- •Особенности поведения сплава циркония в эксплуатационных условиях.
- •Действие облучения на сплавы циркония
- •Коррозия коррозионно-стойких сталей в жидком металлическом теплоносителе
- •Перлитные стали
- •Коррозия перлитных сталей в водяном теплоносителе
- •Кристаллическая структура
- •Коэффициент анизотропии весьма значителен!
- •Запасенная энергия от температуры облучения
Перлитные стали
Стали корпусов реакторов ВВЭР. Из аустенитных сталей делать нельзя, т.к. трудно обрабатывать и сваривать. У перлитных сталей более высокая технологичность, они не подвергаются коррозионному растрескиванию и в 7-8 раз дешевле.
Сумма легирующих элементов (Cr, Ni, Mb, Mn,V) ≤ 5%
σв=280-400 МПа; δ=15-30% достаточно пластичны
Перлит
Феррит
Раньше на корпусные стали наносили плакирующие покрытия для повышения коррозионной стойкости. Сейчас покрытие на корпуса не наносят.
Корпуса реакторов: 25Х2НМФ, 15Х2НМФА (сталь повышенного качества)
Трубопроводы:10ГН2МФА, 12ХМФ
Сепараторы:16ГНМ
Влияние легирующих элементов на свойства сталей:
Мо (0,4 – 0,5%) – повышает коротковременную и длительную прочность.
С (0,08-0,42%) – повышает прочность стали за счет карбидного упрочнения.
Cr (0,5-1%) – упрочняет и повышает стабильность стали при повышенных температурах, то есть температура мало влияет на механические свойства стали.
V (0,6-0,85%) – увеличивает жаропрочность, повышает прочность при повышенных температурах.
Nb (0,5-0,7%) – предотвращает охрупчивание стали при термической обработке.
Ni (0,3 - 1%) – упрочняет феррит.
Коррозия перлитных сталей в водяном теплоносителе
Перлитная сталь в 8-10 раз уступает аустенитной.
Повышение коррозионной стойкости: образование пленки магнетита (Fe3O4) на внутренней поверхности. Для этого в теплоноситель вводят ингибиторы (например, трилон Б, который при Т=90-100 °С растворяет железо, но при Т=350-400 °С разлагается с образованием пленки магнетита).
Перлитный стали несклонны к коррозионному растрескиванию под напряжением.
Минимальная коррозия при pH=11-13.
Наличие кислорода, растворенного в воде, увеличивает коррозию, поэтому водяной теплоноситель подвергается деаэрации для удаления кислорода.
Ухудшает коррозионную стойкость наличие ионов хлора. Также влияет скорость теплоносителя. При скорости > 10-12 м/с коррозия усиливается, т.к. смывается оксидная пленка.
Поведение перлитных сталей под облучением.
Охрупчивание корпуса реактора.
Температурная зависимость ударной вязкости для необлученного (Ф=0) и облученного (Тобл = 270 °С) до разных флюенсов металла сварного шва стали 15Х2МФА
При значительных флюенсах температура перехода в хрупкое состояние повышается, те при обычных условиях перлитная сталь становится хрупкой (облучение при Т = 20-250 °С).
Если облучение происходит при Т ≥ 250 °С, то механические свойства практически не меняются.
При Т= 300-350 °С свойства остаются исходными.
При отжиге стали возвращаются прежние свойства!
Охрупчивание начинается с потока 10 13 н/см2, до этого свойства сталей не меняются (инкубационный период).
При облучении происходит увеличение предела прочности и текучести, но значительно уменьшается пластичность.
Перлитные стали, имеющие глобулярную (округлую) структуру феррита и перлита, обладают повышенными механическими свойствами.
Реакторный графит
Получают из смеси нефтяного кокса и каменноугольного пека (смола).
Смешивают и выделяют, либо прессуют в форму и нагревают до 1500 °С для графитации пека, т.е. он переходит в графитоподобное вещество. Эти заготовки высокопористые.
Полученные заготовки нагреваются до 2500-3000 °С для окончательной графитации, чем больше время выдержки при этой Т, тем совершенней структура графита.
Через полученные заготовки при Т=2000 °С пропускают поток хлора. При этой Т хлор образует легколетучие хлориды примесей, которые имеются в графите, и они уходят.
Реакторный графит имеет пористость 20-35%
Тплавл примерно 4000 °С и зависит от величины внешнего давления