RU2267173C1 - Breeding element for a thermonuclear reactor of synthesis - Google Patents
Breeding element for a thermonuclear reactor of synthesis Download PDFInfo
- Publication number
- RU2267173C1 RU2267173C1 RU2004110313/06A RU2004110313A RU2267173C1 RU 2267173 C1 RU2267173 C1 RU 2267173C1 RU 2004110313/06 A RU2004110313/06 A RU 2004110313/06A RU 2004110313 A RU2004110313 A RU 2004110313A RU 2267173 C1 RU2267173 C1 RU 2267173C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- steel
- ferrite
- coil
- carbides
- grains
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/10—Nuclear fusion reactors
Landscapes
- Heat Treatment Of Steel (AREA)
- Butt Welding And Welding Of Specific Article (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к материалам, используемым в активных зонах атомных реакторов, и может быть использовано при изготовлении бридингового элемента термоядерного реактора синтеза.The invention relates to nuclear engineering, in particular to materials used in the active zones of nuclear reactors, and can be used in the manufacture of a bridging element of a fusion fusion reactor.
Бридинговой элемент (далее - БЭ) термоядерного реактора синтеза (далее - ТЯР) предназначен для наработки трития, который образуется в результате ядерных реакций между литием и нейтронами. БЭ известной конструкции (см. Атомная энергия, т.89, вып.2, 2000, с.128-134) состоит из корпуса (т.н. первой стенки), внутри которого расположена бериллиевая керамика и змеевик в виде двух коаксиальных трубок. Внутренняя трубка змеевика заполнена литиевой керамикой, например, в форме гранул, и продувается потоком газа (например, гелия) для отвода образующегося трития. В зазор между внутренней и наружной трубками змеевика подается газовый теплоноситель (например, гелий) для отвода тепла от расположенной снаружи бериллиевой керамики и литиевой керамики, размещенной в центральной трубке. В известном БЭ в качестве материала оболочек трубок использована ферритомартенситная хромистая (12%) сталь ЭП450, на которую имеется ТУ 14-1-3820-84. Эта сталь характеризуется медленным спадом наведенной активности (более 1000 лет) из-за присутствия в ее составе ряда элементов (Ni, Mo, Nb, Co, Cu и др.), из которых под облучением образуются долгоживущие изотопы с жестким γ-излучением.The bridging element (hereinafter - EB) of the fusion reactor (hereinafter - TNR) is designed to produce tritium, which is formed as a result of nuclear reactions between lithium and neutrons. A BE of a known design (see Atomic energy, vol. 89, issue 2, 2000, p.128-134) consists of a body (the so-called first wall), inside which there is a beryllium ceramic and a coil in the form of two coaxial tubes. The inner tube of the coil is filled with lithium ceramics, for example, in the form of granules, and is blown with a stream of gas (for example, helium) to remove the resulting tritium. A gas coolant (e.g. helium) is supplied into the gap between the inner and outer tubes of the coil to remove heat from the beryllium ceramic located outside and the lithium ceramic placed in the central tube. In the well-known BE, the material of the shells of the tubes used ferritartensitic chrome (12%) steel EP450, on which there is TU 14-1-3820-84. This steel is characterized by a slow decline in induced activity (more than 1000 years) due to the presence of a number of elements (Ni, Mo, Nb, Co, Cu, etc.) in its composition, from which long-lived isotopes with hard γ-radiation are formed under irradiation.
Описанный БЭ является наиболее близким к предлагаемому техническому решению и принят за прототип.The described BE is the closest to the proposed technical solution and adopted as a prototype.
К сталям, используемым для изготовления трубчатых оболочек БЭ и других элементов ТЯР, предъявляется ряд жестких требований по характеристикам жаропрочности, по сопротивлению низкотемпературному радиационному охрупчиванию, по сопротивлению вакансионному распуханию, по технологичности, свариваемости и др. В последнее время важное значение придается также требованию быстрого спада наведенной радиоактивности сталей после их удаления из нейтронного поля активной зоны ТЯР, т.е. создание так называемых малоактивируемых сталей. Одним из перспективных материалов для изготовления оболочек БЭ являются хромистые стали, которые обладают хорошими свойствами, в частности в незначительной степени подвержены радиационному распуханию.The steels used for the manufacture of BE tubular shells and other TNR elements are subject to a number of stringent requirements for heat resistance characteristics, resistance to low-temperature radiation embrittlement, resistance to vacancy swelling, manufacturability, weldability, and others. Recently, the rapid decline requirement has also been important. induced radioactivity of steels after their removal from the neutron field of the TNR active zone, i.e. the creation of so-called low-activated steels. One of the promising materials for the manufacture of BE shells is chromium steels, which have good properties, in particular, to a small extent, are subject to radiation swelling.
Известна малоактивируемая радиационностойкая сталь (см. патент RU 2135623), содержащая углерод, кремний, марганец, хром, никель, ванадий, медь, молибден, кобальт, вольфрам, иттрий, ниобий, алюминий и железо при следующем соотношении компонентов, мас.%: углерод 0,13-0,18, кремний 0,20-0,35, марганец 0,30-0,60, хром 2,0-3,5, вольфрам 1,0-2,0, ванадий 0,10-0,35, молибден 0,01-0,05, никель 0,01-0,05, кобальт 0,001-0,01, медь 0,01-0,10, алюминий 0,01-0,10, ниобий 0,01-0,05, иттрий 0,05-0,15, железо - остальное.Known low-activated radiation-resistant steel (see patent RU 2135623) containing carbon, silicon, manganese, chromium, nickel, vanadium, copper, molybdenum, cobalt, tungsten, yttrium, niobium, aluminum and iron in the following ratio of components, wt.%: Carbon 0.13-0.18, silicon 0.20-0.35, manganese 0.30-0.60, chromium 2.0-3.5, tungsten 1.0-2.0, vanadium 0.10-0 35, molybdenum 0.01-0.05, nickel 0.01-0.05, cobalt 0.001-0.01, copper 0.01-0.10, aluminum 0.01-0.10, niobium 0.01 -0.05, yttrium 0.05-0.15, iron - the rest.
