малоактивируемая жаропрочная радиационно стойкая сталь

Формула изобретения

Малоактивируемая жаропрочная радиационно стойкая сталь, содержащая углерод, кремний, марганец, хром, вольфрам, ванадий, церий и/или иттрий, титан, бор, цирконий, тантал, азот, железо и неизбежные примеси, отличающаяся тем, что она дополнительно содержит равномерно распределенные в зернах наноразмерные частицы оксида иттрия при следующем соотношении компонентов, мас.%:

углерод	0,10-0,21
кремний	0,1-0,8
марганец	0,5-2,0
хром	10,0-13,5
вольфрам	0,8-2,5
ванадий	0,05-0,4
церий и/или иттрий в сумме	0,001-0,10
цирконий	0,05-0,2
тантал	0,05-0,2
титан	0,03-0,3
азот	0,02-0,15
бор	0,001-0,008
оксид иттрия	0,05-0,3
железо и неизбежные примеси	остальное,

при отношении суммарного содержания ванадия, титана, циркония и тантала к суммарному содержанию углерода и азота от 2 до 9.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к металлургии сталей, используемых в ядерной энергетике, в частности, для изготовления деталей активных зон атомных реакторов на быстрых нейтронах и оборудования термоядерных реакторов.

Известна жаропрочная при 550°С сталь [патент ЕР 0688883], которая содержит углерод, кремний, марганец, хром, молибден, вольфрам, ванадий, ниобий, азот, а также либо титан, или цирконий, или тантал, или гафний в следующем соотношении концентрации компонентов, мас.%: углерод - 0,01-0,30; марганец - 0,20-1,00; кремний - 0,02-0,80; хром - 5,0-18,0; молибден - 0,005-1,0; вольфрам - 0,20-3,50; ванадий - 0,02-1,0; ниобий - 0,01-0,50; азот - 0,01-0,25; титан и/или цирконий и/или тантал и/или гафний - 0,005-2,0; железо - остальное. Эта сталь отличается исключительно высоким сопротивлением ползучести при температуре 550°С и выше. Однако радиационные свойства указанной стали неизвестны, и она не может быть использована для изготовления элементов конструкции ядерного реактора на быстрых нейтронах без проведения дополнительных исследований.

Известна также малоактивируемая радиационно стойкая сталь [патент РФ № 2135623, МКИ 6 С22С 38/52], 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. Суммарное содержание никеля, кобальта, молибдена, ниобия и меди в этой стали составляет не более 0,2 мас.%, а отношение (V+0,3W)/C изменяется в пределах от 3 до 6. Сталь отличается низким уровнем наведенной активности, но не является жаропрочной при температуре, превышающей 500°С [М.В.Захаров, A.M.Захаров. Жаропрочные сплавы. М., Изд-во "Металлургия". 1972 г.].

Наиболее близкой по составу легирующих элементов к предлагаемой стали является малоактивируемая жаропрочная радиационно стойкая сталь [патент РФ № 2211878, МКИ 7 С22С 38/32].

Эта сталь обладает низким уровнем наведенной радиоактивности и быстрым ее спадом после нейтронной экспозиции и сохраняет высокий уровень сопротивления охрупчиванию в интервале температур 270-400°С и высокий уровень жаропрочности до 650°С в условиях нейтронного облучения. Достижение этих характеристик осуществляется тем, что сталь содержит компоненты при следующем соотношении, мас.%: углерод - 0,10-0,21; кремний - 0,1-0,8; марганец - 0,5-2,0; хром - 10,0-13,5; вольфрам - 0,8-2,5; ванадий - 0,05-0,4; титан - 0,03-0,3; бор - 0,001-0,008; церий и/или иттрий в сумме - 0,001-0,10; цирконий - 0,05-0,2; тантал - 0,05-0,2; азот - 0,02-0,15; железо - остальное. При этом отношение суммарного содержания ванадия, титана, циркония и тантала к суммарному содержанию углерода и азота составляет от 2 до 9.

Однако жаропрочность этой стали недостаточна при температуре в активной зоне реактора 650-710°С, которая заложена для реакторов нового поколения.

Технической задачей изобретения является создание стали, обладающей высокими эксплуатационными характеристиками при высоких температурах и нейтронном облучении, а также низким уровнем наведенной радиоактивности и быстрым ее спадом.

Эта задача решается заявляемым изобретением через технический результат, который состоит в достижении высокого уровня сопротивления охрупчиванию в интервале температур 270-400°С и высокого уровня жаропрочности до температуры 710°С при сохранении низкого уровня наведенной радиоактивности и быстрого ее спада.

Этот технический результат достигается тем, что малоактивируемая жаропрочная радиационно стойкая сталь, содержащая углерод, кремний, марганец, хром, вольфрам, ванадий, иттрий титан, бор, цирконий, тантал, азот и железо, а также неизбежные примеси, дополнительно содержит равномерно распределенные в зернах стали наноразменые частицы оксида иттрия при следующем соотношении компонентов, мас.%:

Углерод	0,10-0,21
Кремний	0,1-0,8
Марганец	0,5-2,0
Хром	10,0-13,5
Вольфрам	0,8-2,5
Ванадий	0,05-0,4
Церий и/или иттрий в сумме	0,001-0,10
Цирконий	0,05-0,2
Тантал	0,05-0,2
Титан	0,03-0,3
Азот	0,02-0,15
Бор	0,001-0,008
Оксид иттрия	0,05-0,3
Железо	Остальное,

при отношении суммарного содержания ванадия, титана, циркония и тантала к суммарному содержанию углерода и азота от 2 до 9.

