Результат интеллектуальной деятельности: ТЕПЛОСТОЙКАЯ И РАДИАЦИОННО-СТОЙКАЯ СТАЛЬ

Изобретение относится к области металлургии, в частности, к составам сталей для основного оборудования атомных энергетических установок.

Известна радиационно-стойкая сталь 15Х2МФА для изготовления корпусов ядерных реакторов, содержащая углерод, кремний, марганец, хром, ванадий, молибден, никель, кобальт, медь, мышьяк, серу, фосфор, сурьму, олово и железо при следующих соотношениях компонентов, мас. %: углерод 0,13-0,18; кремний 0,17-0,37; марганец 0,30-0,60; хром 2,5-3,0; ванадий 0,25-0,35; молибден 0,60-0,80; никель ≈0,4; кобальт ≈0,025; медь ≈0,01; мышьяк ≈0,01; сера ≈0,015; фосфор ≈0,012; сурьма ≈0,005; олово ≈0,005; железо остальное (Описание RU 2135623, C22C 38/52, опубл. 27.08.1999).

Наиболее близкой по технической сущности и достигаемому результату является сталь, содержащая углерод, кремний, марганец, хром, никель, молибден, ванадий, медь, кобальт, серу, фосфор, мышьяк, сурьму, олово и железо, отличающаяся тем, что она дополнительно содержит водород при следующем соотношении компонентов, мас. %: углерод 0,13-0,18; кремний 0,17-0,37; марганец 0,30-0,60; хром 1,8-2,3; никель 1,0-1,3; молибден 0,5-0,7; ванадий 0,10-0,12; медь 0,005-0,06; кобальт 0,005-0,03; сера 0,0005-0,006; фосфор 0,0005-0,006; мышьяк 0,005-0,010; сурьма 0,0005-0,005; олово 0,0005-0,005; водород 0,0001-0,0002; железо остальное. При этом суммарное содержание фосфора, сурьмы и олова определяется следующим соотношением (P+Sb+Sn)≤0,012% (RU 2441940, С22С 38/60, С22С 38/52, опубл. 10.02.2012).

Известные стали обладают высокой стойкостью к радиационному охрупчиванию, однако при повышенных температурах эксплуатации 400°C в составе корпуса реактора они не обладают требуемыми характеристиками по пределам текучести и прочности, а также не обеспечивают гарантированно низких значений критической температуры хрупкости и стойкости к охрупчиванию при термическом воздействии в течение длительного времени.

Задачей изобретения и его техническим результатом является повышение служебных и технологических характеристик стали для корпуса реактора: предела текучести и предела прочности при температуре эксплуатации до 400°C, обеспечение гарантированно низких значений критической температуры хрупкости, повышение стойкости к охрупчиванию при термическом воздействии и нейтроном облучении.

Технический результат достигается тем, что теплостойкая и радиационно-стойкая сталь содержит углерод, кремний, марганец, хром, никель, молибден, ванадий, медь, кобальт, серу, фосфор, мышьяк, сурьму, олово, водород, алюминий, висмут, свинец, азот, кислород, ниобий, цирконий и редкоземельные металлы, выбранные из группы, включающей иттрий, неодим и празеодим, при следующем соотношении компонентов, мас. %:

Технический результат также достигается тем, что суммарное содержание фосфора, мышьяка, сурьмы, олова, висмута и свинца определяется следующим соотношением (P+As+Sb+Sn+Bi+Pb)≤0,007 мас. %.

Сталь по изобретению с содержанием углерода 0,10-0,20 мас. %, никеля 3,2-5,0 мас. %, хрома 1,70-2,10 мас. %, молибдена 0,35-0,70 мас. % и ванадия 0,010-0,15 мас. % обладает повышенными прочностными и вязкопластическими свойствами, а также увеличенной бейнитной прокаливаемостью.

Содержание кремния 0,02-0,12 мас. % и марганца 0,02-0,12 мас. % обеспечивает снижение склонности стали к ликвации при разливке крупных слитков, а также снижает чувствительность стали к радиационному и тепловому охрупчиванию.

Ограничение содержания фосфора 0,0005-0,003 мас. %, мышьяка 0,001-0,004 мас. %, сурьмы 0,001-0,004 мас. %, олова 0,001-0,004 мас. %, висмута 0,001-0,004 мас. % и свинца 0,001-0,004 мас. %, а также их суммарного содержания <0,007 мас. % обеспечивает повышение комплекса вязкопластических свойств, гарантирует низкие значения критической температуры хрупкости и снижает чувствительность стали к тепловому и радиационному охрупчиванию.

Поддержание содержания кислорода, азота и водорода в заданных пределах (0,0001-0,0030 мас. %, 0,0001-0,008 мас. % и 0,00001-0,0001 мас. % соответственно) обеспечивает снижение чувствительности стали к флокенообразованию и высокую стабильность прочностных свойств при нейтронном воздействии и повышенной температуре.

Дополнительное введение добавок алюминия 0,015-0,035, иттрия 0,005-0,12 мас. %, и/или неодима 0,005-0,12 мас. %, и/или празеодима 0,005-0,12 мас. %, в сочетании с ниобием (0,005-0,08 мас. %) и цирконием (0,005-0,04 мас. %) обеспечивает возможность дополнительного глубокого рафинирования металла от газов и неметаллических включений, что дополнительно обеспечивает гарантированно низкие значения критической температуры хрупкости, повышение стойкости к охрупчиванию при термическом воздействии и нейтроном облучении. При этом суммарное содержание иттрия, неодима и празеодима в стали должно составлять 0,005-0,12 мас. %. Кроме того, при повышенном содержании никеля 3,2-5,0 мас. % ниобий, помимо рафинирующего эффекта несколько усиливает дисперсионное твердение за счет выделения при отпуске наноразмерных карбидов типа MC, что обеспечивает повышение прочностных характеристик и теплостойкости при сохранении вязкопластических характеристик на высоком уровне.

Снижению содержания неметаллических включений способствует также ограничение содержания серы 0,0005-0,03 мас. %.

Были исследованы служебные характеристики стали, содержащей, мас. %: углерод 0,08; кремний 0,032; марганец 0,05; хром 1,9; никель 4,25; молибден 0,55; ванадий 0,12; медь 0,006; кобальт 0,02; сера 0,0008; фосфор 0,0006; мышьяк 0,002; сурьма 0,002; олово 0,002; водород 0,0001; алюминий 0,025; азот 0,0009; кислород 0,0011; висмут 0,0015; свинец 0,0015; ниобий 0,03, цирконий 0,01, неодим 0,007, железо остальное.

Установлено, что сталь по изобретению после соответствующей термической обработки обеспечивает требуемый уровень и стабильность важнейших физико-механических свойств, определяющих работоспособность материала при его использовании для изготовления корпуса атомного реактора.

Так, заявляемая сталь обеспечивает категорию прочности КП50-КП55 при температурах до 400°C и имеет критическую температуру хрупкости не выше минус 90°C. Проведенные эксперименты по тепловому охрупчиванию по режиму, эквивалентному 60 годам эксплуатации, показали, что предлагаемая сталь имеет меньший сдвиг критической температуры по сравнению с имеющейся сталью промышленной выплавки (25°C и 40°C соответственно). Повышенные на 15-20% прочностные свойства стали по изобретению позволят изготавливать из нее корпусы реакторов перспективных проектов с рабочей температурой до 400°C, а высокий уровень вязкопластических свойств и низкая скорость их деградации позволят обеспечить ресурс корпуса реактора до 100-120 лет.