Введение
ТВЭЛы представляют собой устройства, содержащие твердое ядерное горючее и обеспечивающие при помещении их в активную зону ре- актора цепную реакцию деления, генерацию тепловой энергии, а при нали- чии в их составе материалов воспроизводства – накопление нуклидов 233U и 239Рu. Рабочие ло- патки пятой ступени выполняются в зависимости от проектного давления в конденсаторе в двух модификациях: длиной 1200 мм из титанового сплава либо длиной 1000 мм из нержавеющей стали. Типовой ЦНД для турбин влажного пара с частотой вращения u = 25 с- 1 конструкции ПО «Турбоатом» применяется для турбин мощностью МВт в двухконтурных схемах АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000.
Условия работы, повреждения и требования, предъявляемые
- Условия работы конструкционных материалов оборудования атомных
- Основные типы эксплуатационных повреждений металла и причины их
- Общие требования к конструкционным материалам оборудования и
- Требования, предъявляемые к материалам активной зоны
- Требования, предъявляемые к материалам оборудования, находящегося
Впервые вакансионное распу- хание металлов, связанное с порами размером около 10 нм, эксперименталь- но было обнаружено в 1967 году.
Основные служебные свойства конструкционных материалов
Дефекты кристаллической решетки
В краудионе цепочка из n + 1 атомов умещается на отрезке а-b, где в нормальном положении должны были бы находиться атомы (шесть против пяти, см. рис. 1.12).
Совместимость реакторных материалов
Радиационная стойкость
Сталь приобретает максимальное упрочнение при Ф = 31019 нейтр/см2, причем предел текучести (0,2) растет интенсивнее предела прочности (т), что приводит к снижению способности к деформационному упрочнению. При облучении аустенитной нержавеющей стали ионами аргона с энер- гией 70 кэВ и флюенсом 2·1017 см-2 каждый атом в кристаллической решетке испытывает 50 смещений.
Жаропрочность
Жаростойкость
Коррозионная стойкость
Эрозионная стойкость
Конструкционная прочность материалов и ее критерии
Классификация и маркировка сталей
Общие сведения о сталях
Углеродистые стали
Для изготовления более ответствен- ных деталей котлов и трубопроводов применяется качественные углероди- стые стали общего назначения, изготавливаемые по ГОСТ 1050-2013. В соответствии с ГОСТ 1050-2013 в обозначениях качественной угле- родистой стали не пишутся буквы Ст, а в начале марки приводятся цифры, указывающие содержание углерода в сотых долях процента, и далее могут следовать буквы «кп» и «пс». Также в соответствии с ГОСТ 1050-2013 изготавливаются качествен- ные углеродистые стали с повышенным содержанием марганца (Mn) и в мар- кировку дополнительно вводится буква «Г».
Легированные стали
Перлитные стали для корпусов водо-водяных энергетических
Влияние изменения содержания хрома от 1,0 до 3,0 % в многокомпонентной системе Fe-С-Сr-Мо-V отличает- ся от его влияния в бинарной системе Fe-Сr и не приводит при комнатной температуре испытаний к существенному изменению прочности стали. В практике создания сосудов давления известны слу- чаи разрушения сварных сосудов из низколегированных Мn-Сr-Мо-V, Сr-Ni- Мо-V, Мn-Ni-Мо-V сталей из-за некачественной термической обработки, приводящей к образованию трещин п околошовной зоне и шве, явившихся источником распространения магистральных трещин при последующих гид- равлических испытаниях. В табл.1.12 и 1.13 приведены химический состав и гарантированные механические свойства некоторых сталей, применяемых для корпусов реак- торов ВВЭР.
Структура и механические свойства стали 15Х2МФА отличаются вы- сокой стабильностью и после длительных тепловых выдержек до 104 ч при температуре 350-550° С. Недопустимым считается появление отраженного сигнала, эк- вивалентного сигналу, отраженному от дефекта с плоским дном диаметром 12,5 мм, если этот сигнал не исчезает при перемещении датчика на расстоя- ние до 50 мм. Усовершенствованная теплоустойчивая радиационно-стойкая сталь марки 15Х2МФА-А предназначена для изготовления корпусов водо-водяных реакторов поколения III+, судовых атомных энергетических установок (АЭУ) блочного и интегрального типа, реакторов малой и средней мощности, а так- же периферийных сосудов давления АЭУ.