В этой стали суммарное содержание никеля, кобальта, молибдена, ниобия и меди составляет не более 0,2 мас.%, а отношение (V+0,3W)/C изменяется в пределах от 3 до 6.In this steel, the total content of nickel, cobalt, molybdenum, niobium and copper is not more than 0.2 wt.%, And the ratio (V + 0.3W) / C varies from 3 to 6.
Эта сталь обладает низким уровнем наведенной активности, но не является жаропрочной при температуре, превышающей 500°С (см. М.В.Захаров, А.М.Захаров. Жаропрочные сплавы, М. Металлургия, 1972.).This steel has a low level of induced activity, but is not heat-resistant at temperatures exceeding 500 ° C (see M.V. Zakharov, A.M. Zakharov. Heat-resistant alloys, M. Metallurgy, 1972.).
Известна также малоактивируемая жаропрочная (до 550°С) сталь (см. патент RU 2033461), которая содержит углерод, кремний, марганец, хром, вольфрам, ванадий, бор, титан, церий и железо при следующем соотношении компонентов, мас.%: углерод 0,10-0,20, кремний 0,02-1,00, марганец 0,50-2,0, хром 10,0-13,9, вольфрам 0,8-2,9, ванадий 0,05-0,45, титан 0,01-0,10, бор 0,0005-0,008, церий 0,001-0,100, железо остальное.Also known is low-activation heat-resistant (up to 550 ° C) steel (see patent RU 2033461), which contains carbon, silicon, manganese, chromium, tungsten, vanadium, boron, titanium, cerium and iron in the following ratio of components, wt.%: Carbon 0.10-0.20, silicon 0.02-1.00, manganese 0.50-2.0, chromium 10.0-13.9, tungsten 0.8-2.9, vanadium 0.05-0 45, titanium 0.01-0.10, boron 0.0005-0.008, cerium 0.001-0.100, the rest is iron.
Радиационные свойства этой стали в описании изобретения не указаны. Однако, как показывают исследования (см. А.Г.Иолтуховскйй, М.В.Леонтьева-Смирнова, В.С.Агеев и др. Влияние исходного структурного состояния на склонность 12% хромистых сталей к охрупчиванию под облучением/Сб. трудов 3-й Межотраслевой конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 1994 г., т.1, с.51), сталь такого состава должна подвергаться низкотемпературному радиационному охрупчиванию (далее - НТРО) из-за содержания в ее структуре 40-50% δ-феррита. Поэтому основным недостатком этой стали является недостаточная жаропрочность при температуре более 550°С и пониженное сопротивление НТРО.The radiation properties of this steel are not indicated in the description of the invention. However, studies show (see A.G. Ioltukhovsky, M.V. Leontyeva-Smirnova, V.S. Ageev, etc. The influence of the initial structural state on the tendency of 12% chromium steels to embrittlement under irradiation / Collected works 3- Interdisciplinary Conference on Reactor Material Science, Dimitrovgrad, 1994, v. 1, p. 51), steel of this composition should be subjected to low-temperature radiation embrittlement (hereinafter - NTR) due to the content of 40-50% δ-ferrite in its structure. Therefore, the main disadvantage of this steel is insufficient heat resistance at a temperature of more than 550 ° C and a low resistance to NTRO.
В прототипе бридингого элемента в качестве материала трубок змеевика выбрана сталь ЭП450 ферритомартенситного класса, состав и свойства которой приведены в статье (см. М.И.Солонин, Ф.Г.Решетников, А.Г.Иолтуховскйй и др. Новые конструкционные материалы активных зон ядерных энергетических установок. «Физика и химия обработки материалов», 2001 г., с.17-27).In the prototype of the bridging element, EP450 steel of a ferritomartensitic class was selected as the material of the coil tubes, the composition and properties of which are given in the article (see M.I.Solonin, F.G. Reshetnikov, A.G. Ioltukhovsky and others. New structural materials of active zones nuclear power plants. "Physics and Chemistry of Materials Processing", 2001, p.17-27).
Сталь содержит, мас.%: углерод 0,10-0,15, хром 12,0-14,0, ванадий 0,1-0,2, молибден 1,2-1,4, ниобий 0,25-0,55, бор 0,004 (по расчету), железо остальное. При этом содержание кремния ограничено значением 0,6, марганца - 0,6, никеля - 0,3, серы - 0,010 и фосфора - 0,015.Steel contains, wt.%: Carbon 0.10-0.15, chromium 12.0-14.0, vanadium 0.1-0.2, molybdenum 1.2-1.4, niobium 0.25-0, 55, boron 0.004 (calculated), the rest is iron. The silicon content is limited to 0.6, manganese to 0.6, nickel to 0.3, sulfur to 0.010 and phosphorus to 0.015.
Основным недостатком этой стали является высокая активируемость в поле нейтронного излучения за счет ядерных реакций на Ni, Mo, Nb, Cu, Со и др. элементах с образованием долгоживущих радиоактивных изотопов, а также низкая жаропрочность при Т выше 650°С и склонность к НТРО в интервале 270-400°С.The main disadvantage of this steel is its high activability in the neutron radiation field due to nuclear reactions on Ni, Mo, Nb, Cu, Co and other elements with the formation of long-lived radioactive isotopes, as well as low heat resistance at T above 650 ° C and a tendency to NTRO in the range of 270-400 ° C.
Технической задачей изобретения является создание БЭ с материалом трубок змеевика, который обладал бы следующими свойствами: низким уровнем наведенной радиоактивности и более быстрым ее спадом после нейтронной экспозиции, высоким уровнем сопротивления охрупчиванию в интервале температур 270-400°С в условиях нейтронного облучения и высоким уровнем жаропрочности при температурах до 700°С.An object of the invention is the creation of BE with the material of the tube tubes, which would have the following properties: low induced radioactivity and its faster decline after neutron exposure, a high level of embrittlement resistance in the temperature range 270-400 ° C under neutron irradiation and a high level of heat resistance at temperatures up to 700 ° C.
Техническим результатом является создание БЭ с материалом трубок змеевика, который имеет высокий уровень сопротивления охрупчиванию в интервале температур 270-400°С, а также повышенный уровень жаропрочности при температурах до 700°С и создание БЭ с высокими эксплуатационными характеристиками.The technical result is the creation of BE with the tube material of the coil, which has a high level of embrittlement resistance in the temperature range 270-400 ° C, as well as an increased level of heat resistance at temperatures up to 700 ° C and the creation of BE with high operational characteristics.
Технический результат достигается тем, что бридинговый элемент для термоядерного реактора синтеза включает корпус, заполненный бериллиевым размножителем нейтронов, размещенный внутри корпуса змеевик в виде двух коаксиальных трубок, внутренняя трубка заполнена литиевой пористой керамикой и подсоединена к системе прокачки газа-носителя трития, а зазор между трубками подсоединен к системе прокачки теплоносителя, причем трубки изготовлены из ферритомартенситной стали, структура которой по длине змеевика выполнена по крайней мере из двух зон, причем в зоне со стороны выхода теплоносителя из змеевика структура стали включает смесь α-феррита, δ-феррита и сорбита, сложные карбиды хрома типа М23С6, расположенные по большеугловым границам и в теле зерен, а также карбиды, карбонитриды и частицы фаз Лавеса сильных карбидообразующих компонентов стали, расположенные по границам и в теле зерен, а в зоне со стороны подвода теплоносителя в змеевик структура стали включает смесь α-феррита, δ-феррита и сорбита, сложные карбиды хрома типа М23С6, расположенные по большеугловым границам зерен, а также карбиды и карбонитриды сильных карбидообразующих компонентов стали, скоагулированные и расположенные в теле зерен сорбита и δ-феррита.The technical result is achieved by the fact that the bridging element for a thermonuclear fusion reactor includes a housing filled with a beryllium neutron multiplier, a coil in the form of two coaxial tubes placed inside the housing, an inner tube filled with porous lithium ceramic and connected to a tritium carrier gas pumping system, and a gap between the tubes connected to a coolant pumping system, and the tubes are made of ferritomartensitic steel, the structure of which along the length of the coil is made of at least two zone, and in the zone on the side of the coolant exit from the coil, the steel structure includes a mixture of α-ferrite, δ-ferrite and sorbitol, complex chromium carbides of the type M 23 C 6 located at high-angle boundaries and in the grain body, as well as carbides, carbonitrides and particles of the Laves phases of strong carbide-forming steel components located along the boundaries and in the grain body, and in the area from the coolant supply side to the coil, the steel structure includes a mixture of α-ferrite, δ-ferrite and sorbitol, complex chromium carbides of type M 23 C 6 located at high angle border grains and the carbides and carbonitrides of steel components strong carbide, coagulated and disposed in the body of grains of sorbitol and δ-ferrite.
В частном варианте структура стали по длине змеевика выполнена из трех зон, причем структура стали в средней зоне включает смесь α-феррита, δ-феррита и сорбита, сложные карбиды хрома типа М23С6, расположенные по границам зерен, а также карбиды, карбонитриды сильных карбидообразующих компонентов стали, расположенные по границам и в теле зерен в количестве меньшем, чем в зоне со стороны выхода теплоносителя из змеевика.In a particular embodiment, the steel structure along the length of the coil is made up of three zones, the steel structure in the middle zone comprising a mixture of α-ferrite, δ-ferrite and sorbitol, complex chromium carbides of the M 23 C 6 type located at grain boundaries, as well as carbides, carbonitrides strong carbide-forming steel components located along the boundaries and in the body of the grains in an amount less than in the zone on the side of the coolant exit from the coil.
В другом частном варианте змеевик изготовлен из малоактивируемой стали, содержащей углерод, кремний, марганец, хром, ванадий, вольфрам, бор, церий и/или иттрий, титан, железо, тантал, цирконий, азот и неизбежные примеси, при следующем соотношении компонентов, мас.%:In another particular embodiment, the coil is made of low-activated steel containing carbon, silicon, manganese, chromium, vanadium, tungsten, boron, cerium and / or yttrium, titanium, iron, tantalum, zirconium, nitrogen and inevitable impurities, in the following ratio of components, wt .%:
при отношении суммарного содержания ванадия, титана, циркония и тантала к суммарному содержанию углерода и азота от 2 до 9, причем структура стали по длине змеевика выполнена по крайней мере из двух зон, в зоне со стороны выхода теплоносителя из змеевика структура стали включает α-феррит, δ-феррит, сорбит, сложные карбиды хрома М23С6, расположенные по большеугловым границам и в теле зерен, карбиды и карбонитриды компонентов стали (ванадий, тантал, титан, цирконий, вольфрам и др.), частицы фаз Лавеса типа Fe2(W), а в зоне со стороны входа теплоносителя в змеевик структура стали включает сорбит, δ-феррит, α-феррит, остаточный аустенит, карбид и карбонитриды компонентов стали (хром, ванадий, тантал, вольфрам и др.), при этом большеугловые границы зерен заняты карбидами М23С6, а зерна сорбита и δ-феррита имеют отдельные выделения скоагулированных карбидов и карбонитридов VC, V(CN), Ti(CN) и Ta(CN), а остальные элементы (железо, марганец, молибден, вольфрам, кремний и др.) входят в состав сложных карбидов М23С6 или в состав твердого раствора FeCr.when the ratio of the total content of vanadium, titanium, zirconium and tantalum to the total content of carbon and nitrogen is from 2 to 9, moreover, the steel structure along the length of the coil is made of at least two zones, in the zone on the side of the coolant exit from the coil, the steel structure includes α-ferrite , δ-ferrite, sorbitol, complex chromium carbides M 23 C 6 located at high-angle boundaries and in the grain body, carbides and carbonitrides of steel components (vanadium, tantalum, titanium, zirconium, tungsten, etc.), particles of Laves phases like Fe 2 (W), and in the zone from the inlet side of the coolant The structure of the steel in the coil includes sorbitol, δ-ferrite, α-ferrite, residual austenite, carbide and carbonitrides of steel components (chromium, vanadium, tantalum, tungsten, etc.), while the larger-angle grain boundaries are occupied by M 23 C 6 carbides, and grains of sorbitol and δ-ferrite have separate precipitates of coagulated carbides and carbonitrides VC, V (CN), Ti (CN) and Ta (CN), and the remaining elements (iron, manganese, molybdenum, tungsten, silicon, etc.) are included complex carbides M 23 C 6 or in the composition of a solid solution of FeCr.
В другом частном варианте содержание неизбежных примесей в стали ограничено концентрациями, мас.%:In another particular embodiment, the content of inevitable impurities in steel is limited by concentrations, wt.%:
при суммарном содержании примесей высокоактивируемых металлов - молибдена, ниобия, никеля, меди и кобальта, не превышающем 0,1 мас.%.with a total content of impurities of highly activated metals - molybdenum, niobium, nickel, copper and cobalt, not exceeding 0.1 wt.%.
В другом частном варианте суммарное содержание примесей легкоплавких металлов свинца, висмута, олова, сурьмы и мышьяка в стали не превышает 0,05 мас.%.In another particular embodiment, the total content of impurities of fusible metals of lead, bismuth, tin, antimony and arsenic in steel does not exceed 0.05 wt.%.
Сущность изобретения состоит в том, что структура стали по длине змеевика БЭ выполнена неоднородной и приведена в соответствие с реальным распределением температуры, которое формируется в процессе работы реактора (температура трубок змеевика в зоне выхода теплоносителя превышает температуру трубок в зоне подвода теплоносителя на несколько сотен градусов). Поэтому в заявляемом изобретении реализуется новый принцип формирования по длине змеевика различающихся свойств одного и того же материала за счет зональной неоднородности его структуры, которая оптимальным образом соответствовала бы реальным условиям его использования в реакторе. Такой подход с одной стороны открывает новые горизонты создания новых материалов для активных зон атомных реакторов, а с другой - позволяет существенно расширить области использования уже известных материалов.The essence of the invention lies in the fact that the steel structure along the length of the BE coil is heterogeneous and brought into line with the actual temperature distribution that is formed during the operation of the reactor (the temperature of the coil tubes in the coolant exit zone exceeds several hundred degrees above the temperature of the tubes in the coolant supply zone) . Therefore, the claimed invention implements a new principle of forming along the length of the coil the differing properties of the same material due to the zonal heterogeneity of its structure, which would optimally correspond to the actual conditions of its use in the reactor. On the one hand, this approach opens up new horizons for the creation of new materials for the active zones of nuclear reactors, and on the other hand, it significantly expands the areas of use of already known materials.
Структура стали в низкотемпературной зоне оболочек БЭ включает сорбит, α-феррит, остаточный аустенит, карбиды возможных сильных карбообразующих компонентов стали (Cr, V, Ti, Та, W и др.), нитриды и карбонитриды упомянутых элементов, границы большеугловых зерен в основном свободны от выделений карбидов М23С6, и имеют по телу зерна скоагулированную карбидную фазу. В результате формирования такой структуры твердый раствор обеднен хромом и не способен к выделению под облучением охрупчивающих фаз (σ-фаза, α-фаза и др.), что повышает сопротивление оболочки в нижней, низкотемпературной ее зоне процессам НТРО.The steel structure in the low-temperature zone of BE shells includes sorbitol, α-ferrite, residual austenite, carbides of possible strong carbo-forming steel components (Cr, V, Ti, Ta, W, etc.), nitrides and carbonitrides of the above elements, the boundaries of high-angle grains are mostly free from the precipitation of carbides M 23 C 6 , and have a coagulated carbide phase in the grain body. As a result of the formation of such a structure, the solid solution is depleted in chromium and is not capable of evolving embrittlement phases (σ-phase, α-phase, etc.), which increases the resistance of the shell in its lower, low-temperature zone to NTRO processes.
Для создания такой структуры низкотемпературная зона БЭ подвергается циклической обработке (до 10 циклов) с нагревом до температуры Ac1+20°C и охлаждением до комнатной температуры, при этом скорость охлаждения изделия после проведения операции отпуска и в процессе проведения циклической обработки и после ее завершения не должна быть ниже 50°С/мин при охлаждении на воздухе.To create such a structure, the low-temperature zone of BE is subjected to cyclic treatment (up to 10 cycles) with heating to a temperature of Ac 1 + 20 ° C and cooling to room temperature, while the cooling rate of the product after the tempering operation and during cyclic processing and after it is completed should not be lower than 50 ° C / min when cooling in air.
Как следует из вышеизложенного, для обеспечения оптимальной структуры в высокотемпературной и низкотемпературной зонах оболочек БЭ и обеспечения ее малой активируемости, жаропрочности и радиационной стойкости проводят комплексное легирование стали элементами с быстрым спадом наведенной радиационной активности с созданием определенного соотношения между γ-стабилизирующими элементами (С, N, Mn) и α-стабилизирующими элементами (Cr, W, V, Та, Ti, Zr, Mo, Nb и др.).As follows from the foregoing, in order to ensure the optimal structure in the high-temperature and low-temperature zones of BE shells and to ensure its low activability, heat resistance, and radiation resistance, complex alloying of steel is carried out with elements with a rapid decrease in the induced radiation activity with the creation of a certain ratio between γ-stabilizing elements (C, N , Mn) and α-stabilizing elements (Cr, W, V, Ta, Ti, Zr, Mo, Nb, etc.).
