ТВЭЛ РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ (ВАРИАНТЫ) И ОБОЛОЧКА ДЛЯ ЕГО ИЗГОТОВЛЕНИЯ Российский патент 2005 года по МПК G21C3/07 C22C38/32 C22C38/38 

Изобретение относится к области ядерной техники, в частности к материалам, используемым в ядерной энергетике, и может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих элементов (далее - твэлов) и других элементов активных зон атомных реакторов на быстрых нейтронах (далее - реакторов БН).

К сталям, используемым для изготовления оболочек твэлов и других элементов атомных реакторов БН, 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 реактора БН, т.е. создание так называемых малоактивируемых сталей. Одним из перспективных материалов для изготовления оболочек твэлов являются хромистые стали, которые обладают хорошими свойствами, в частности в незначительной степени подвержены радиационному распуханию.

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 - 0,01-0,05; медь - 0,01-0,10; алюминий - 0,01-0,10; ниобий - 0,01-0,05; иттрий - 0,05-0,15; железо - остальное.

При этом 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.

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).

Известна также малоактивируемая жаропрочная (до 550°С) сталь в соответствии с патентом 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 и железо - остальное.

Радиационные свойства этой стали в описании изобретения не указаны. Однако, как показывают исследования (см. А.Г.Иолтуховский, 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, г.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 основными недостатками этой стали, которая наиболее близка к заявляемой стали, является недостаточная жаропрочность при температуре более 550°С и пониженное сопротивление НТРО.

Наиболее близкой по составу ингредиентов и назначению к предлагаемой стали является ЭП823, состав и свойства которой приведены в статье М.И.Солонина, Ф.Г.Решетникова, А.Г.Иолтуховского и др. "Новые конструкционные материалы активных зон ядерных энергетических установок", ж. "Физика и химия обработки материалов", 2001, №4,с.17-27.

Сталь содержит, мас.%: углерод - 0,14-0,18; кремний - 1,1-1,3; марганец - 0,5-0,8; хром - 10,0-12,0; никель - 0,5-0,8; ванадий - 0,2-0,4; молибден 0,6-0,9; вольфрам - 0,5-0,8; ниобий - 0,2-0,4; бор - 0,006 (по расчету), церий - не более 0,1; азот - не более 0,05; сера - не более 0,010; фосфор - не более 0,015, железо - остальное.

Основным недостатком этой стали является высокая активируемость в поле нейтронного излучения за счет ядерных реакций на Ni, Mo, Nb, Cu, Со и других элементах с образованием долгоживущих радиоактивных изотопов, а также низкая жаропрочность при температуре не менее 650°С и склонность к НТРО в интервале 270-400°С.

Технической задачей изобретения является создание твэла для реактора БН, оболочка которого обладала 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.

Техническим результатом является создание твэла, оболочка которого имеет высокий уровень сопротивления охрупчиванию в интервале температур 270-400°С, а также повышенный уровень жаропрочности при температурах до 700°С и создание твэла с высокими эксплуатационными характеристиками.

Поставленная задача по первому варианту реализации твэла реактора БН достигается тем, что его оболочка изготовлена из стали мартенситно-ферритного класса, а структура стали по высоте оболочки неоднородна и состоит по крайней мере из двух зон, причем структура стали в верхней зоне твэла обеспечивает его повышенную жаропрочность, а в нижней зоне - повышенную сопротивляемость низкотемпературному радиационному охрупчиванию.

В частном случае первого варианта реализации твэла структура стали по высоте оболочки состоит из трех зон, причем структура стали в средней зоне имеет промежуточные значения характеристик жаропрочности и сопротивляемости низкотемпературному радиационному охрупчиванию по сравнению с нижней и верхней зоной.

