ХРОМИСТАЯ РАДИАЦИОННОСТОЙКАЯ СТАЛЬ ДЛЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
CHROMITE RADIATION-RESISTANT STEEL FOR NUCLER PILES ON FAST NEUTRONS

Изобретение относится к металлургии, а именно к хромистой радиационностойкой стали, используемой для изготовления чехлов тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов на быстрых нейтронах, а также чехлов гильз системы управления и защиты нейтронных источников (СУЗ), оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) и других элементов конструкции активной зоны ядерного реактора.
Для обеспечения высоких экономических показателей (за счет повышения выгорания ядерного топлива в ТВС при безопасной эксплуатации реактора на быстрых нейтронах) к хромистым сталям, работающим в зоне реактора, предъявляются жесткие требования по радиационной стойкости, в том числе сопротивляемости формоизменению вследствие радиационного распухания, радиационной и термической ползучести и сохранению деформационной способности - стойкости к низкотемпературному радиационному охрупчиванию, которое проявляется в значительном повышении температуры хрупко-вязкого перехода.
Известна хромистая сталь марки F17 следующего состава (мас.%): углерод - 0,056; кремний - 0,35-0,5; марганец - 0,36; хром - 17,27; молибден - не более 0,02; азот - 0,17; железо - остальное [SEMINAIRE FRANCO-SOVIENIQUE SUR LES MATERIAUX DE GAINAGE AVANCES. MOSCOU du Septembre 1985 au Octobre, 1985. FRAGILISATION DUN ACIER FERRITIQUE A F 17% Cr IRRADIE DE 390 A 540°C DANS PFENIX. G.Allegraud, J.L.Boyer, R.Cauvin, A.Daniel, A.Grivaud].
650
10000
Эта сталь была облучена повреждающей нейтронной дозой 62 сна (смещений на атом) в реакторе PFENIX в виде чехла тепловыделяющей сборки. Как показали радиационные испытания, недостатками этой стали являются низкая длительная прочность σ =23 МПа и потеря пластичности с 20 до 2% в зоне максимального упрочнения при температуре облучения примерно 400°С. Кроме того, сталь проявила склонность к низкотемпературному, радиационному охрупчиванию - смещение температуры хрупко-вязкого перехода в область положительных температур составляет +250°С). Такие свойства стали не позволяют обеспечить безопасность при эксплуатации и транспортировке ТВС по технологическому тракту [SEMINAIRE SUR LES MATERIAUX DE GAINAGE NOUVEAUX. MOSCOU du 19/03/1983. ACIERS A STRUCTURE CUBIQUE CENTREE POUR LE GAINAGE OU LES TUBES EXAGONAUX. J.M.Dupouy, J.Laniesse, J.H.Sagot; SEMINAIRE FRANCO-SOVIENIQUE, MOSCOU, 15-22 Mars 1988. COMPORTEMENT MECANIQUE DES ACIERS FERRITIQUES - MARTENSITIQUES IRRADIES DANS PHENIX, INTRODUCTION A L'lRRADIATION ICONE. J.L.Seran].
Известна хромистая сталь марки 05Х12Н2М, которая разработана в России для чехлов ТВС реакторов на быстрых нейтронах [ТУ 14-1-2761-79). Эта сталь содержит, мас.%: углерод - 0,02-0,055; кремний - 0,10-0,20; марганец - 0,30-0,60; хром - 11,0-12,5; никель - 1,0-2,0; молибден - 0,6-1,0; сера - не более 0,015; фосфор - не более 0,015; азот - 0,01-0,02; железо - остальное.
Опыт эксплуатации реактора БН-600 с чехлами ТВС и чехлами гильз СУЗ из стали 05Х12 Н2М показал, что эта сталь обладает относительно высоким сопротивлением радиационному распуханию и что ее использование позволяет достичь выгорание топлива до 9,4% т.а. (повреждающая доза - 67,7 сна). Однако при этом чехлы ТВС из этой стали при таких выгораниях получили значительное формоизменение за счет радиационной и термической ползучести, которая обусловлена низкими значениями длительной прочности стали в исходном (необлученном) состоянии.
Наиболее близкой к заявляемой стали по составу ингредиентов и функциональному назначению является хромистая радиационностойкая сталь [патент РФ №2221894, МКИ 7 С22С 38/54]. Состав этой стали имеет следующие соотношение компонентов, мас.%: углерод - 0,09-0,15; кремний - 0,25-0,50; марганец - 0,20-1,0; хром - 11,0-13,50; никель - 0,05-0,30; молибден - 1,4-2,0; ванадий - 0,10-0,30; ниобий - 0,15-0,50; бор - 0,004-0,015; кальций - 0,001-0,05; железо - остальное.