В высокотемпературной зоне БЭ, в которой оболочки работают при температуре не менее 600°С, высокого уровня жаропрочности достигают за счет образования стабильной мартенситно-ферритной структуры оболочки с наличием упрочняющих твердый раствор элементов внедрения (С, N, В) и элементов замещения (W, V, Cr), упрочняющих карбидных (МС, М2С, М23С6 и др.), нитридных (MN, M2N) и карбонитридных (MCN) фаз, а также частиц фаз Лавеса типа Fe2(W).In the high-temperature zone of BE, in which the shells operate at a temperature of at least 600 ° C, a high level of heat resistance is achieved due to the formation of a stable martensitic-ferrite shell structure with the presence of solid solution strengthening elements (C, N, B) and substitution elements (W, V, Cr), hardening carbide (MS, M 2 C, M 23 C 6 , etc.), nitride (MN, M 2 N) and carbonitride (MCN) phases, as well as particles of Laves type Fe 2 (W).
Эта структура в высокотемпературной зоне оболочки БЭ создается с помощью закалки при температуре 1050-1150°С в течение 40 мин и последующего отпуска при 680-760°С.This structure in the high-temperature zone of the BE shell is created by quenching at a temperature of 1050–1150 ° С for 40 min and subsequent tempering at 680–760 ° С.
Увеличение содержания вольфрама, который вводится примерно в эквивалентном соотношении взамен молибдена, обеспечивает оболочкам БЭ меньшую активируемость под действием нейтронного облучения и быстрый ее спад во времени после окончания нейтронной экспозиции благодаря меньшему сечению взаимодействия нейтронов с ядрами вольфрама и меньшему периоду полураспада образовавшихся под облучением изотопов вольфрама, соответственно. Увеличение содержания вольфрама способствует также сохранению высокого уровня длительной и кратковременной прочности стали.An increase in the tungsten content, which is introduced in an approximately equivalent ratio instead of molybdenum, provides EB shells with less activability under the influence of neutron irradiation and its faster decay in time after the end of neutron exposure due to the smaller cross section for the interaction of neutrons with tungsten nuclei and a shorter half-life of tungsten isotopes formed under irradiation, respectively. An increase in the tungsten content also contributes to maintaining a high level of long-term and short-term strength of steel.
За счет введения циркония, тантала и азота кратковременная и длительная прочность стали остаются на достаточно высоком уровне.Due to the introduction of zirconium, tantalum and nitrogen, short-term and long-term strength of steel remain at a fairly high level.
За счет введения азота и введения ограничения отношения суммарного содержания титана, тантала, циркония и ванадия к суммарному содержанию углерода и азота в пределах от 2 до 9 возрастает сопротивление стали низкотемпературному радиационному охрупчиванию в условиях нейтронного облучения.Due to the introduction of nitrogen and the limitation of the ratio of the total content of titanium, tantalum, zirconium, and vanadium to the total content of carbon and nitrogen in the range from 2 to 9, the resistance of steel to low-temperature radiation embrittlement increases under neutron irradiation conditions.
Введение церия и/или иттрия в количестве 0,001-0,15 способствует рафинированию и измельчению зерна стали. При этом церий и иттрий, являясь малоактивируемыми элементами, не увеличивают наведенную активность заявленной стали.The introduction of cerium and / or yttrium in an amount of 0.001-0.15 contributes to the refinement and grinding of steel grains. In this case, cerium and yttrium, being low-activated elements, do not increase the induced activity of the declared steel.
Нижний предел содержания церия и/или иттрия соответствует минимальной концентрации, при которой отмечается его положительное влияние на рафинирование стали. Значение верхнего предела содержания церия и/или иттрия обеспечивает сохранение сталью достаточной технологичности при горячем переделе.The lower limit of cerium and / or yttrium content corresponds to the minimum concentration at which its positive effect on steel refining is noted. The value of the upper limit of the content of cerium and / or yttrium ensures that steel retains sufficient processability during hot processing.
Нижний предел содержания циркония определяется необходимостью связывания части азота в мелкодисперсные и термодинамически устойчивые частицы нитрида циркония.The lower limit of the zirconium content is determined by the need to bind a part of nitrogen to finely dispersed and thermodynamically stable particles of zirconium nitride.
Верхний предел содержания циркония определяется возможностью образования легкоплавкой эвтектики цирконий-железо, что может снизить технологичность стали.The upper limit of the zirconium content is determined by the possibility of the formation of a low-melting zirconium-iron eutectic, which can reduce the manufacturability of steel.
Нижний предел содержания титана определяется необходимостью связывания части углерода в термодинамически стойкие карбиды титана мелкодисперсной формы.The lower limit of the titanium content is determined by the need to bind a portion of the carbon to thermodynamically stable finely dispersed titanium carbides.
Верхний предел содержания титана определяется возможностью перераспределения азота между цирконием и титаном, что нежелательно из-за возможного снижения длительной прочности стали.The upper limit of the titanium content is determined by the possibility of redistribution of nitrogen between zirconium and titanium, which is undesirable due to a possible decrease in the long-term strength of steel.
Нижний предел содержания тантала определяется необходимостью связывания части углерода в термодинамически стойкие карбиды тантала и обеспечения его содержания в твердом растворе на уровне предельной растворимости.The lower limit of tantalum content is determined by the need to bind part of the carbon to thermodynamically stable tantalum carbides and ensure its content in solid solution at the level of ultimate solubility.
Верхний предел содержания тантала определяется возможностью образования глобулярных карбидных включений, снижающих технологичность стали.The upper limit of the tantalum content is determined by the possibility of the formation of globular carbide inclusions that reduce the manufacturability of steel.