Поставленная задача по второму варианту реализации твэла реактора БН достигается тем, что его оболочка изготовлена из малоактивируемой стали, содержащей углерод, кремний, марганец, хром, ванадий, вольфрам, бор, церий и/или иттрий, титан, тантал, цирконий, азот железо и неизбежные примеси, при следующем соотношении компонентов

углерод0,10-0,21кремний0,1-0,8марганец0,5-2,0хром10,0-13,5вольфрам0,8-2,5ванадий0,05-0,4титан0,03-0,3бор0,001-0,008церий и/или иттрий в сумме0,001-0,10цирконий0,05-0,2тантал0,05-0,2азот0,02-0,15железоостальное

при отношении суммарного содержания ванадия, титана, циркония и тантала к суммарному содержанию углерода и азота от 2 до 9, структура стали по высоте оболочки состоит по крайней мере из двух зон, причем структура стали в верхней зоне твэла обеспечивает его повышенную жаропрочность и содержит α-феррит, δ-феррит, сорбит, карбиды хрома М₂₃С₆ и М₆С, карбиды и карбонитриды компонентов стали (V, Та, Ti, Zr, W и др.), интерметаллиды типа Fe₂(W), а структура в нижней зоне обеспечивает повышенную сопротивляемость низкотемпературному радиационному охрупчиванию и состоит из сорбита, δ-феррита, α-феррита, остаточного аустенита, карбидов и карбонитридов компонентов стали (Cr, V, Та, W и др.), при этом большеугловые границы зерен заняты карбидами М₂₃С₆ и М₆С, а зерна как сорбита, так и δ-феррита имеют лишь отдельные выделения карбидов и карбонитридов VC, V(CN), Ti(CN) и Ta(CN), a остальные элементы (Fe, Mn, Mo, W, Si и др.) входят в состав или сложных карбидов М₂₃С₆ и М₆С, или твердого раствора FeCr.

Поставленная задача достигается также тем, что оболочка для изготовления твэла реактора на быстрых нейтронах изготовлена из малоактивируемои стали, содержащей углерод, кремний, марганец, хром, ванадий, вольфрам, бор, церий и/или иттрий, титан, тантал, цирконий, азот, железо и неизбежные примеси, при следующем соотношении компонентов, мас.%:

углерод0,10-0,21кремний0,1-0,8марганец0,5-2,0хром10,0-13,5вольфрам0,8-2,5ванадий0,05-0,4титан0,03-0,3бор0,001-0,008церий и/или иттрий в сумме0,001-0,10цирконий0,05-0,2тантал0,05-0,2азот0,02-0,15железоостальное

при отношении суммарного содержания ванадия, титана, циркония и тантала к суммарному содержанию углерода и азота от 2 до 9, причем структура стали по высоте оболочки выполнена по крайней мере из двух зон, причем структура стали в верхней зоне твэла обеспечивает его повышенную жаропрочность и содержит α-феррит, δ-феррит, сорбит, карбиды хрома М₂₃С₆ и М₆С, карбиды и карбонитриды компонентов стали (V, Та, Ti, Zr, W и др.), интерметаллиды типа Fe₂(W), а структура в нижней зоне обеспечивает повышенную сопротивляемость низкотемпературному радиационному охрупчиванию и состоит из сорбита, δ-феррита, α-феррита, остаточного аустенита, карбидов и карбонитридов компонентов стали (Cr, V, Та, W и др.), при этом большеугловые границы зерен заняты карбидами М₂₃С₆ и М₆С, а зерна как сорбита, так и δ-феррита имеют лишь отдельные выделения карбидов и карбонитридов VC, V(CN), Ti(CN) и Ta(CN), a остальные элементы (Fe, Mn, Mo, W, Si и др.) входят в состав или сложных карбидов М₂₃С₆ и М₆С, или твердого раствора FeCr.

В одном из частных случаев второго варианта выполнения оболочки твэла содержание неизбежных примесей в стали ограничивается концентрациями

никельне более 0,1ниобийне более 0,01молибденне более 0,01медьне более 0,1кобальтне более 0,01серане более 0,008фосфорне более 0,008кислородне более 0,005

В другом частном случае реализации оболочки суммарное содержание примесей высокоактивируемых металлов - молибдена, ниобия, никеля, меди и кобальта - не превышает 0,1 мас.%. Этим достигается уменьшение активируемости под действием нейтронного облучения и увеличивается скорость спада наведенной активности стали.

