Preview

Заводская лаборатория. Диагностика материалов

Расширенный поиск
Доступ открыт Открытый доступ  Доступ закрыт Только для подписчиков

Исследование характеристик ползучести корпусной стали 15Х2НМФА-А реактора типа ВВЭР при температурах 500 – 1200 °C

https://doi.org/10.26896/1028-6861-2024-90-10-56-66

Аннотация

Исследованы особенности ползучести корпусной стали 15Х2НМФА-А в диапазоне температур 500 – 1200 °C, которые могут быть достигнуты при аварийных режимах работы реакторов типа ВВЭР. Проведен анализ кривых ползучести стали, полученных при испытаниях растяжением образцов с построением параметрической зависимости Ларсена – Миллера. Показано, что в интервале температур 600 – 850 °C обобщенная температурная зависимость Ларсена – Миллера изменяет угол наклона, вследствие чего в этом интервале возникает высокая ошибка в оценке времени до разрушения стали 15Х2НМФА-А в условиях ползучести. Для определения причин изменения сопротивления ползучести в указанном температурном диапазоне исследована микроструктура металла в исходном состоянии и после испытаний на ползучесть методами оптической и сканирующей электронной микроскопии. Установлено, что в интервале температур 600 – 700 °C происходит коагуляция карбонитридов типа V(CN), приводящая к изменению угла наклона параметрической зависимости Ларсена – Миллера. В диапазоне температур Ac1Ac3 характеристики ползучести скачкообразно изменяются, что связано с фазовыми превращениями. Обоснована целесообразность разделения параметрической зависимости Ларсена – Миллера на несколько участков в зависимости от температуры с учетом структурных изменений в стали 15Х2НМФА-А, что позволяет повысить точность оценки времени ее разрушения как минимум на порядок. По результатам исследования получена расчетная зависимость предела длительной прочности стали от температуры на базе шести, 24 и 120 ч.

Об авторах

Е. В. Терентьев
Национальный исследовательский университет «МЭИ»
Россия

Егор Валериевич Терентьев

111250, Москва, ул. Красноказарменная, д. 14



А. Ю. Марченков
Национальный исследовательский университет «МЭИ»
Россия

Артём Юрьевич Марченков

111250, Москва, ул. Красноказарменная, д. 14



В. Д. Локтионов
Национальный исследовательский университет «МЭИ»
Россия

Владимир Дмитриевич Локтионов

111250, Москва, ул. Красноказарменная, д. 14



И. В. Любашевская
Институт гидродинамики им. М. А. Лаврентьева Сибирского отделения Российской академии наук
Россия

Ирина Васильевна Любашевская

630090, г. Новосибирск, просп. Акад. Лаврентьева, д. 15



Д. В. Чуприн
Национальный исследовательский университет «МЭИ»
Россия

Данила Владимирович Чуприн

111250, Москва, ул. Красноказарменная, д. 14



К. Т. Бородавкина
Национальный исследовательский университет «МЭИ»
Россия

Ксения Тимуровна Бородавкина

111250, Москва, ул. Красноказарменная, д. 14



Г. Б. Свиридов
Национальный исследовательский университет «МЭИ»
Россия

Георгий Борисович Свиридов

111250, Москва, ул. Красноказарменная, д. 14



Список литературы

1. Theofanous T. G., Liu C., Addition S., et al. In-vessel Coolability and Retention of a Core Melt. Vol. 1. — U.S.A., Illinois: Center for risk studies and Safety, 1996. — 441 p. DOI: 10.2172/491623

2. Theofanous T. G., Angelini S. Natural Convection for In-Vessel Retention at Prototypic Rayleigh Numbers / Nuclear Engineering and Design. 2000. Vol. 200. P. 1 – 9. DOI: 10.1016/S0029-5493(00)00239-9

3. Rempe J. L., Knudson D. L., Condie K. G., et al. Corium retention for high power reactors by an in-vessel core catcher in combination with External Reactor Vessel Cooling / Nuclear Engineering and Design. 2004. Vol. 230. P. 293 – 309. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2003.11.031

4. Loktionov V., Mukhtarov E., Lyubashevskaya I. Features of heat and deformation behavior of a VVER-600 reactor pressure vessel under conditions of inverse stratification of corium pool and worsened external vessel cooling during the severe accident. Part 1. The effect of the inverse melt stratification and in-vessel top cooling of corium pool on the thermal loads acting on VVER-600’s reactor pressure vessel during a severe accident / Nuclear Engineering and Design. 2018. Vol. 326. P. 320 – 332. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2017.11.015

5. Loktionov V., Mukhtarov E., Lyubashevskaya I. Features of heat and deformation behavior of a VVER-600 reactor pressure vessel under conditions of inverse stratification of corium pool and worsened external vessel cooling during the severe accident. Part 2. Creep deformation and failure of the reactor pressure vessel / Nuclear Engineering and Design. 2018. Vol. 327. P. 161 – 171. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2017.12.018

6. Fil N. S., Borisov L. N., Kurbaev S. S., et al. Analysis of WWER-1000 Core Melt Scenarious using Different Computer Codes / Proceedings of the 10th International Topical Meeting On Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (nureth-10), 2003.

