикой эксплуатации быстрых
натриевых реакторов. Недостатки натрия, обусловленные его хи-
мической активностью по отношению к кислороду, сведены к при-
емлемому минимуму принятием адекватных проектных решений.
Отечественный и зарубежный опыт подтвердил, что течи и горение
натрия не вносят определяющего вклада в безопасность быстрых
натриевых реакторов.
Как показано применительно к реактору «Мондзю» (Япония),
после анализа натрия, проработавшего в течение 100000 ч, было
обнаружено, что основные элементы, переносимые натрием, это
хром, марганец, никель и кремний. Массоперенос углерода также
является важным фактором с точки зрения изменения механиче-
ских свойств при повышенных температурах. В случае контура,
изготовленного из аустенитной стали, обеднение углеродом не
наблюдалось при температурах ниже 550
°С, что является макси-
мальной температурой конструкционного материала натриевого
контура. При температурах выше 650
°С наблюдалась декарбюри-
зация аустенитной стали.
Основными факторами, связанными с пребывание сталей в
натрии, являются: иммерсионное время, температура, растворен-
ный кислород, вязкость натрия и состав материала. Для сталей
SUS304, SUS316, SUS321 и 2,25Cr–1Mo, используемых в реакторе
«Мондзю», разработана формула скорости коррозии в натрии:
log
10
R = 0,85 + 1,5 log
10
С
О
– 3,9 ⋅ 10
3
/(T + 273), где R − скорость кор-
розии;
T − температура, °С (400 ≤ Т ≤ 650); С
О
− концентрация кис-
лорода,
ppm (5 ≤ С
О
≤ 25).
Как перспективная сталь для РБН с натриевым охлаждением
предложена сталь следующего состава (в мас. %): 0,11C; 0,26Si;
0,64Mn; 0,016P; 0,002S; 1,03Cu; 0,39Ni; 1,86W; 10,87Cr; 0,31Mo;
0,2V; 0,054Nb; 0,001Al; 0,064N; 34
ppmB (11Х11В2МФНДР), про-
шедшая всесторонние исследования и показавшая хорошую корро-
зионную стойкость в натрии
Содержание кислорода в натрии и в натриево-калиевом сплаве
должно поддерживаться не выше 5
⋅ 10
−3
%. В этих условиях аусте-
нитные стали при температуре до 500 °С практически не корроди-
руют в потоке жидких металлов. Не наблюдается также заметного
термического переноса массы. С повышением температуры выше
500 °С пленки пассивности восстанавливаются натрием, и наблю-
479
дается коррозионное взаимодействие межкристаллитного характе-
ра, а в некоторых сталях
− и увеличение общей скорости коррозии
(табл. 25.44). Коррозионное воздействие жидкого металла на сталь
отличается своеобразием; эти воздействия имеют иную природу,
чем химическая или электрохимическая коррозия
1
.
Таблица 25.44
Коррозия коррозионно-стойких сталей в Na при T
исп
= 600 °С,
содержание кислорода (6÷8) ⋅ 10
−3
%
Марка стали
Время ис-
пытания, ч
Глубина
коррозии,
мкм
Марка стали
Время ис-
пытания, ч
Глубина
коррозии,
мкм
1Х18Н10Т 1500
3000
5100
50
70
100
1Х17Н12М2Т 1500
3000
5100
80
120
150
1Х18Н16МБ 2000 0
Для аустенитной коррозионно-стойкой стали при сложном со-
ставе жидкометаллического теплоносителя (например, эвтектика
Na
−K) и при наличии различных примесей (С, О, N, Н и др.) про-
цессы взаимодействия значительно усложняются. В этом случае
возможно избирательное взаимодействие отдельных компонентов
жидкого металла с твердым металлом (сплавом) и его компонен-
тами.
При
Т > 500
÷
600 °С в системах аустенитных коррозионно-
стойких сталей с щелочными жидкометаллическими теплоносите-
лями наблюдается термический
перенос массы− коррозионные по-
ражения при этом локализуются в местах с максимальной темпера-
турой, а растворенная масса компонентов стали осаждается из теп-
лоносителя в более холодной части контура из-за значительных
различий растворимости составляющих аустенитной стали в теп-
лоносителе при разной температуре (табл. 25.45).
Скорость растворения
v стали возрастает с увеличением скоро-
сти движения теплоносителя
v
т
примерно как
0,8
т
~ vv
При очень
высоких скоростях возможно также эрозионное и механическое
повреждение конструкционного материала.
1
Физическое материаловедение. − Т. 2. П. 8.4.
480
Таблица 25.45
Примерная растворимость твердых металлов
в жидкометаллических теплоносителях
Жидкий
металл
Т, °С
Содержание элемента, %
Ni Сr Fe Nb Mo
Li 600
800
1000
1200
0,1
1,8
4,0
−
0,01
0,02
−
4,0
0,002
0,005
0,025
0,065
−
−
Менее 0,0001
−
−
−
Менее 0,0001
0,03−0,1
Na 600
800
1000
1200
−
−
0,004
−
0,00001
−
−
−
0,001
0,002
0,008
0,06
−
−
0,0007
0,003
−
−
−
−
В аустенитных сталях, содержащих 12 % Ni, при 600 °С в
натрии обнаружена только МКК, увеличивающаяся с продолжи-
тельностью испытаний. Стали с более высоким содержанием нике-
ля не были подвержены МКК, но имели некоторую потерю массы в
результате избирательного растворения никеля в натрии (см.
табл. 25.44).
В настоящее время установлено, что коррозионная стойкость
аустенитных сталей в Na при высокой температуре зависит глав-
ным образом от содержания кислорода в натрии. Увеличение ско-
рости коррозии аустенитных сталей в Na с высоким содержанием
кислорода, по-видимому, обусловлено тем, что кислород в Na об-
разует с компонентами сталей хорошо растворимые соединения
типа ферритов (Na
2
О)
2
⋅FeO.
С увеличением концентрации кислорода в Na происходит не
только увеличение скорости коррозии, но и существенно ухудша-
ются механические свойства сталей. Так, после испытания в дина-
мических условиях (
v = 5 м/с) в Na, содержащем 2 ⋅ 10
–2
% кислоро-
да, наблюдается значительное уменьшение прочности и пластично-
сти (от
σ
в
= 750 МПа и δ = 25 % до σ
в
= 700 МПа и δ = 4 %).
В неизотермических условиях коррозионные процессы в натрии
протекают интенсивнее даже при более низком содержании кисло-
рода.
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)