В другом частном случае реализации оболочки суммарное содержание примесей легкоплавких металлов - свинца, висмута, олова, сурьмы и мышьяка - не превышает 0,05 мас.%. Этим достигается увеличение сопротивления стали низкотемпературному радиационному охрупчиванию в условиях нейтронного облучения.

Сущность изобретения состоит в том, что структура стали по высоте оболочки твэла выполнена неоднородной и приводится в соответствие с реальным перепадом температуры по высоте активной зоны реактора типа БН, который составляет несколько сотен градусов. Поэтому в заявляемом изобретении реализуется новый принцип предъявления различающихся требований к свойствам и структуре оболочки твэла по его высоте.

Структура стали в нижней (низкотемпературной) зоне оболочки твэла 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, М₆С 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.

Для создания такой структуры низкотемпературная зона твэла 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.

Как следует из вышеизложенного, для обеспечения оптимальной структуры в высокотемпературной и низкотемпературной зонах оболочки твэла 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.).

В высокотемпературной зоне твэла, в которой оболочка работает 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).

Эта структура в высокотемпературной зоне оболочки твэла создается с помощью закалки при температуре 1050-1150°С в течение 40 мин и последующего отпуска при 680-760°С.

Увеличение содержание вольфрама, который вводится примерно в эквивалентном соотношении взамен молибдена, обеспечивает оболочке твэла 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.

За счет введения циркония, тантала и азота кратковременная и длительная прочность стали остается на достаточно высоком уровне.

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.

Введение церия и/или иттрия в количестве 0,001-0,10 способствует рафинированию и измельчению зерна стали. При этом церий и иттрий, являясь малоактивируемыми элементами, не увеличивают наведенную активность заявленной стали.

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.

Нижний предел содержания циркония определяется необходимостью связывания части азота в мелкодисперсные и термодинамически устойчивые частицы нитрида циркония.

Верхний предел содержания циркония определяется возможностью образования легкоплавкой эвтектики цирконий-железо, что может снизить технологичность стали.

Нижний предел содержания титана определяется необходимостью связывания части углерода в термодинамически стойкие карбиды титана мелкодисперсной формы.

Верхний предел содержания титана определяется возможностью перераспределения азота между цирконием и титаном, что нежелательно из-за возможного снижения длительной прочности стали.

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.

Верхний предел содержания тантала определяется возможностью образования глобулярных карбидных включений, снижающих технологичность стали.

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.

Цирконий и тантал, являясь малоактивируемыми элементами, не увеличивают наведенную активность заявляемой стали.

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 ⁶Не) без выделения γ-излучения, т.е. наличие азота не влияет на спад радиационной активности стали, определяемой γ-излучением.

Содержание кремния находится в пределах 0,1-0,8 мас.% для обеспечения раскисления стали.

Для обеспечения технологических свойств стали и снижения количества δ-феррита содержание марганца в стали находится на уровне 0,5-2,0 мас.%.

Для обеспечения жаропрочности и радиационной стойкости содержание хрома в заявляемой стали находится на уровне 10-13,5 мас.%.

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.

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 диаметром 35 мм, которые затем проковывали на пластины толщиной 10 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 термообрабатке по стандартному режиму - нормализация и отпуск. Из термообработанного металла изготавливались цилиндрические образцы с размером рабочей части ⊘5×25 мм для испытаний 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.

Одновременно были изготовлены аналогичные малые гагаринские образцы, которые должны были имитировать состояние 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.

Нейтронное облучение предлагаемой стали проводилось в активной зоне исследовательского реактора на быстрых нейтронах БОР-60 при температуре 345-365°С флюенсом (1,14-2,0)·10²² н/см² (Е>0,1 Мэв) 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.

Химические составы стали для оболочки заявляемого твэла 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.

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 часов и при последующей выдержке до 500 лет свидетельствуют о преимуществе заявляемой стали, особенно заметном 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.

