Роль никеля в формировании структуры, обеспечивающей повышенные служебные характеристики реакторных конструкционных материалов

23.09.2022 2022 - №03 Материалы и ядерная энергетика

Е.А. Кулешова И.В. Федотов Н.В. Степанов А.С. Фролов Д.А. Мальцев Д.В. Сафонов

https://doi.org/10.26583/npe.2022.3.11

Никель является неотъемлемым легирующим элементом в сталях, применяемых в качестве конструкционных материалов наиболее распространенных ядерных энергетических реакторов типа ВВЭР. Рассмотрены результаты структурных исследований традиционных и перспективных материалов корпуса и внутрикорпусных устройств реакторов типа ВВЭР с повышенным содержанием никеля в составе. Показано, что повышенное содержание до 5 масс.% никеля в сталях корпусов реакторов ВВЭР способствует формированию более дисперсной структуры с меньшим размером субструктурных элементов и повышенной плотностью дислокаций, а также более высокой объемной плотностью карбидных фаз. Выявленные особенности структуры в стали корпуса реактора с повышенным содержанием никеля имеют предпосылки к повышению прочностных и вязкопластических характеристик за счет увеличения количества барьеров как для движения дислокаций, так и для распространения хрупкой трещины. На примере материалов внутрикорпусных устройств реакторов ВВЭР показано, что повышенное до 25 масс.% содержание никеля в них способствует повышению объемной плотности радиационных дефектов (дислокационных петель различного типа) и радиационно-индуцированных фазовых выделений (G-фаза). По мере увеличения никеля от 10 до 25масс. % наблюдается тенденция к снижению распухания, что способствует меньшему формоизменению элементов внутрикорпусных устройств. При этом в стали с наибольшим содержанием никеля выявлено наибольшее содержание никеля в приграничных областях матрицы, что способствует большей стабильности аустенита и меньшей вероятности образования охрупчивающейся α-фазы. Полученные в работе данные по влиянию легирования никелем на структурно-фазовое состояние и служебные характеристики сталей были использованы при разработке новых материалов корпусов и внутрикорпусных устройств для перспективных реакторов.