Нижний предел содержания азота определяется необходимостью связывания циркония в мелкодисперсные частицы нитрида циркония. Ограничение азота по верхнему пределу необходимо для обеспечения технологичности стали при сварке.The lower limit of the nitrogen content is determined by the need to bind zirconium to fine particles of zirconium nitride. The limitation of nitrogen at the upper limit is necessary to ensure the manufacturability of steel during welding.
Цирконий и тантал, являясь малоактивируемыми элементами, не увеличивают наведенную активность заявляемой стали.Zirconium and tantalum, being low-activated elements, do not increase the induced activity of the inventive steel.
Азот в виде изотопа 14N (99% содержания) активируется под действием нейтронного облучения с образованием долгоживущего изотопа 14С, который при распаде (период полураспада 5,7.103 лет) дает α-частицу (стабильный изотоп 6He) без выделения γ-излучения, т.е. наличие азота не влияет на спад радиационной активности стали, определяемой γ-излучением.Nitrogen in the form of a 14 N isotope (99% content) is activated by neutron irradiation with the formation of a long-lived 14 C isotope, which upon decay (half-life 5.7.10 3 years) gives an α-particle (stable isotope 6 He) without emission of γ radiation , i.e. the presence of nitrogen does not affect the decrease in the radiation activity of steel, determined by γ-radiation.
Содержание кремния находится в пределах 0,1-1,0 мас.% для обеспечения раскисления стали.The silicon content is in the range of 0.1-1.0 wt.% To ensure deoxidation of steel.
Для обеспечения технологических свойств стали и снижения количества δ-феррита содержание марганца в стали находится на уровне 0,5-2,0 мас.%.To ensure the technological properties of steel and reduce the amount of δ-ferrite, the manganese content in the steel is at the level of 0.5-2.0 wt.%.
Для обеспечения жаропрочности и радиационной стойкости содержание хрома в заявляемой стали находится на уровне 10-13,5 мас.%.To ensure heat resistance and radiation resistance, the chromium content in the inventive steel is at the level of 10-13.5 wt.%.
Содержание углерода в заявляемой стали находится в пределах 0,10-0,21 мас.% для обеспечения высокого уровня структурной стабильности и жаропрочности за счет протекания процесса мартенситного превращения.The carbon content in the inventive steel is in the range of 0.10-0.21 wt.% To ensure a high level of structural stability and heat resistance due to the martensitic transformation process.
Пример.Example.
Произведена выплавка в вакуумной индукционной печи двух слитков стали по 25 килограмм, а также двух слитков по 500 килограмм стали для оболочки заявляемого твэла. Слитки по 25 килограмм проковывали на заготовки ⌀ 35 мм, которые затем проковывали на пластины толщиной 1 мм и на пруток диаметром 12 мм. Слитки по 500 килограмм проковывали на заготовки диаметром 90 мм, которые затем прокатывали на лист толщиной 6 мм и на пруток диаметром 12 мм. Пруток, лист и пластины подвергали термообработке по стандартному режиму - нормализация и отпуск. Из термообработанного металла изготавливались цилиндрические образцы с размером рабочей части ⌀ 5×25 мм для испытания на длительную прочность и ползучесть по ГОСТ 10145-81 и ГОСТ 3248-81. Механические свойства, в том числе и после облучения, определялись на стандартных образцах при испытании на растяжение по ГОСТ 10446-80. Указанные образцы должны были имитировать состояние металла высокотемпературной части оболочки твэла, работающей при температуре не менее 600°С.Two bars of steel of 25 kilograms each were melted in a vacuum induction furnace, as well as two bars of 500 kilograms of steel for the shell of the claimed fuel element. Ingots of 25 kilograms were forged on billets of ⌀ 35 mm, which were then forged on plates 1 mm thick and on a bar with a diameter of 12 mm. 500 kilogram ingots were forged onto billets with a diameter of 90 mm, which were then rolled onto a sheet 6 mm thick and onto a bar 12 mm in diameter. The bar, sheet and plates were subjected to heat treatment according to the standard mode — normalization and tempering. Cylindrical samples with a working part size of ⌀ 5 × 25 mm were made from heat-treated metal for testing for long-term strength and creep according to GOST 10145-81 and GOST 3248-81. Mechanical properties, including after irradiation, were determined on standard samples during tensile testing in accordance with GOST 10446-80. These samples were supposed to simulate the state of the metal of the high-temperature part of the cladding of a fuel rod operating at a temperature of at least 600 ° C.
Одновременно были изготовлены аналогичные малые гагаринские образцы, которые должны были имитировать состояния металла низкотемпературной части оболочки твэла, работающей при температуре не более 400°С, т.е. на них проверялась склонность к НТРО. Для создания в металле этих образцов структуры, обладающей повышенным сопротивлением НТРО, образцы подвергались циклической обработке - нагреву до температуры Ac1+20°C, выдержке 10 мин и охлаждению до комнатной температуры со скоростью не менее 50°С/мин в интервале от 600 до 20°С. Всего было повторено 10 циклов. После окончания циклической обработки образцы подвергались отпуску при 720°С в течение 2 ч с последующим ускоренным охлаждением (не менее 50°С/мин) до комнатной температуры.Simultaneously, similar small Gagarin samples were made, which were supposed to imitate the state of the metal of the low-temperature part of the cladding of a fuel rod, operating at a temperature of no more than 400 ° C, i.e. they tested the tendency to NTRO. In order to create a structure in these metals with a high NTRO resistance, the samples were subjected to cyclic treatment — heating to Ac 1 + 20 ° C, holding for 10 min, and cooling to room temperature at a rate of at least 50 ° C / min in the range from 600 to 20 ° C. A total of 10 cycles were repeated. After completion of the cyclic treatment, the samples were tempered at 720 ° C for 2 h, followed by accelerated cooling (at least 50 ° C / min) to room temperature.