Аналогичные расчеты, проведенные для спектра нейтронов термоядерного реактора ДЕМО, показывают, что быстрый спад наведенной активности также делает ее безопасной через 50 лет выдержки.

Результаты испытаний механических свойств (см. табл.3) подтверждают, что сталь для заявляемой оболочки твэла 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 345-365°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.

Результаты испытаний на длительную прочность и ползучесть, проведенные по ГОСТ 10145-81 и ГОСТ 3248-81, показали (см. табл.4), что сталь для оболочки заявляемого твэла 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.

Таким образом, заявляемая оболочка твэла может быть использована для активных зон атомных реакторов на быстрых нейтронах. Использование твэла с оболочкой, имеющей заявленные свойства, обеспечит высокий народно-хозяйственный эффект, обусловленный более быстрым спадом наведенной активности при высоких свойствах жаропрочности и сопротивления низкотемпературному радиационному охрупчиванию. Этот эффект выразится в снижении загрязнения окружающей среды в результате эксплуатации атомных энергетических установок нового поколения и в возможности повторного использования конструкционных материалов.

Таблица 1
Химический состав заявляемой и известной сталейСтальУсловный № плавкиСодержание элементов, мас.%УглеродКремнийМарганецХромВольфрамВанадийТитанБорЦерий (и/или иттрий в сумме)ЦирконийТанталАзотПредлагаемая10,210,82,013.51,50,050,030,0010,0010,10,050,1520,120,50,812,01,20,20,10,0070,050,10,180,0230,100,10,811,50,80,40,30,0080,100,050,10,0440,160,50,510,02,50,100,030,0060,0020,070,20,04Известная50,160,30,593,11,60,25А1-0,06-0,07--˜

СтальУсловный № плавкиСодержание элементов, мас.%КислородНикельНиобийМолибденМедьКобальтСераФосфорΣTi, V, Zr, Ta, Nb/ Σ C, NΣNi, Nb, Мо, Cu, СоΣPb, Bi, Sb, As, SnЖелезоПредлагаемая10,0070,070,0050,0100,010,0020,0070,00760.0970,004Ост.20,0050,0350,0050,0100,010,0020,0060,00740,0520,005Ост.30,0060,0400,0040,0050,020,0030,0060,00690,0540,004Ост.40,0050,0300,0040,0060,020,0030,0050,0072,00,0630,003Ост.Известная5-0,0400,040,0350,060,03-----Ост.

Таблица 2
Кинетика спада накопленной мощности дозы γ-излучения (зв/ч) для заявляемой стали после облучения в термоядерном реакторе ДЕМО (нейтронная нагрузка на 1-ую стенку 12,5 Мвт·год/м², время облучения 10 лет, Е=14 Мэв)Условный № плавкиДоза γ-излучения после окончания облучения (зв/ч)1 час1 месяц1 год10 лет50 лет100 лет500 лет15·10²2,9·10²1611·10^-2**1·10^-35·10^-424·10²1,5·10²2011·10^-2**1·10^-35·10^-436·10²2,5·10²1711·10^-2**1·10^-35·10^-441·10²4·10²3011·10^-2**1·10^-35·10^-4Примечания: * Трансмутация элементов и наведенная активность были вычислены с использованием программы FISPACT-30 (R.A. Forrest, J. - CH. Sublet. "FISPACT-3 User Manual", report AEA/FUS/227, 1993). Мощность дозы γ-излучения, которая сопровождает радиоактивный распад элементов, вычислялась как γ-излучение с поверхности радиоактивного материала на расстоянии 1 см от поверхности образца массой 1 кг.
** 1·10^-2 зв/ч - безопасный уровень γ-излучения, при котором по правилам МАГАТЭ материал можно повторно использовать.

