

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 Ac1 – Ac3 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.
Ключевые слова
Об авторах
Е. В. ТерентьевРоссия
Егор Валериевич Терентьев
111250, Москва, ул. Красноказарменная, д. 14
А. Ю. Марченков
Россия
Артём Юрьевич Марченков
111250, Москва, ул. Красноказарменная, д. 14
В. Д. Локтионов
Россия
Владимир Дмитриевич Локтионов
111250, Москва, ул. Красноказарменная, д. 14
И. В. Любашевская
Россия
Ирина Васильевна Любашевская
630090, г. Новосибирск, просп. Акад. Лаврентьева, д. 15
Д. В. Чуприн
Россия
Данила Владимирович Чуприн
111250, Москва, ул. Красноказарменная, д. 14
К. Т. Бородавкина
Россия
Ксения Тимуровна Бородавкина
111250, Москва, ул. Красноказарменная, д. 14
Г. Б. Свиридов
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