7. Sorokin Yu. S., Shchekoldin V. V., Borisov L. N., Fil N. S. Analysis of typical WWER-1000 Severe Accident scenarios / Proceedings of the 2004 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants, 2004. P. 1096 – 1105.

8. Zvonarev Yu. A., Volchek A. M., Kobzar V. L., Budaev M. A. ASTEC application for in-vessel melt retention modeling in VVER plants / Nuclear Engineering and Design. 2014. Vol. 272. P. 224 – 236. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2013.06.044

9. Carénini L., Fichot F., Seignour N. Modelling issues related to molten pool behaviour in case of In-Vessel Retention Strategy / Annals of Nuclear Energy. 2018. Vol. 118. P. 363 – 374. DOI: 10.1016/j.anucene.2018.04.032

10. Gencheva R., Stefanova A., Groudev P., et al. Study of invessel melt retention for VVER-1000/v320 reactor / Nuclear Engineering and Design. 2016. Vol. 298. P. 208 – 217. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2015.12.031

11. Mao J. F., Zhu J. W., Bao S. Y., et al. Study on structural failure of RPV with geometric discontinuity under severe accident / Nuclear Engineering and Design. 2016. Vol. 307. P. 354 – 363. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2016.07.027

12. Matejovic P., Barnak M., Bachraty M., et al. Adoption of in-vessel retention concept for VVER440/V213 reactors in Central European Countries / Nuclear Engineering and Design. 2017. Vol. 314. P. 93 – 109. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2017.01.015

13. Sarkar A., Sunil S., Kumawat B., et al. High temperature creep behavior of a low alloy Mn-Mo-Ni reactor pressure vessel steel / Journal of Nuclear Materials. 2021. Vol. 557. N 153293. DOI: 10.1016/j.jnucmat.2021.153293

14. Nikulin S. A., Rogachev S. O., Belov V. A., et al. Structure and properties of steels for manufacture of core catcher vessel of nuclear reactor / Izv. Vuzov. Cher. Met. 2023. Vol. 66. N 3. P. 356 – 366 [in Russian]. DOI: 10.17073/0368-0797-2023-3-356-366

15. Volkov I. A., Igumnov L. A., Tarasov I. S., et al. Evaluating long-term strength of structural elements subjected to thermal-mechanical loading / Problems of Strength and Plasticity. 2018. Vol. 80. N 4. P. 495 – 512 [in Russian]. DOI: 10.32326/1814-9146-2018-80-4-494-512

16. Gao Z., Lu C., He Y., et al. Influence of phase transformation on the creep deformation mechanism of SA508 Gr. 3 steel for nuclear reactor pressure vessels / Journal of Nuclear Materials. 2019. Vol. 519. P. 292 – 301. DOI: 10.1016/j.jnucmat.2019.04.006

17. Tardif N., Coret M., Combescure A. Experimental study of the fracture kinetics of a tubular 16MnNiMo5 steel specimen under biaxial loading at 900 and 1000°C. Application to the rupture of a vessel bottom head during a core meltdown accident in a pressurized water reactor / Nuclear Engineering and Design. 2011. Vol. 241. P. 755 – 766. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2011.01.026

18. Xie L. J., Ning D., Yang Y. Z. Experimental study on creep characterization and lifetime estimation of RPV material at 723 – 1023 K / Journal of Materials Engineering and Performance. 2017. Vol. 26. P. 644 – 652. DOI: 10.1007/s11665-016-2498-1

19. Markov S. I., Balikoyev A. G., Dub V. S., et al. The complex research aimed at developing high-strength steels for hull prospective nuclear power, including supercritical coolant parameters / Tyazh. Mashinostr. 2016. N 7 – 8. P. 2 – 8 [in Russian].

20. Timofeev M. N., Galyatkin S. N., Fomenko A. V., Shubin O. V. Analysis of the experience in manufacturing the reactor body and the upper block of the VVER-TOI from 15Cr2NiMoVA class 1 and 15Cr2MoVA-A mod. A steels / Tyazh. Mashinostr. 2021. N 9. P. 9 – 17 [in Russian].