Таблица 3
Механические свойства стали 16Х12В2ФТаР, облученной в реакторе БОР-60№ плавкиРежим т/оУсловия облученияТ_опр. Свойств °Сσ_в МПаσ₀₂ МПаРавномер. удлинениеОбщие удлинение %Т_обл., °СПоврежд. доза, с.н.а.1Нормализация при 1070°С, 30 мин + отпуск 720°С, 3 ч-0207646535,319,2-03505945033,514,2-0650355330-22,53256-820119611610,76,13256-83509737851,71,73256-86502501703,622,2Циклическая обработка + отпуск 720°С, 3 ч-0207506457,321,4-03505814926,316,5-06503393198,124,13255,8209699241,39,9"-"5,83508017870,79,4"-"5,86502301703,925,32Нормализация при 1070°С 30 мин + отпуск 720°С, 3 ч-0208297284,619,8-03506515653,113,8-06502411724,120,3335-3456-82010989332,62,6"-"6-83507707600,31,3"-"6-86502952005,221,2Циклическая обработка + отпуск 720°С, 3 ч-0207506457,321,4-03505814926,316,5-06503393198,124,1335-3456-82010729084,36,16-83507533401,24,3 6-86502711877,424,5

Таблица 4
Результаты испытаний на длительную прочность и ползучесть образцов заявляемой стали после стандартной термообработки (нормализация плюс отпуск)СтальУсловный № плавкиТемпература испытаний, °СНапряжение, кгс/мм²Время до разрушения, часСкорость установившейся ползучести, %/чПримечание   8>45002,5·10^-4Испытания продолжаются 165010>45002,6·10^-4Испытания продолжаются   122501,1·10^-3δ=22,3%Предлагаемая26508>45009,4·10^-5Испытания продолжаются  10>45002,1·10^-4Испытания продолжаются  1229353,3·10^-4δ=22,6% 36508>45004,8·10^-4Испытания продолжаются   1023845,0·10^-4δ=24%   129803,3·10^-3δ=21,1% 46508>45007,0·10^-4Испытания продолжаются   10>45007,5·10^-4Испытания продолжаются   125051,1·10^-3δ=16%Известная5650850098·10^-4δ=10%  1017104·10^-3δ=16%  121038·10^-3δ=21%

Изобретение относится к ядерной технике. Заявлен твэл реактора на быстрых нейтронах, оболочка которого изготовлена из стали мартенситно-ферритного класса. Структура стали по высоте оболочки выполнена по крайней мере из двух зон, причем структура стали в верхней зоне оболочки твэла обеспечивает его повышенную жаропрочность, а в нижней зоне повышенную сопротивляемость низкотемпературному радиационному охрупчиванию при следующем соотношении компонентов, мас.%: C 0,10-0,21; Si 0,1-0,8; Mn 0,5-2,0; Cr 10,0-13,5; W 0,8-2,5; V 0,05-0,4; Ti 0,03-0,3; B 0,001-0,008; Ce и/или Yt 0,001-0,10; Zr 0,05-0,2; Ta 0,05-0,2; N 0,02-0,15; Fe остальное, при отношении суммарного содержания V, Ti, Zr и Ta к суммарному содержанию C и N от 2 до 9. Техническим результатом является создание твэла и оболочки для его изготовления из стали c 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. 3 н. и 3 з.п. ф-лы, 4 табл.

1. Твэл реактора на быстрых нейтронах, включающий трубчатую оболочку, герметизированную по торцам с помощью верхней и нижней заглушек, внутри оболочки размещено таблетированное ядерное топливо, оболочка изготовлена из стали мартенситно-ферритного класса, отличающийся тем, что структура стали по высоте оболочки выполнена по крайней мере из двух зон, причем структура стали в верхней зоне оболочки твэла обеспечивает его повышенную жаропрочность, а в нижней зоне - повышенную сопротивляемость низкотемпературному радиационному охрупчиванию.2. Твэл по п.1, отличающийся тем, что структура стали по высоте оболочки выполнена из трех зон, причем структура стали в средней зоне имеет промежуточные значения характеристик жаропрочности и сопротивляемости низкотемпературному радиационному охрупчиванию по сравнению с нижней и верхней зоной.3. Твэл реактора на быстрых нейтронах, включающий трубчатую оболочку, герметизированную по торцам с помощью верхней и нижней заглушек, внутри оболочки размещено таблетированное ядерное топливо, отличающийся тем, что его оболочка изготовлена из малоактивируемой стали, содержащей углерод, кремний, марганец, хром, ванадий, вольфрам, бор, церий и/или иттрий, титан, тантал, цирконий, азот и железо, при следующем соотношении компонентов, мас.%:

