Регистрация / Вход
Прислать материал

14.579.21.0060

Аннотация скачать
Постер скачать
Общие сведения
Номер
14.579.21.0060
Тематическое направление
Индустрия наносистем
Исполнитель проекта
Акционерное общество "Научно-производственное объединение "Центральный научно-исследовательский институт технологии машиностроения"
Название доклада
Разработка композиции и технологии изготовления высокопрочной, радиационностойкой и теплостойкой стали с оптимизированной наноструктурой для перспективных ядерных реакторов
Докладчик
Толстых Дмитрий Сергеевич
Тезисы доклада
Цели и задачи исследования
Разработка состава и технологии изготовления высокопрочной, радиационностойкой и теплостойкой стали с оптимизированной наноструктурой для перспективных энергетических установок.
Теоретические и экспериментальные исследования по разработке состава высокопрочной, радиационностойкой и теплостойкой стали и технологии ее получения, в том числе, связанных с нейтронным облучением и исследования эволюции наноструктуры с использованием высокоразрешающих методов структурных исследований. Технологические работы и испытания.
Впервые в России должна быть разработана корпусная сталь для перспективных ЯР (в том числе, со сверхкритическими параметрами теплоносителя) с повышенными параметрами прочности, радиационной стойкости, теплостойкости и конструкционной надежности. Работа проводится на уровне последних мировых достижений или несколько опережает их.
Актуальность и новизна исследования
Для улучшения эффективности и повышения безопасности ядерной энергетики необходима разработка новых типов ядерных реакторов (ЯР), обладающих высоким КПД, эффективностью использования ядерного топлива, длительным сроком эксплуатации, высокой надежностью и безопасностью.
Одним из наиболее перспективных направлений является создание корпусных водяных реакторов со сверхкритическими параметрами теплоносителя. Наиболее перспективными представляются отечественные проекты реакторов ВВЭР-СКД-1700 и ПСКД-600. Корпуса этих реакторов проектируются на максимальную рабочую температуру 330○С (охлаждается возвратным теплоносителем) и 400○С соответственно, при давлении теплоносителя 25-27 МПа.
В совокупности эти факторы определяют уровень требований к служебным и технологическим характеристикам материалов корпусов реакторов СКД. Имеющиеся штатные стали для стационарных корпусных ядерных реакторов (стали семейств 15ХНМФА-А и 15Х2МФА-А) обладают достаточно высоким комплексом свойств, однако, недостаточный уровень предела текучести при рабочей температуре реакторов СКД не позволяет изготовить из них корпуса мощных ЯР со сверхкритическими параметрами теплоносителя. Использование имеющихся сталей приведет не только к более чем полуторакратному увеличению сечений корпусных элементов со всеми сопутствующими материаловедческими и технологическими проблемами, но и к значительному росту массы заготовок и слитков (до 500 тонн и более), что превосходит технологические возможности ведущих предприятий отрасли.
Поэтому задача разработки и производства корпусов реакторов СКД из корпусных материалов с повышенным уровнем свойств является весьма актуальной.
Описание исследования

Анализ условий работы корпусов перспективных реакторов и требований к материалам для них показал, что увеличение прочностных характеристик корпусной стали при сохранении и/или улучшении вязко-пластических и технологических свойств является одним из ключевых требований для корпусов перспективных реакторов со сверхкритическими параметрами теплоносителя. Это обеспечит снижение металлоемкости, увеличение технологичности, а также создаст предпосылки для реализации конструктивных мер, направленных на существенное снижение радиационных нагрузок на корпус реактора и увеличению его ресурса по критерию радиационного охрупчивания. Повышение уровня прочностных характеристик позволит также снизить толщину элементов корпуса, что при сохранении внешних габаритов позволит увеличить внутренний диаметр и тем самым значительно уменьшить флюенс нейтронов на внутреннюю поверхность.