21. Zemzin V. N. Heat resistance of welded joints. — Leningrad: Mashinostroenie, 1972. — 272 p. [in Russian].

22. Kucharova K., Sklenicka V., Kvapilova M., Svoboda M. Creep and microstructural processes in a low-alloy 2.25%Cr1.6%W steel (ASTM Grade 23) / Materials Characterization. 2015. Vol. 109. P. 1 – 8. DOI: 10.1016/j.matchar.2015.08.008

23. Getsov L. B., Semenov A. S., Golubovsky E. R., et al. Features and uniform description of I, II, and III stages of the creep in single-crystal superalloys / Industr. Lab. Mater. Diagn. 2020. Vol. 86. N 3. P. 44 – 54 [in Russian]. DOI: 10.26896/1028-6861-2020-86-3-44-54

24. Kim V. A., Lysenko V. V., Afanaseva A. A., Turkmenov Kh. I. Study of the structural degradation of steel 15Kh5M upon continuous duty / Industr. Lab. Mater. Diagn. 2020. Vol. 86. N 1. P. 38 – 43 [in Russian]. DOI: 10.26896/1028-6861-2020-86-1-38-43

25. Radchenko V. P., Afanas’eva E. A., Saushkin M. N. Prediction of creep and long-term strength of material using a leader sample under ductile fracture conditions / Journal of Applied Mechanics and Technical Physics. 2023. Vol. 64. N 6. P. 199 – 209 [in Russian]. DOI: 10.15372/PMTF202315261

26. Claesson E., Magnusson H., Kohlbrecher J., et al. Carbide Precipitation during Processing of Two Low-Alloyed Martensitic Tool Steels with 0. 11 and 0. 17 V/Mo Ratios Studied by Neutron Scattering, Electron Microscopy and Atom Probe / Metals. 2022. Vol. 12. N 5. P. 758. DOI: 10.3390/met12050758

27. Gladshtein V. I. The Impact of Metal Micro-Damages on the Lifetime of Cast Casing of the Valve / Industr. Lab. Mater. Diagn. 2017. Vol. 83. N 8. P. 46 – 52 [in Russian].

28. Kvapilová M., Ohanková M., Král P., et al. Characterization of creep properties and the microstructure of a service-exposed low alloy CrMoV steel steam pipe / Materials Science and Engineering A. 2022. Vol. 853. P. 143684. DOI: 10.1016/j.msea.2022.143684

29. Epishin A. I., Alymov M. I. Determination of the volume fraction of the microporosity in nickel-based superalloy single crystals / Industr. Lab. Mater. Diagn. 2022. Vol. 88. N 11. P. 32 – 40 [in Russian]. DOI: 10.26896/1028-6861-2022-88-11-32-40

30. Loktionov V., Lyubashevskaya I., Terentyev E. The regularities of creep deformation and failure of the VVER’s pressure vessel steel 15Kh2NMFA-A in air and argon at temperature range 500 – 900 °C / Nuclear Materials and Energy. 2021. Vol. 28. N 101019. DOI: 10.1016/j.nme.2021.101019

31. Loktionov V., Lyubashevskaya I., Terentyev E. Regularities of the creep deformation and failure of 15Kh2NMFA-A steel within the temperature range of 900 – 1200°C / International Journal of Pressure Vessels and Piping. 2022. Vol. 199. N 104745. DOI: 10.1016/j.ijpvp.2022.104745

32. Loktionov V., Lyubashevskaya I., Sosnin O., Terentyev E. Short-term strength properties and features of high-temperature deformation of VVER reactor pressure vessel steel 15Kh2NMFA-A within the temperature range 20 – 1200°C / Nuclear Engineering and Design. 2019. Vol. 352. N 110188. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2019.110188

33. Dudko V., Yuzbekova D., Gaidar S., et al. Tempering behavior of novel low-alloy high-strength steel / Metals. 2022. Vol. 12. N 2177. DOI: 10.3390/met12122177

34. Lu C. Y., He Y. M., Yang J. G., et al. An investigation of phase transition on the microstructural characteristic and creep behavior for the SA508 Gr. 3 steel used for nuclear reactor pressure vessels / Materials Science and Engineering A. 2017. Vol. 711. P. 659 – 669. DOI: 10.1016/j.msea.2017.11.073

35. Baker T. N. Processes, microstructure and properties of vanadium microalloyed steels / Materials Science and Technology. 2009. Vol. 25. P. 1083 – 1107. DOI: 10.1179/174328409X453253


Рецензия

Для цитирования:


Терентьев Е.В., Марченков А.Ю., Локтионов В.Д., Любашевская И.В., Чуприн Д.В., Бородавкина К.Т., Свиридов Г.Б. Исследование характеристик ползучести корпусной стали 15Х2НМФА-А реактора типа ВВЭР при температурах 500 – 1200 °C. Заводская лаборатория. Диагностика материалов. 2024;90(10):56-66. https://doi.org/10.26896/1028-6861-2024-90-10-56-66

For citation:


Terentyev E.V., Marchenkov A.Yu., Loktionov V.D., Lyubashevskaya I.V., Chuprin D.V., Borodavkina K.T., Sviridov G.B. Research of creep parameters of VVER reactor steel 15Kh2NMFA-A AT temperatures of 500 – 1200°C. Industrial laboratory. Diagnostics of materials. 2024;90(10):56-66. (In Russ.) https://doi.org/10.26896/1028-6861-2024-90-10-56-66

Просмотров: 272


ISSN 1028-6861 (Print)
ISSN 2588-0187 (Online)