Содержание примесей высокоактивируемых металлов - молибдена, ниобия, никеля, меди и кобальта в составе стали ограничивается значением не более 0,1 мас.%, что обеспечивает уменьшение активируемости под действием нейтронного облучения и увеличивает скорость спада наведенной активности стали.

Создание малоактивируемой, жаропрочной и радиационно стойкой стали осуществляется путем создания в структуре стали наноразмерных (размером не более нескольких десятков нанометров) частиц оксида иттрия, равномерно распределенных в объеме стали. При этом сохраняется комплексное легирование стали элементами с быстрым спадом наведенной радиационной активности и создается определенное соотношение между -стабилизирующими элементами (С, N, Mn, Ni) и стабилизирующими элементами (Cr, W, V, Та, Ti, Zr, Mo, Nb и др.).

Высокий уровень жаропрочности достигается за счет создания в стали наноразмерных выделений оксида иттрия высокой объемной плотности и сохранения стабильной мартенситно-ферритной структуры с наличием упрочняющих твердый раствор элементов внедрения (С, N, В) и элементов замещения (W, V, Cr), упрочняющих карбидных (МС, M₂С, М₂₃С₆ и др.), нитридных (MN, M₂N) и карбонитридных (MCN) фаз, а также частиц фаз Лавеса типа Fe₂ (W).

Высокое сопротивление низкотемпературному радиационному охрупчиванию (НТРО) достигается за счет ограниченного содержания в структуре стали первичного -феррита, предпочтительного выделения в структуре стали карбидов, нитридов и карбонитридов V, Ti, Та и Zr по сравнению с аналогичными соединениями хрома. Это обеспечивается регламентацией отношения суммы термодинамически активных элементов (V, Ti, Та и Zr) к сумме углерода и азота; дополнительное ограничение содержания в стали легкоплавких элементов (свинца, висмута, олова, сурьмы и мышьяка), а также серы, фосфора и кислорода в еще большей степени способствует увеличению сопротивления стали НТРО.

Во ФГУП ВНИИНМ были изготовлены экспериментальные образцы заявляемой стали, которые получали следующим образом. Методом центробежного распыления расплава в инертной атмосфере были получены мелкодисперсные, размером 0,042-0,2 мм, порошки стали матричного состава (без оксидов иттрия). Полученный порошок смешали с порошком оксида иттрия, размер частиц которого находился в диапазоне 2-40 нм. Полученную смесь подвергли механическому легированию в атмосфере аргона в вибрационном аттриторе. Полученный механически легированный порошок засыпали в стальную капсулу, которую загерметизировали электронно-лучевой сваркой в высоком вакууме. Капсулу с порошком сбрикетировали на прессе при температуре 1100°С в компактную заготовку, которую после механической обработки выдавили методом горячей экструзии при Т=1100°С в пруток диаметром 20 мм. Пруток обточили и расточили в трубную заготовку, из которой затем изготовили оболочечные трубы и плоские образцы.

Электронно-микроскопические исследования показали, что структура стали ЭК181 ДУО состоит преимущественно из ферритных зерен и небольшого количества мартенситных зерен, несмотря на то, что матричная сталь ЭК181 принадлежит к сталям мартенситного класса. По границам и в теле зерен присутствуют частицы оксидов размером от 5 до 50 нм. Кроме того, после термической обработки по границам зерен наблюдаются частицы, по своей морфологии напоминающие карбиды МС и М₂₃С₆.

На чертеже показаны значения твердости исходной заготовки из стали ЭК181, прутка и горячекатаной пластины из стали ЭК181 ДУО.

Видно, что значение твердости прутка из стали ЭК181 ДУО превышает значение твердости исходной заготовки из стали ЭК181 в 2 раза, что свидетельствует о существенном упрочнении стали ЭК181 присутствующими в структуре оксидными частицами.

Горячая прокатка приводит к некоторому снижению уровня твердости за счет прохождения процессов возврата при промежуточных и конечной термических обработках.

Испытания на длительную прочность образцов из заявляемой стали в сравнении со сталью-прототипом при температурах 650°С, нагрузка 140 МПа и 700°С, нагрузка 120 МПа показали существенное преимущество заявляемой стали перед известной, а именно, скорость ползучести заявляемой стали на два порядка ниже, чем для стали-прототипа. Скорость ползучести заявляемой стали составляет (4,48-6,08)·10 ^-4 %/час, а скорость до разрушения стали-прототипа (2-6)·10 ^-2 %/час.

Так как основы заявляемой стали и стали - прототипа близки, то полученные ранее данные расчета кинетики спада наведенной активности (мощности дозы - излучения) в сталях после предполагаемого облучения в термоядерном реакторе ДЕМО в течение 10 лет и последующей выдержки до 500 лет свидетельствуют о сохранении заявляемой сталью низкой наведенной активности стали-прототипа, особенно заметной после выдержки свыше 10 лет. 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 реактора БН-600, показывают, что быстрый спад наведенной активности также делает ее безопасной через 50 лет выдержки.

Таким образом, заявляемая сталь может быть использована в ядерной энергетике для изготовления элементов активных зон атомных реакторов. Использование стали позволит: а) снизить загрязнение окружающей среды в период эксплуатации атомных энергетических установок нового поколения и после ее завершения, б) повторно использовать конструкционные материалы в народном хозяйстве. Этот эффект достигается более быстрым спадом наведенной активности стали при высоких свойствах ее жаропрочности и сопротивлению низкотемпературному радиационному охрупчиванию.