用于水-水动力反应堆内围壁的耐辐射奥氏体钢制造技术

本发明专利技术涉及合金钢和合金的冶金，其旨在用于核电站主要设备生产的核电工程中，即用于制造压水发电反应堆(VVER)的船用围壁，其使用寿命至少为60年。本发明专利技术的技术结果是创建了一种奥氏体铬镍钢，当暴露于中子通量达150dpa时其抗溶胀性增强。该技术效果由以下因素达成：已知钢的成分除了碳，硅，锰，铬，镍，钛和铁外，还引入了钼，钙和稀土金属(REM)镧和铈，其元素比例和质量％如下：碳0,06

【技术实现步骤摘要】
【国外来华专利技术】用于水
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水动力反应堆内围壁的耐辐射奥氏体钢
[0001]本专利技术属于合金钢和合金冶金，用于原子动力机械制造中生产核电站的主要设备，符合核电安全运行的要求，即制造用于水
‑
水动力反应堆内围壁，使用寿命至少为60年。
[0002]已知08x18n10t和08X18N9类型的耐腐蚀钢，用于俄罗斯[1
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3]和国外[4]制造堆内围壁。
[0003]水
‑
水动力反应堆外壳围壁暴露于大剂量中子辐照，并在主要电路载热体水介质中运行，该介质为腐蚀性介质[5]。高剂量辐射会引起围壁内层的附加加热，并因此导致其辐照肿胀。温度梯度和沿围壁厚度的膨胀导致在与水介质接触的围壁表面层中出现高拉伸应力。高辐射金属与介质的接触会导致围壁的应力腐蚀开裂。此外，08Kh18N10T钢的辐照肿胀超过7％会导致γ
→
α转变，并出现塑性脆性转变，从而导致可塑性急剧下降，即，钢的脆化。
[0004]当溶胀超过5％时，钢的抗裂性变得接近于零。
[0005]辐射膨胀的主要负面因素是其引起围壁的变形，这可能导致围壁内表面与周边燃料组件接触，结果导致难以从堆芯中抽出周边燃料组件。
[0006]根据[6，7]中提出的估计，如果VVER
‑
TOI反应堆围壁是用当前使用的08Kh18N10T钢制造的，并且对其辐射膨胀进行保守估计，则可能无法确保围壁的设计寿命为60年。同时，将实现上述脆化机构，而围壁的变形将导致其与周边燃料组件接触。进行的材料性能研究[6]表明，为保证VVER
‑
TOI反应堆围壁在60年的设计寿命内的可操作性，与钢08Kh18N10T相比，必须将围壁材料的溶胀降低2.4倍。
[0007]在相同条件下，08Kh18N9钢的溶胀比08Kh18N10T钢的溶胀高[8]，因此，由08Kh18N9钢制成的围壁比由08Kh18N10T钢制成的围壁具有更小的资源。
[0008]在目的，操作条件和机械特性方面，与拟议的钢种最接近的是符合国家标准5632
‑
72[1]的08X18H10T
‑
U级钢，该钢级目前用于制造水
‑
水动力反应堆内围壁并包含以下组件(质量，％)：
[0009][0010]该等级的特征是根据有害剂量下的变形和脆化标准，其对辐照肿胀的抵抗力不足，这是III+代水
‑
水动力反应堆内围壁的特征。
[0011]本专利技术要解决的任务是创造一种钢，可以将VVER TOI的内部部件(围壁)的使用寿命延长至60年。
[0012]本专利技术的技术效果是创造一种奥氏体铬镍钢，当暴露于高达150dpa(每个原子的位移)的中子通量时，具有高度膨胀持久性，这降低了内部围壁在运行过程中的形状变化，并在中子辐照状态下具有更高的塑性和抗裂性，同时保持了对应力腐蚀裂纹的抗性(与08Kh18N10T钢相比)。
[0013]新型钢的这种综合性能确保在至少60年的设计寿命内VVER TOI内部围壁的可操作性。
[0014]该技术效果由以下因素达成：已知钢的成分除了碳，硅，锰，铬，镍，钛和铁外，还引入了钼，钙和稀土金属(REM)镧和铈，其元素比例和质量％如下：
[0015][0016]与此同时，为了最全面地获得技术效果，必须同时满足以下比率。
[0017]铬当量由下公式计算:
[0018]C
Crэкв
＝С
Cr
+C
Мо
+1,5*C
Si
+0,5*С
Ti
,
[0019]不得超过值
[0020]其中С
Cr
是铬含量，质量。％；C
Мо
‑
钼含量，重量％；C
Si
‑
硅含量，质量％；С
Ti
‑
钛含量，质量％。
[0021]镍当量，按以下公式计算:
[0022]C
Niэкв
＝С
Ni
+30*C
C
+0,5*C
Mn
+30*С
N
,
[0023]必须至少
[0024]其中C
Ni
‑
镍含量，质量，％；C
C
‑
碳含量，质量。％；C
Mn
‑
锰含量，质量，％；C
N
‑
氮，质量，％.
[0025]合金元素含量的选定范围的宽度是由于铸造大铸锭的冶金特征所致。
[0026]本专利技术由以下图形材料说明。
[0027]第1图显示了辐射膨胀对原型(1号锻件金属)和含20％镍的钢(2号锻件金属)的有害剂量的依赖性。
[0028]第2图显示了辐射膨胀对原型(1号锻件金属)和3，4号锻件金属的有害剂量的依赖性。
[0029]第3图显示了在锻造温度下3号锻件金属(不含REM和钙)和4号锻件(不含REM和钙)的变形图的比较。
[0030]表1包含有关所申请的钢号的2号锻件和原型1号锻件的材料化学成分的数据。
[0031]表2包含了所拟议的钢号的3号和4号锻件材料化学成分的数据。
[0032]表3显示了在水中冷却温度1050℃下奥氏化后所拟议的钢号和原型的机械性能数据。
[0033]这些比率可确保在堆内围壁的整个使用寿命内保持奥氏体结构(无γ
→
α转变)，保持抗晶间腐蚀开裂的能力，并且在反应堆使用寿命结束时围壁材料的最大溶胀水平不超过6％。
[0034]指定元素，包括合金元素的比例，以及对其中某些元素的总含量已采取的限制，以便在最高辐射
温度
＝370
°
С下，在辐照剂量高达150DPA后，钢确保所需求水平的机械特性和辐射溶胀(不超过6％)。
[0035]与原型一样，拟议的钢也与碳和钛炼制合金。在提出的钢中，规定了碳含量的下限(0.06％)，并将碳含量的上限增加至0.1％。为了确保基体中碳化钛的保证含量，进行了与钛的合金化，这会影响辐照肿胀的减小。由于其相干性和晶格参数明显的正体积失配(+0.7[9])，在碳化物基体界面上形成了弹性变形的区域，这些区域可作为空位的下沉。此外，TiC碳化物会捕集氦气气泡，使其难以转化为孔隙。如[10]所示，在Kh16N15M3钢中仅引入0.1％的钛，在70dpa的有害剂量(辐射温度＝500℃)后，溶胀从15％降至2％。拟议的钢中的C＝(0.06
‑
0.10)％的碳含量，以及与((5C+0.1)
‑
0.8)％的钛合金化相结合，可防止沿晶界形成Cr
23
C6碳化物，导致边界区域的铬耗尽以及增加钢对晶间腐蚀开裂的倾向。由于辐射诱导的TiC碳化物的积极作用以及固溶体中单个钛原子的作用，固溶体中残留的钛和碳对溶胀的抑制起了重要作用。钛的原子半径为本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
【国外来华专利技术】1.包含碳，硅，锰，铬，镍，钛和铁的用于水
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水动力反应堆内围壁的耐辐射奥氏体钢，其特征在于，其还按以下元素，质量比的比例包含钼，钙，镧和铈。重量百分数：2.根据权利要求1所述的用于水
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水动力反应堆内围壁的耐辐射奥氏体钢，其特征在于，同时达到以下比例：铬当量C
Cr
‑
eq
，由以下公式计算：C
Crэкв
＝С
Cr
+C
Мо
+1,5*C
Si
+0,5*С
Ti
,不得超过值式中：С
Cr
‑
铬含量，质量％；C
Мо
...

【专利技术属性】
技术研发人员：B，
申请(专利权)人：俄罗斯核工业科学发展私营公司，
类型：发明
国别省市：