Ссылки

1. Gurovich B.A. et al. Investigation of high temperature annealing effectiveness for recovery of radiation-induced structural changes and properties of 18Cr-10Ni-Ti austenitic stainless steels. // J. Nucl. Mater. – 2015. – Vol. 465. – PP. 565-581. DOI: https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2015.06.045 .
2. КурсевичИ.П. и др. Принципы легирования новой радиационно-стойкой аустенитной стали для ВКУ ВВЭР-1200, обеспечивающей их безопасную эксплуатацию не менее 60 лет. // Вопросы материаловедения. – 2012. – № 3. – С. 146-160. DOI: https://doi.org/10.1134/S2075113313060099 .
3. Марков С.И. и др. Корпусные стали для перспективных ядерных энергетических установок. // Тяжелое машиностроение. – 2016. – № 7-8. – C. 2-8.
4. Марков С. И. и др. Патент RU2633408C1 Российская Федерация, МПК C22C38/60 (2006.1), C22C38/52 (2006.1). Теплостойкая и радиационно-стойкая сталь: №2016151918, заявл. 28.12.2016, опубликовано 12.10.2017; заявитель АО «НПО “ЦНИ-ИТМАШ». – 5 с.
5. Mohrbacher H., Morris J.W., Krauss G. Fundamentals and practical approaches of optimizing martensitic steels for use under severe operating conditions. / Proc. of the Intern. Symposium on Wear Resistant Alloys for the Mining and Processing Industry. – 2018. – PP. 93-157.
6. Гуляев А.П., Гуляев А.А. Металловедение: учебник для вузов. – М.: Альянс, 2011. – 643 с.
7. Jia-jia Qiu, Min Zhang, Gu-hui Gao, Zhun-li Tan, Bing-zhe Bai. Research and modeling on correlation among microstructure, yield strength and process of bainite/martensite steel. // J. Iron Steel Res. Int. – 2020. – Vol. 27. – No. 7. – PP. 834-841. DOI: https://doi.org/10.1007/s42243-020-00389-x .
8. Morris J.W. Jr., Guo Z., Krenn C.R., Kim Y.-H. The limits of strength and toughness in steel. // ISIJ Int. – 2001. – Vol. 41. – No. 6. – PP. 599-611. DOI: https://doi.org/10.2355/isijinternational.41.599 .
9. Garcia-Mateo C., Caballero F.G., Capdevila C., de Andres C. Garcia. Estimation of dislocation density in bainitic microstructures using high-resolution dilatometry. // Scr. Mater. Acta Materialia Inc. – 2009. – Vol. 61. – No. 9. – PP. 855-858. DOI: https://doi.org/10.1016/j.scriptamat.2009.07.013 .
10. Michaud P., Delagnes D., Lamesle P., Mathon M.H., Levaillant C. The effect of the addition of alloying elements on carbide precipitation and mechanical properties in 5% chromium martensitic steels. // Acta Mater. – 2007. – Vol. 55. – No. 14. – PP. 4877-4889. DOI: https://doi.org/10.1016/j.actamat.2007.05.004 .
11. Thuvander M., Magnusson H., Borggren U. Carbide precipitation in a low alloyed steel during aging studied by atom probe tomography and thermodynamic modeling. // Metals. – 2021. – Vol. 11. – No. 12. – 2009. DOI: https://doi.org/10.3390/met11122009 .
12. Kuleshova E.A. et al. Mechanisms of radiation embrittlement of VVER-1000 RPV steel at irradiation temperatures of (50 – 400)°C. // J. Nucl. Mater. – 2017. – Vol. 490. – PP. 247-259. DOI: https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2017.04.035 .
13. Кулешова Е.А., Фролов А.С., Жучков Г.М., Федотов И.В. Радиационно-индуцированное фазообразование в сталях корпусов ядерных реакторов типа ВВЭР с содержанием никеля ~ 0.3 – 1.3 мас. %. // Физика металлов и металловедение. –2019. – № 5. – С. 505-511. DOI: https://doi.org/10.1134/S0031918X19050107 .
14. Kuleshova E.A. et al. Precipitation kinetics of radiation-induced Ni-Mn-Si phases in VVER-1000 reactor pressure vessel steels under low and high flux irradiation. // J. Nucl. Mater. – 2021. – Vol. 553. – 153091. DOI: https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2021.153091 .
15. Stofanak R.J., Poskie T.J., Li Y.Y., Wire G.L. Irradiation damage behavior of low alloy steel wrought and weld materials. / Proc. of the VI-th Intern. Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reactors. – 1993. – PP. 757-764.
16. Xiaoqiang Li. The Effect of the Stacking Fault Energy on the Post-Irradiation Behavior of Austenitic Stainless Steels Under Pressurized Water Reactor Conditions. – Gent, Belgium: UGent – Universiteit Gent, 2009. – 250 p.
17. Margolin B.Z., Kursevich I.P., Sorokin A.A., Neustroev V.S. The Relationship of Radiation Embrittlement and Swelling for Austenitic Steels for WWER Internals. // Proc. of the ASME 2009, Pressure Vessels and Piping Conference. Prague, Czech Republic, July 26-30, 2009. – Vol. 6: Materials and Fabrication, Parts A and B. – PP. 939-948. DOI: https://doi.org/10.1115/PVP2009-77078 .
18. Марголин Б.З. и др. Патент RU 2703318C1 Российская Федерация, МПКC22C 38/58 (2006.1), C22C 38/52 (2006.1), C22C 38/50 (2006.1). Радиационно-стойкая аустенитная сталь для внутрикорпусной выгородки ВВЭР: № 2019111240, заявл. 15.04.2019, опубликовано 16.10.2019; заявитель АО «Концерн Росэнергоатом», НИЦ «Курчатовский институт». ЦНИИ КМ «Прометей», АО ОКБ «Гидропресс». – 17 с.
19. Garner F.A. Irradiation Performance of Cladding and Structural Steels in Liquid Metal Reactors. // Materials Science and Technology (Vol. 10A): A Comprehensive Treatment, VCH Publishers, 1994. – PP. 419-543. DOI: https://doi.org/10.1002/9783527603978.mst0110 .
20. Young D.J. High Temperature Oxidation and Corrosion of Metals. 2-nd edition. – Elsevier, 2016. – 758 p. DOI: https://doi.org/10.1016/B978-0-08-100101-1.00001-7 .
21. Stress corrosion cracking of nickel based alloys in water-cooled nuclear reactors. The Coriou effect / Edited by Feron D., Staehle R.W. – 1-st edition. – Elsevier, 2016. – 384 p. DOI: https://doi.org/10.1016/B978-0-08-100049-6.00001-X .

стали корпуса стали ВКУ никель характеристики структуры служебные характеристики распухание радиационная стойкость

Ссылка для цитирования статьи: Кулешова Е.А., Федотов И.В., Степанов Н.В., Фролов А.С., Мальцев Д.А., Сафонов Д.В. Роль никеля в формировании структуры, обеспечивающей повышенные служебные характеристики реакторных конструкционных материалов. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2022. – № 3. – С. 120-133. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2022.3.11 .