  Основными направлениями  разработки сталей были выбраны:

  1. Оптимизация композиции высокопрочной, радиационностойкой и теплостойкой стали, сохраняющей референтность по составу и технологии производства. Это позволит в максимально короткий срок обеспечить перспективные ЯР высоконадежными и высокоресурсными корпусами.
  2. Разработка новых перспективных корпусных сталей, в том числе, сверхвысокопрочных с высокой теплостойкостью и малоактивирующихся.
  3. Повышение металлургического качества сталей за счет повышения чистоты по вредным примесным элементам и по неметаллическим включениям.
  4. Микролегирование и модифицирование, в том числе использование РЗМ для повышения радиационной стойкости сталей.
  5. Оптимизация технологии производства на этапах выплавки, ковки и термической обработки. Получение мелкого и сверхмелкого зерна.
Результаты исследования

В рамках исследований для обеих сталей были выбраны оптимальные режимы термической обработки на основе успешно применяющейся схемы для стали 15Х2НМФА с двумя перекристаллизациями при диффузионном распаде переохлажденного аустенита . Это позволило получить для обеих сталей высокий комплекс прочностных и вязко-пластических свойств (см. таблицу).

Корпусная сталь

Механические свойства в исходном состоянии при комнатной и повышенной температурах

ТК0,

оС

+20 оС

+400 оС

σв, МПа

σ0,2, МПа

δ, %

ψ, %

σв, Мпа

σ0,2, МПа

δ, %

ψ, %

Требуемый уровень свойств

не менее

800

не менее

625

не менее

15

не менее

55

не менее

685

не менее

570

не менее

14

не менее

50

не выше

- 60

 

Стали

корпусов реакторов

ВВЭР-1000

630-670

520-560

17-20

75-80

-

-

-

-

-55

-100

Перспективные зарубежные стали

780-830

690-720

15-17

70-75

-

-

-

-

-165

Референтная сталь

715-734

612-648

19-20

79-79,5

582-595

517-527

15-15,5

75-76,5

-125

-130

Высоконикелевая сталь

972-1012

869-892

14,5-18

70-75

847-859

757-771

14-16

67-73

-165

-175

 

Исследования референтной стали, обладающей максимумом прочностных свойств, показали, что эта  сталь имеет структуру бейнита отпуска, характерной для этого класса сталей, обладает хорошей однородностью зеренной структуры со средним размером зерна ~ 25 мкм (балл 8-9), равномерным распределением неметаллических включений более мелкого размера и незначительной чувствительностью к развитию отпускной хрупкости, а также постоянством фазового состава при термическом воздействии. В результате, сдвиги критической температуры хрупкости (∆Тк) при длительном  тепловом охрупчивании составили 25°С.

Механические испытания высоконикелевой стали при 600оС показали возможность обеспечения для нее категории прочности КП-50 при этой температуре и высокую вероятность достижения КП-55 при некотором изменении состава и режимов термической обработки. Решение вопроса о применимости данных сталей для работы при температуре теплоносителя реактора СКД требует проведения дополнительных исследований.

Практическая значимость исследования
Должна быть разработана высокопрочная, радиационно-стойкая и теплостойкая корпусная сталь для перспективных ЯР и основы технологии ее производства. Это позволит обеспечить ядерные реакторы нового поколения высоконадежными высокоресурсными корпусами при сохранении достаточной референтности материаловедческих, конструкторских и технологических решений;
Ввод в эксплуатацию ЯЭУ нового поколения позволит повысить К.П.Д., улучшить использование ядерного топлива, замкнуть ядерный топливный цикл, снизить экологическую нагрузку, что приведет к росту эффективности и безопасности ядерной энергетики.
Разрабатываемые корпусные стали значительно (на 40-50%) превосходят по уровню прочностных свойств имеющиеся корпусные стали и на 15-20% превосходят перспективные зарубежные корпусные стали при лучших показателях теплостойкости и конструкционной надежности