Эта сталь обеспечивает надежную и безопасную эксплуатацию реакторов на быстрых нейтронах до достижения выгорания ядерного топлива в ТВС от 10 до 15% т.а. При этом также обеспечиваются увеличение длительности эксплуатации органов СУЗ от 260 до 700 эфф. сут за счет повышения сопротивления формоизменению изделий при сохранении высокого уровня прочностных и пластических свойств. Однако при температуре эксплуатации реактора выше 650°С, которая планируется при работе реакторов на быстрых нейтронах нового поколения, длительная прочность этой стали недостаточна.
Техническая задача изобретения состоит в обеспечении эксплуатационной надежности и безопасности реактора, а также в повышении ресурса работы изделий до повреждающих доз 130-180 сна и температурах эксплуатации 650-710°С.
Эта техническая задача достигается за счет применения заявляемой хромистой стали, с помощью которой достигается технический результат - повышение сопротивления формоизменению и хрупкому разрушению, а также высокого уровня прочностных свойств в условиях нейтронного облучения при эксплуатации изделий в активной зоне ядерного реактора.
Этот технический результат достигается тем, что в состав известной хромистой стали (содержащей углерод, кремний, марганец, хром, никель, молибден, железо и сопутствующие примеси, в частности серу, фосфор, азот, ванадий, ниобий, кальций и бор) дополнительно введены наноразмерные оксиды иттрия при следующем соотношении компонентов, мас.%: углерод - 0,09-0,15; кремний - 0,25-0,50; марганец - 0,20-1,0; хром - 11,0-13,50; никель - 0,05-0,30; молибден - 1,4-2,0; ванадий - 0,10-0,30; ниобий - 0,15-0,50; бор - 0,004-0,015; кальций - 0,001-0,05; оксид иттрия - 0,1-0,3; железо - остальное.
Введение в сталь наноразмерных (не более 30-40 нм) равномерно распределенных в зернах стали оксидов иттрия в указанном выше соотношении обеспечивает повышение длительной прочности стали при высоких температурах без ухудшения ее радиационной стойкости, которая определяется составом матрицы стали.
Получение заявляемой стали проведено следующим образом. Методом центробежного распыления расплава в инертной атмосфере были получены мелкодисперсные, размером от 0,042 до 0,2 мм, порошки стали матричного состава. Полученный порошок смешали с порошком оксида иттрия, размер частиц которого находился в диапазоне 2-40 нм. Полученную смесь подвергли механическому легированию в атмосфере аргона в вибрационном аттриторе, а затем механически легированный порошок засыпали в стальную капсулу, которую герметизировали электронно-лучевой сваркой в высоком вакууме. Капсулу с порошком брикетировали на прессе при температуре 1100°С в компактную заготовку, которую после механической обработки выдавили горячей экструзией при Т=1100°С в пруток диаметром 20 мм. Пруток обточили и расточили в трубную заготовку, из которой изготовили оболочечные трубы и плоские образцы.
Образцы, вырезанные из этих изделий, подвергались испытаниям на длительную прочность. Испытания на жаропрочность плоских образцов проводились по ГОСТ 10145-8. «Металлы. Метод испытания на длительную прочность». Химический состав заявляемой и известной сталей приведен в таблице.
Таблица
Компонент
Содержание элементов, мас.%
заявляемая сталь
сталь-прототип
углерод
0,11
0,09-0,15
кремний
0,28
0,25-0,50
марганец
0,23
0,20-1,0
сера
0,013
0,015
фосфор
0,02
0,022
хром
12,3
11,0-13,5
никель
0,12
0,05-0,30
молибден
1,8
1,4-2,0
ванадий
0,16
0,10-0,30
ниобий
0,46
0,15-0,50
бор
0,01
0,004-0,015
кальций
0,014
0,001-0,05
оксид иттрия
0,01-0,03
-
железо и сопутствующие примеси
остальное
остальное
На фиг.1 представлена зависимость термической ползучести плоских образцов из стали-прототипа и заявляемой стали при температуре 650°С.
На фиг.2 представлена зависимость термической ползучести плоских образцов из стали-прототипа и заявляемой стали при температуре 700°С.
Из полученных результатов испытаний (см. фиг.1 и 2) следует, что длительная прочность заявляемой стали, примерно на два порядка превосходит длительную прочность стали-прототипа.
Таким образом, приведенные данные показывают, что использование предложенной стали обеспечивает значительное увеличение длительной прочности материала при температурах эксплуатации реактора 650-710°С.