Нейтронное облучение предлагаемой стали проводилось - в активной зоне исследовательского реактора на быстрых нейтронах БОР-60 при температуре 325-345°С при повреждающей дозе нейтронов 5,8÷8,0 с.н.а. Испытания на растяжение проводились на дистанционной разрывной машине 1794-У5 на воздухе при скорости деформации ~1 мм/мин. При указанных условиях облучались образцы, подвергшиеся стандартной термообработке, и образцы, подвергшиеся циклической термообработке.Neutron irradiation of the proposed steel was carried out - in the core of the BOR-60 fast neutron research reactor at a temperature of 325-345 ° C with a damaging neutron dose of 5.8 ÷ 8.0 n.a. Tensile tests were carried out on a 1794-U5 remote tensile testing machine in air at a strain rate of ~ 1 mm / min. Under these conditions, samples subjected to standard heat treatment and samples subjected to cyclic heat treatment were irradiated.
Химические составы стали для оболочек заявляемого БЭ и известной стали приведены в табл. 1, результаты расчета кинетики спада наведенной активности в этих сталях - в табл. 2, а результаты испытаний механических свойств - в табл. 3 и 4.The chemical compositions of steel for the shells of the claimed BE and known steel are given in table. 1, the results of calculating the kinetics of the decrease in induced activity in these steels are given in Table. 2, and the results of mechanical properties tests are given in table. 3 and 4.
Данные расчета кинетики спада наведенной активности (т.е. мощности дозы γ-излучения) в сталях после предполагаемого облучения в реакторе на быстрых нейтронах БН-600 в течение 560 час. и при последующей выдержке до 500 лет свидетельствуют о преимуществе заявляемой стали, особенно заметной после выдержки свыше 10 лет (см. табл. 2). После выдержки в течение 50 лет с заявляемой сталью можно работать без специальной защиты и отправлять ее на переплав для повторного использования.Calculation data of the decay kinetics of the induced activity (i.e., γ-radiation dose rate) in steels after the alleged exposure in the BN-600 fast neutron reactor for 560 hours. and with subsequent aging up to 500 years indicate the advantage of the inventive steel, especially noticeable after aging over 10 years (see table. 2). After aging for 50 years with the inventive steel, you can work without special protection and send it to remelting for reuse.
Аналогичные расчеты, проведенные для спектра нейтронов термоядерного реактора ДЕМО, показывают, что быстрый спад наведенной активности также делает ее безопасной через 50 лет выдержки.Similar calculations performed for the neutron spectrum of the DEMO thermonuclear reactor show that the rapid decline in the induced activity also makes it safe after 50 years of exposure.
Результаты испытаний механических свойств (см. табл. 3) подтверждают, что сталь для заявляемых оболочек БЭ имеет существенно более высокий запас сопротивления НТРО после циклической обработки. Так, значения относительного удлинения образцов заявляемой стали после облучения в реакторе БОР-60 при температурах облучения 325-345°С, при которых проявляется НТРО, имеют пониженные значения как при 20°С (2,6÷6,1%), так и при температуре облучения (1,3÷1,7%), в то время как после циклической обработки эти значения в 1,5-2 раза выше.The test results of the mechanical properties (see table. 3) confirm that the steel for the claimed BE shells has a significantly higher reserve of NTRO resistance after cyclic processing. So, the values of the relative elongation of the samples of the inventive steel after irradiation in the BOR-60 reactor at irradiation temperatures of 325-345 ° C, at which NTRO is manifested, have lower values both at 20 ° C (2.6 ÷ 6.1%), and at irradiation temperature (1.3 ÷ 1.7%), while after cyclic treatment these values are 1.5-2 times higher.
Результаты испытаний на длительную прочность и ползучесть, проведенные по ГОСТ 10145-81 и ГОСТ 3248-81, показали (см. табл. 4), что сталь для заявляемых оболочек БЭ после выбранного режима термообработки является жаропрочной при температуре 650÷700°С даже в своих модификациях с пониженным содержанием азота. Так, например, скорость ползучести заявляемой стали при 650°С при напряжении 8 кгс/мм2 составляет (0,9-7)·10-4 %/ч. Аналогичные результаты наблюдаются и при напряжениях 10 и 12 кгс/мм2.The results of tests for long-term strength and creep carried out according to GOST 10145-81 and GOST 3248-81 showed (see Table 4) that the steel for the claimed BE shells after the selected heat treatment mode is heat-resistant at a temperature of 650 ÷ 700 ° C even its modifications with a low nitrogen content. So, for example, the creep rate of the inventive steel at 650 ° C at a stress of 8 kgf / mm 2 is (0.9-7) · 10 -4 % / h. Similar results are observed at voltages of 10 and 12 kgf / mm 2 .
Таким образом, заявляемые оболочки БЭ могут быть использованы для активных зон ТЯР. Использование БЭ с оболочками трубок, имеющими заявленные свойства, обеспечит более быстрый спад наведенной активности при высоких свойствах жаропрочности и сопротивления низкотемпературному радиационному охрупчиванию. Использование изобретения позволит также снизить загрязнение окружающей среды в результате эксплуатации атомных энергетических установок нового поколения и повторно использовать конструкционные материалы.Thus, the claimed shell BE can be used for active zones of TNR. The use of BE with tube shells having the declared properties will provide a faster decrease in induced activity with high heat resistance and resistance to low-temperature radiation embrittlement. The use of the invention will also reduce environmental pollution as a result of the operation of new generation nuclear power plants and reuse structural materials.
Кинетика спада накопленной мощности дозы γ-излучения (зв/ч) для заявляемой стали после облучения в БН-600 (поток нейтронов 6,5.1015 н/см2с, время облучения 560 дней).table 2
The kinetics of the decline in the accumulated dose rate of γ-radiation (sound / hr) for the inventive steel after irradiation in BN-600 (neutron flux 6.5.10 15 n / cm 2 s, irradiation time 560 days).
** 1·10-2 зв/ч - безопасный уровень γ-излучения, при котором по правилам МАГАТЭ материал можно повторно использовать.Notes: * Transmutation of elements and induced activity were calculated using the FISPACT-30 program (RA Forrest, J.-CH. Sublet. "FISPACT-3 User Manual", report AEA / FUS / 227, 1993). The dose rate of γ radiation that accompanies the radioactive decay of elements was calculated as γ radiation from the surface of the radioactive material at a distance of 1 cm from the surface of a sample weighing 1 kg.
** 1 · 10 -2 sv / h - safe level of γ-radiation at which, according to IAEA rules, the material can be reused.
Механические свойства образцов предлагаемой и известной сталей после облучения в БОР-60Table 3
Mechanical properties of samples of the proposed and known steels after irradiation in BOR-60
облученияParameters
exposure
Механические свойства стали 16Х12В2ФТаР, облученной в реакторе БОР-60.Table 4
Mechanical properties of steel 16Kh12V2FTara irradiated in a BOR-60 reactor.
°СT reg. ,
° C
Результаты испытаний на длительную прочность и ползучесть образцов заявляемой стали после стандартной термообработки (нормализация плюс отпуск).Table 5
The results of tests for long-term strength and creep of samples of the inventive steel after standard heat treatment (normalization plus tempering).
Claims (5)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2004110313/06A RU2267173C1 (en) | 2004-04-05 | 2004-04-05 | Breeding element for a thermonuclear reactor of synthesis |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2004110313/06A RU2267173C1 (en) | 2004-04-05 | 2004-04-05 | Breeding element for a thermonuclear reactor of synthesis |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2004110313A RU2004110313A (en) | 2005-10-20 |
| RU2267173C1 true RU2267173C1 (en) | 2005-12-27 |
Family
ID=35862513
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2004110313/06A RU2267173C1 (en) | 2004-04-05 | 2004-04-05 | Breeding element for a thermonuclear reactor of synthesis |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2267173C1 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2527941C1 (en) * | 2013-03-12 | 2014-09-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Device to monitor breed tritium in blanket of thermonuclear reactor |
| RU2560528C1 (en) * | 2014-06-27 | 2015-08-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Device to monitor bred tritium in thermonuclear reactor blanket |
| RU2760462C1 (en) * | 2017-02-09 | 2021-11-25 | ТерраПауэр, ЭлЭлСи | Composition based on iron for fuel cell |
-
2004
- 2004-04-05 RU RU2004110313/06A patent/RU2267173C1/en active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| ГОРОХОВ В.В. и др. Модели керамических зон воспроизводства трития бланкета термоядерного реактора. Атомная энергия. Т.89, вып. 2, 2000, с.128-134. * |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2527941C1 (en) * | 2013-03-12 | 2014-09-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Device to monitor breed tritium in blanket of thermonuclear reactor |
| RU2560528C1 (en) * | 2014-06-27 | 2015-08-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Device to monitor bred tritium in thermonuclear reactor blanket |
| RU2760462C1 (en) * | 2017-02-09 | 2021-11-25 | ТерраПауэр, ЭлЭлСи | Composition based on iron for fuel cell |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2004110313A (en) | 2005-10-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP2647732B1 (en) | Precipitation-strengthened ni-based heat-resistant alloy and method for producing the same | |
| RU2262753C2 (en) | Fast reactor fuel element (versions) and the can for its fabrication | |
| Henry et al. | Irradiation-resistant ferritic and martensitic steels as core materials for Generation IV nuclear reactors | |
| RU2412255C1 (en) | Manufacturing method of structural elements of active zone of water-to-water reactor on slow neutrons from low-activated ferrite-martensitic steel | |
| Diercks et al. | Alloying and impurity effects in vanadium-base alloys | |
| KR0147082B1 (en) | Austenitic cr-ni-mn-steel excellent in resistance to neutron irradiation embrittlement | |
| Kim et al. | Feasibility assessment of the alumina‐forming duplex stainless steels as accident tolerant fuel cladding materials for light water reactors | |
| US5292384A (en) | Cr-W-V bainitic/ferritic steel with improved strength and toughness and method of making | |
| RU2325459C2 (en) | Chromium low-doped corrosion-resistant and radiation-resistant steel | |
| US5316597A (en) | A nuclear reactor comprising a reactor vessel and structural members made of an austenitic stainless steel having superior resistance to irradiation-induced segregation | |
| RU2267173C1 (en) | Breeding element for a thermonuclear reactor of synthesis | |
| RU2211878C2 (en) | Low-active high-temperature radiation steel | |
| Lyakishev et al. | Prospect of development and manufacturing of low activation metallic materials for fusion reactor | |
| KR100896988B1 (en) | High-Cr Ferritic/Martensitic Steels having improved neutron irradiation stability containing an enriched boron-11 for the in-core component materials in the Gen-? fission reactor and the fusion reactor | |
| Tanigawa et al. | Irradiation effects on precipitation in reduced-activation ferritic/martensitic steels | |
| CN114574747B (en) | Low-activation anti-irradiation and corrosion-resistant high-entropy alloy for nuclear reactor and preparation method thereof | |
| RU2303075C2 (en) | Low-activated radiation-resistant steel for bodies of nuclear power plant reactors | |
| RU2515716C1 (en) | Low-activated fire-resistant radiation-resistant steel | |
| RU2821535C1 (en) | Low-activated chromium-manganese austenitic steel | |
| Shamardin et al. | Change in the properties of Fe-Cr-Ni and Fe-Cr-Mn austenitic steels under mixed and fast neutron irradiation | |
| Materna-Morris et al. | Mechanical properties and microstructure of HFR-irradiated ferritic/martensitic low-activation alloys | |
| RU2135623C1 (en) | Low-activated radioresistant steel | |
| JPH05171359A (en) | Austenitic stainless steel markedly lowered in contents of nitrogen and boron | |
| Forty | Activation response of martensitic steels | |
| Gelles et al. | Effects of irradiation on tungsten stabilized martensitic steels |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PC43 | Official registration of the transfer of the exclusive right without contract for inventions |
Effective date: 20210607 |