Конкурентным преимуществом разработанных сталей считается обеспечение уровня прочности КП45 в крупногабаритных заготовках с толщиной стенки до 660 мм при исходном значении критической температуры хрупкости Тк не выше минус 35°С и вы- соком уровне радиационной стойкости (критическая температура хрупкости материала корпуса реактора в конце проектного срока эксплуатации при са- мых консервативных оценках не будет превышать минус 15°С). Следует отметить, что для реакторов большой мощности ВВЭР-1000, ВВЭР-1200 потребовалась сталь с более высокой прокаливаемостью и проч- ностью, чем сталь 15Х2МФА-А, разработанная для первых российских энер- гетических реакторов. Для обечаек корпусов реакторов в США широко используют рекомен- дуемые ASTM (American Society for Testing Metals) ферритные низкоуглеро- дистые и низколегированные стали марок A508-2, A553.
Технические условия ASTM на эти стали для повышения стойкости против радиационного охрупчивания устанавливают низкое содержа вредных примесей (менее 0,012 % Р и 0,015 % S), а также меди (менее 0,1 %) и ванадия (менее 0,06.
Коррозионностойкие стали для элементов оборудования водо-
Принципы выбора коррозионностойких сталей
Факторами, определяю- щими уровень прочностных характеристик полуфабрикатов из наиболее рас- пространенной, стали 08Х18Н10Т, являются: обеспечение хорошей прора- ботки материала при горячей пластической обработке с окончанием ковки при температуре не ниже 850° С, форсирование нагрева и сокращение вы- держки при аустенизации с целью предотвращения роста зерна, применение упрочняющей стабилизирующей обработки, применение стали с повышен- ным содержанием углерода, марганца и титана. В зарубежном реакторостроении среди хромоникелевых аустенитных сталей простых составов (серия 300, табл. 1.18) наибольшее применение получили низкоуглеродистые составы без до- бавок карбидообразующих элементов, стабилизирующих углерод.
Коррозионные и коррозионно-механические повреждения
Коррозионное растрескивание и межкристаллитная коррозия
Ре- зультаты испытаний показали, что с повышением содержания никеля от 8 до 77% устойчивость аустенитных сталей к коррозионному растрескиванию возрастает, а при содержании никеля 50% и более стали с 18-25% хрома обеспечивают устойчивость к растрескиванию в самых жестких условиях ис- пытания. Это является след- ствием того, что величина pH у кончика трещины существенно понижена по сравнению с pH в основном объеме коррозионной среды. В соответствии с наиболее признанной теорией межкристаллитной коррозии - теорией обеднения - причиной, вызывающей проявление склонности аусте- нитных сталей к межкристаллитной коррозии, является выпадение при нагреве в провокационном интервале температуры (особенно при 550-650 °С) вторичных высокохромистых карбидов типа Ме23С, что приводит к обедне- нию по хрому приграничных областей и повышению электрохимической ге- терогенности структуры.
На рис.1.17 показано межкристаллитное разрушение (коррозия) аусте- нитной стали 08Х18Н10Т после испытаний в 40%-ном водном растворе КОН при 300ºС и 9МПа (термическая обработка: закалка с 1050ºС, охдаждение 30 мин в воде; после закалки холодная прокатка с обжатием 15%, растягиваю- щие напряжения на внешней поверхности U-образного образца 400МПа, время испытаний 250 ч, шлиф поперечный, травление в 50%-ной HNO3 в те- чение 1-5c, увеличение x 300). Межкристаллитная коррозия аустенитной стали 08Х18Н10Т после испытаний в 40%-ном водном растворе КОН при 300ºС и 9МПа Термическая обработка: закалка с 1050ºС, охдаждение 30 мин в воде; после закалки холодная прокатка с обжатием 15%. Для аустенитных сталей типа 18-8 по отношению к углероду содержа- ние ниобия и титана должно быть не менее 10- и 5-кратного количества соот- ветственно.
