Стали для ВВЭР-ТОИ - по материалам МНТК-2013

AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 09.07.2013

В ОКБ "Гидропресс" в мае состоялась VIII международная научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР".

О развитии конструкционных материалов для реакторов ВВЭР участникам в двух докладах рассказали Алексей ДУБ (ЦНИИТМАШ) и Георгий КАРЗОВ (ЦНИИ КМ "Прометей").

Сталь от ЦНИИТМАШ

В выступлении Алексея Дуба основной упор сделан на сталь 15Х2НМФ и её различные модификации. С 1973 года эта сталь применяется в качестве конструкционного материала для корпусов ВВЭР-1000.

Докладчик напомнил об основных модификациях. 1973 год - это сталь 15Х2НМФА. В 1978 году появился вариант 15Х2НМФАА.

С 1992 года применяется сталь 15Х2НМФА кл.1, для которой характерно содержание никеля порядка 1-1,3% и меди менее 0,08%.

Для реакторов в Китае и Индии использовалась сталь 15Х2НМФ мод. кл.1. Нормировка по меди у неё ещё более жёсткая - менее 0,06% (для сравнения, в исходной стали 15Х2НМФА нормировка по меди менее 0,1%). Суммарное количество примесей по фосфору, олову и сурьме составляет менее 0,012% (в исходной стали 15Х2НМФА - менее 0,015%).

Наконец, сейчас для проекта ВВЭР-ТОИ предлагается вариант стали 15Х2НМФА мод. кл.1, способный обеспечить исходную критическую температуру хрупкости T_k0 не выше -45°C.

При фактически достигаемых концентрациях фосфора - менее 0,006% - предлагаемая сталь не склонна к отпускной хрупкости, и отсутствует эффект зернограничного охрупчивания.

Сталь также обладает необходимой прокаливаемостью. Величина горячего предела прочности с запасом превосходит пределы требований ТУ для категории прочности КП-45, что является необходимым для условий серийного производства оборудования реакторных установок.

По отпускоустойчивости одна из модификаций - сталь 15Х2НМФА-А - аттестована на семь технологических отпусков.

Выполнение сварочных операций осуществляется при относительно низких температурах подогрева (+250°С). После сварки не требуется проведение процедуры отпуска.

За счёт оптимизации композиции сварочных материалов консервативно обеспечена величина критической температуры хрупкости металла шва кольцевых сварных соединений корпусов реакторов АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ не выше -15°C.

Докладчик пояснил, что охрупчивание Cr-Ni-Mo сварных швов при замедленном охлаждении при отпуске обусловлено, среди прочего, наличием кремния. Ранее кремний требовался сварщикам, однако сейчас у них появился опыт сварки без кремния, что играет на руку создателям сталей.

Алексей Дуб перечислил плюсы от возможного решения изготавливать всю конструкцию корпуса реактора ВВЭР-ТОИ из одной стали типа 15Х2НМФА. К ним относятся:

- высокая технологичность;

- высокая однородность химического состава;

- низкая дисперсия свойств изделия;

- уменьшение значения T_k0 до -50°С;

- уменьшение значения ΔT_f (до 60°С), и ΔT_т (до 0°С) к концу расчётного срока эксплуатации;

- возможность применения новых методик и технологий управления и контроля T_k0, количеством и морфологией неметаллических включений;

- высокий уровень свойств сварных соединений.

В завершение выступления докладчик сообщил, что в соответствии с "Методикой расчёта на сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов АЭС с ВВЭР на стадии проектирования (МРКР-СХР-П-2008)" (ЦНИИ КМ "Прометей", ОКБ "Гидропресс", НИЦ "Курчатовский институт", согласована ЦНИИТМАШ) корпус реактора ВВЭР-ТОИ, изготовленный из стали марок 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА кл. 1, имеет радиационный ресурс 100 лет для Т_ка<30°С при проектном ресурсе 60 лет.

Сталь от ЦНИИ КМ "Прометей"

Интерес к выступлению Георгия Карзова подогревало то обстоятельство, что два института - ЦНИИТМАШ и ЦНИИ КМ "Прометей" - являются давними соперниками в деле создания сталей для реакторостроения.

Стали от первых использовались для ВВЭР-1000, стали от вторых - для ВВЭР-440 и ледоколов. Сейчас же питерский институт предлагает свои разработки для ВВЭР-ТОИ.

Георгий Карзов напомнил, что реактор на сегодняшний день является единственным незаменяемым элементом блоков АЭС. Он перечислил повреждающие факторы и предельные состояния для корпусов и ВКУ.

Для корпуса реактора повреждающими факторами являются флюенс нейтронов, механические и термомеханические нагрузки и длительное воздействие на материал рабочих температур.

