14.579.21.0060

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.

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.

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.

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 600^оС 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.

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