Нагрев стали до 550-650 °С происходит в околошовной зоне, которая чаще всего и становится склонной к межкристаллитной коррозии, что обусловливает проявление ножевой корро- зии на сварных соединениях. В соответствии с нормативными требованиями детали и узлы из аусте- нитных сталей марок 08Х18Н10Т, 12Х18Н10Т и др., работающие при темпе- ратуре выше 100 °С в среде первого контура, должны испытываться на стой- кость к межкристаллитной коррозии по методу AM ГОСТ 6032-2017 после провоцирующего нагрева при 650 °С в течение 1ч. Минимальная продолжительность нагрева, вызывающая проявление склонности к межкри- сталлитной коррозии стали типа Х18Н10Т (Ti/C ≥5) при наиболее опасной температуре провокации (около 650 °С), составляет несколько десятков и.
В качестве материалов, стойких к межкристаллитным коррозиям, и США предлагается применять низкоуглеродистые (не более 0,03%) не стабилизированные стали типов 304L и 316L.
Применение коррозионностойких сталей на АЭС
Применение для первого слоя глубокоаустенитной стали 07Х25Н13 позволяет свести к минимуму хрупкую прослойку мартенсита, об- разующуюся в переходной зоне в результате перемешивания основного и наплавляемого металлов в процессе наплавки. В частности, из стали типа Х13НДЛ были изготовлены литые корпуса насосов и арматуры для АЭС с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Основной материал этих трубопроводов (низ- колегированная сталь) толщиной до 70 мм плакируется по внутренней по- верхности стабилизированной хромоникелевой аустенитной сталью толщи- ной 5-10 мм.
В условиях полного погружения в теплоноситель трубные системы из стали 08Х18Н10Т демонстрируют высо- кую надежность при соблюдении установленного водно-химического режи- ма. Парогенераторы ПГВ-1000 производятся с коллекторами из стали 10ГН2МФА, на внутреннюю поверхность которых наплавляется антикорро- зионный слой.
Конструкционные материалы турбин АЭС
Конструкционные материалы трубопроводов и арматуры АЭС
- Конструкционные материалы трубопроводов АЭС и требования к ним
Для ответственных сварных деталей, работающих под давлением (лин- зы компенсаторов, обечайки ресиверов и др.), применяется углеродистая ка- чественная конструкционная сталь марки 20 или хромоникелевая аустенит- ная сталь 12Х18Н9Т (детали ресивера турбины К от ЦВД к СПП). Значительное распространение в атомной энергетике получили стали типа 08Х18Н10Т, обладающие наиболее высокой общей коррозионной стой- костью, что важно для поддержания высокой чистоты воды реакторного кон- тура, а также при транспортировке коррозионно-агрессивных сред, например, в системах дезактивации. Так, для ВВЭР-440 трубопроводы главного циркуляционного контура диаметром 550 мм выполняли из стали 09Х18Н10Т, что существенно удорожало оборудование АЭС.
Расходы насыщенного пара на турбины АЭС так велики, что даже для предельного диаметра труб, выпускаемых промышленностью, приходится предусматривать две нитки паропроводов для ВВЭР-440 и четыре нитки для АЭС мощностью 1000 МВт и более. Для предотвращения недопустимых напряжений в металле оборудования главного циркуляционного контура скорость охлаждения не должна превышать 20 К/ч, а разогрева – 30 К/ч. Трубопроводы низкого давления (2,2 МПа) из углеродистой стали при D<100 и из нержавеющей при D<80 поставляются в комплекте с опорами, арматурой и крепежом.
Трубопроводы и арматура первого контура обычно изготовляются из коррозионно-стойких сталей (например, 08Х18Н10Т), что диктуется требо- ваниями снизить до минимума количество продуктов коррозии в теплоноси- теле.
Цветные металлы и сплавы оборудования АЭС
- Алюминий и его сплавы
- Цирконий и его сплавы
- Бериллий и его сплавы
- Магний и его сплавы
- Титан и его сплавы
Взаимодействие между ураном и алюминием начинается при температуре 250°С При 300°С за 2000 ч в результате взаимодействия возникает интерме- таллидный слой толщиной 0,025 мм. Основным недостатком бинарных сплавов циркония с ниобием являет- ся большая зависимость их коррозионных свойств от режима термообработ- ки, что обусловлено образованием метастабильных фаз в системе Zr–Nb, имеющих нестабильную и часто низкую коррозионную стойкость. Это об- стоятельство не позволяет использовать возможности системы Zr–Nb для по- лучения высокой прочности сплавов и ограничивает использование сплавов для реакторных целей только в равновесном состоянии путем термообработ- ки в температурной области существования α-фазы (до 600 °С) после холод- ной обработки давлением.
Этим объясняется ис- пользование кислорода в определенных количествах по массе) для легирования сплавов Zr–1 % Nb и циркалоя, когда от материала оболочки ТВЭЛов требуются повышенные прочность и сопротивление ползучести. В России сплав Zr–1%Nb для оболочек ТВЭЛов используется в одном состоянии – отожженном при температуре 580 °С (сплав 110) или при 620 °С (сплав 110К) перед последней холодной прокаткой. В этом состоянии сплав Zr–1% Nb имеет и наибольшее сопротивление радиационным ползучести, росту и коррозии под напряжением в атмосфере газовых продуктов деления топлива.
Реакторное испытание в РБМК-1000 ТВЭЛов с оболочками из этого сплава подтвердило повышенную коррозионную устойчивость сплава в ки- пящих условиях по сравнению со сплавами Zr –1 % Nb и типа циркалой Zr – 1% Sn – 0,4%Fe. В работах, посвященных разработке более совершенного циркониевого сплава для оболочек ТВЭЛов на проектируемую глубину выгорания топлива до 50 ГВт·сут/т U, показано, что сплав Zr -1 % Nb - 1 % Sn - 0,5 % Fe, обладая такой же общей (равномерно) коррозией, что и сплавы с 1 и 2,5 % Nb, имеет в то же время наименьшую склонность к очаговой коррозии. Количество электричества, пропущенное при постоянном потенциале через образец сплава циркония с 2,5% Nb при темпе- ратуре 300°С, эквивалентно количеству металлического циркония, перешед- шего в ионное состояние.
Так, при облучении флюенсом нейтронов 1018 см-2 при температуре 45°С пределы прочности и текучести сплава, легированного цирконием, возрастают соответственно на 0-11 и 2- 18%, а относительное удлинение уменьшается на 10-35%.
Реакторный графит
Предел проч- ности на растяжение при комнатной температуре колеблется от 7 до 21 МПа, при изгибе 7-30 МПа. Облученный при 50 °С флюенсом нейтронов 5·1020 см-2 графит марки ГМЗ окисляется на воздухе при 600 °С раз интенсивнее, чем необлученный. Для защиты от окисления графитовой кладки ре- актора, работающей при температуре 700-800 °С, необходимо снижать объ- емное содержание кислорода в газовой среде до 0,05-0,10%.
Так, при флюенсе нейтронов 2·1020 см-2 при увеличении температуры облучения с 60-300 °С относительное удлинение по оси с уменьшается в 50 раз. В настоящее время не менее 20 фирм и лабораторий США и 14 пред- приятий в других странах интенсивно работают над получением ядерного го- рючего в виде микротоплива (МТ). Покрытие состоит из внут- ренней оболочки слоистого углерода толщиной 20 мкм и внешнего слоя столбчатого углерода толщиной 80 мкм.
В результате ресурсных испытаний, имитирующих номинальные ре- жимы эксплуатации легководных реакторов, установлено, что защитные по- крытия необлученных МТЭ из SiC и PyC обладают высокой коррозионной стойкостью в воде и паре высокого давления при 350 и 550 °C. Исследования подтвердили возможность длительной эксплуатации МТЭ с наружными за- щитными покрытиями из SiC и PyC в легководных реакторах при температу- ре теплоносителя до 600-650 °C соответственно.
Ресурс металла оборудования и трубопроводов АЭС и методы расчета
- Ресурс металла оборудования и трубопроводов АЭС
- Нормы и методы расчета на прочность основных элементов
Расчетная темпера- тура стенки трубы t = 226С, температура наружной поверхности металла ta=300С, наименьшее минусовое отклонение =10%, номинальное допуска- емое напряжение для стали 20К при температуре 226С [] = 136 МПа.