Углерод0,10-0,21Кремний0,1-0,8Марганец0,5-2,0Хром10,0-13,5Вольфрам0,8-2,5Ванадий0,05-0,4Титан0,03-0,3Бор0,001-0,008Церий и/или иттрий0,001-0,10Цирконий0,05-0,2Тантал0,05-0,2Азот0,02-0,15Железо и неизбежные примеси Остальное

при отношении суммарного содержания ванадия, титана, циркония и тантала к суммарному содержанию углерода и азота от 2 до 9, причем структура стали по высоте оболочки выполнена по крайней мере из двух зон, при этом структура стали в верхней зоне оболочки твэла обеспечивает его повышенную жаропрочность и содержит α-феррит, δ-феррит, сорбит, карбиды хрома Cr₂₃С₆ и Cr₆С, карбиды и карбонитриды по меньшей мере следующих компонентов: V, Та, Ti, Zr, W, а также интерметаллиды типа Fe₂(W), структура в нижней зоне обеспечивает повышенную сопротивляемость низкотемпературному радиационному охрупчиванию и состоит из сорбита, δ-феррита, α-феррита, остаточного аустенита, карбидов и карбонитридов по меньшей мере следующих компонентов: Cr, V, Та, W, при этом большеугловые границы зерен заняты карбидами типа М₂₃С₆ и М₆С, а зерна как сорбита, так и δ-феррита имеют отдельные выделения карбидов и карбонитридов VC, V(CN), Ti(CN) и Ta(CN) и сложных карбидов типа М₂₃С₆ и М₆С, где М по меньшей мере один из следующих элементов: Fe, Mn, Mo, W, Si, которые также входят в состав твердого раствора FeCr.

Углерод0,10-0,21Кремний0,1-0,8Марганец0,5-2,0Хром10,0-13,5Вольфрам0,8-2,5Ванадий0,05-0,4Титан0,03-0,3Бор0,001-0,008Церий и/или иттрий0,001-0,10Цирконий0,05-0,2Тантал0,05-0,2Азот0,02-0,15Железо и неизбежные примеси Остальное

при отношении суммарного содержания ванадия, титана, циркония и тантала к суммарному содержанию углерода и азота от 2 до 9, причем структура стали по высоте оболочки выполнена по крайней мере из двух зон, при этом структура стали в верхней зоне твэла обеспечивает его повышенную жаропрочность и содержит α-феррит, δ-феррит, сорбит, карбиды хрома Cr₂₃С₆ и Cr₆С, карбиды и карбонитриды по меньшей мере следующих компонентов: V, Та, Ti, Zr, W и интерметаллиды типа Fe₂(W), а структура в нижней зоне обеспечивает повышенную сопротивляемость низкотемпературному радиационному охрупчиванию и состоит из сорбита, δ-феррита, α-феррита, остаточного аустенита, карбидов и карбонитридов по меньшей мере следующих компонентов: Cr, V, Та, W, при этом большеугловые границы зерен заняты карбидами типа М₂₃С₆ и М₆С, а зерна как сорбита, так и δ-феррита имеют лишь отдельные выделения карбидов и карбонитридов VC, V(CN), Ti(CN) Ta(CN) и сложных карбидов типа М₂₃С₆ и М₆С, где М по меньшей мере один из следующих элементов: Fe, Mn, Mo, W, Si, которые также входят в состав твердого раствора FeCr.

Никельне более 0,1Ниобийне более 0,01Молибденне более 0,01Медьне более 0,1Кобальтне более 0,01Серане более 0,008Фосфорне более 0,008Кислородне более 0,005

при суммарном содержании примесей высокоактивируемых металлов - молибдена, ниобия, никеля, меди и кобальта, не превышающем 0,1 мас.%.