Предельное состояние для корпуса - опасность возникновения хрупкого разрушения.

Для внутрикорпусных устройств повреждающие факторы - это нейтронное облучение дозами свыше 150 сна, термомеханические нагрузки с учётом возможного радиационного распухания, вибрационные нагрузки и коррозионное воздействие теплоносителя.

Предельные состояния для ВКУ - катастрофическое охрупчивание материала, резкое снижение прочности материала в связи со сменой механизма деформирования и разрушения при больших дозах облучения.

Докладчик напомнил также, что требования к проектному сроку службы корпусных реакторов неизменно растут. Если для I-II поколений говорилось о 30 годах службы и 10 годах продления, то для III поколения необходимо обеспечивать 40+20 лет, для поколения III+, соответственно, 60+20 лет, а для будущих реакторов IV поколения - 80+20 лет. Естественно, это накладывает соответствующие требования на разработчиков корпусов и ВКУ.

Изменение требований к проектному сроку службы реакторов

Докладчик напомнил - исторически для корпусов рассматривались безникелевые стали, однако достаточно скоро появились стали с никелем. Это было оправдано с технологической стороны, так как трудно было обеспечивать требуемую категорию прочности.

Опыт показал, что никель негативно сказывается с точки зрения радиационной охрупчиваемости. Поэтому сегодня возникла идея вернуться для корпусов реакторов большой мощности к сталям с пониженным содержанием никеля, но при этом обеспечить высокую категорию прочности. Сделать это стало возможным за счёт многолетней кропотливой работы и прецизионного реакторного материаловедения.

Георгий Карзов доложил основные результаты испытаний образцов, выполненных из питерской стали 15Х2МФА-А, модификация А.

В частности, в 2010 году "ОМЗ-Спецсталь" и "Ижорские заводы" изготовили обечайку зоны патрубков ВВЭР-1000.

Обечайка зоны патрубков ВВЭР-1000

А в 2012 году стартовал проект по изготовлению из питерской стали трёх элементов корпуса ВВЭР-ТОИ на украинском заводе ЭМСС, удостоившемся одобрения от докладчика (серьёзный завод, конкурент заводам ОМЗ). Первый элемент - заготовка фланца крышки реактора - уже изготовлен, завершение проекта намечено на конец года.

Заготовка фланца крышки реактора

По словам Карзова, результаты испытаний изготовленных элементов хорошие.

Докладчик привёл также график, иллюстрирующий поведение различных реакторных сталей от флюенса нейтронов.

Для ВКУ также необходимо продолжать работу по совершенствованию материалов, и докладчик остановился на некоторых теоретических аспектах этой деятельности.

Характеризуя работу материаловедов в целом, Георгий Карзов сравнил материалы с воздухом - пока воздух есть, мы его не замечаем, но как только он исчезает, нам немедленно становится плохо.

Карзов напомнил, что срок создания нового материала в реакторостроении составляет семь лет, и это необходимо держать в уме разработчикам новых реакторных проектов.

Отвечая на вопрос из зала о перспективах материалов для ВВЭР-СКД, докладчик высказался скептически. Он считает, что идеальными были бы стали с содержанием 9% хрома, но большие сосуды под давлением, которые требуются для подобного проекта, на сегодняшний день, скорее всего, никто не сделает.

Выбор отложен

Какая же сталь в итоге будет выбрана для корпусов реакторов ВВЭР-ТОИ? Такой вопрос особенно интересовал присутствовавших на конференции в Подольске представителей заводов.

Представители материаловедческих институтов отметили, что принимать решение должен заказчик - в данном случае, генеральный конструктор РУ. Для себя они не исключают, что на разных станциях с ВВЭР-ТОИ могут применяться различные марки сталей.

Представители генконструктора РУ в лице ОКБ "Гидропресс", в свою очередь, пояснили, что выбор марки стали для корпуса ВВЭР-ТОИ пока ещё не сделан. Предположительно, это произойдёт в течение полугода.

Ключевые слова: Материалы, ВВЭР-ТОИ, ЦНИИТМАШ, ЦНИИ КМ Прометей, Георгий Карзов

---

Другие новости:

Скончался экс-директор АЭС "Фукусима Дайичи"

Масао Ёсида умер от рака пищевода в 58 лет.

Фоторепортаж с "Атомэкспо-2013"

В Санкт-Петербурге с 26 по 28 июня прошёл международный промышленный форум "Атомэкспо-2013".

Владимир Асмолов: такие анонсы очень и очень редко сбываются

Комментируя ситуацию с Германией, я сказал: давайте доживём до 2020 года, а потом посмотрим.

---

---

---

---

Поиск по сайту: