Preview

Вопросы материаловедения

Расширенный поиск
Доступ открыт Открытый доступ  Доступ закрыт Только для подписчиков

Исследование структуры и свойств металла сварного соединения корпуса атомного реактора из Cr–Mo–V стали в процессе изготовления и эксплуатации

https://doi.org/10.22349/1994-6716-2022-110-2-111-123

Аннотация

Представлены результаты исследования изменения структуры и механических свойств металла сварного соединения стали 15Х2МФА-А мод. А в процессе высоких отпусков при изготовлении корпуса реактора и в результате тепловых выдержек при его эксплуатации. Установлено, что в исходном после сварки состоянии металл шва имеет удовлетворительную пластичность и высокий уровень ударной вязкости, но чрезмерно высокий уровень прочности. Промежуточный отпуск при температуре 655°С снижает уровень прочности, однако не приводит к существенному повышению ударной вязкости. Окончательные свойства формирует высокий отпуск при температуре 670°С. Выявлена низкая чувствительность металла зоны термического влияния и основного металла к отпускам при указанных температурах, а также к тепловым выдержкам при температуре 350°С.

Об авторах

М. Н. Тимофеев
НИЦ Курчатовский институт – ЦНИИ КМ Прометей
Россия

Кандидат технических наук

191015, Санкт-Петербург, Шпалерная ул., 49



С. Н. Галяткин
НИЦ Курчатовский институт – ЦНИИ КМ Прометей
Россия

Кандидат технических наук

191015, Санкт-Петербург, Шпалерная ул., 49



Список литературы

1. Tokuhisa M., Hirai Y., Nishiyama N., Yamashita I., Nishio K., Nakatsuji K. Development of High-Quality Narrow Gap Submerged Arc Welding Consumables for Cr–Mo Steel // Kawasaki Steel Technical Report. – 1986. – N 15. – Р. 74–83.

2. Hucińska J., Haras J. Opracowanie szczegółowego programu i procedur badań nieniszczących reaktorów 0150-R1 i 0150-R2 w Rafinerii Gdańskiej SA pod kątem dopuszczenia ich do eksploatacji na czas dłuższy niż 100 000 godzin oraz badania stanu zerowego reaktorów // Report no. 013448. Gdańsk University of Technology, Mechanical Engineering Faculty, 1999.

3. Vyrostkova A., Kroupa A., Janovec J., Svoboda M. Carbide reactions and phase equilibria in low alloy Cr–Mo–V steels tempered at 773–993 K. Part I: experimental measurements // Acta materialia. – 1998. – N 1 (46). – P. 31–38.

4. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Сварка и наплавка оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (НП-104-18). – М.: Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, 2018. – 260 с.

5. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭГ-7-002–86) / Госатомнадзор СССР. – М.: Энергоатомиздат, 1989. – 525 с.

6. Брандон Д., Каплан У. Микроструктура материалов. Методы исследования и контроля. – М.: Техносфера, 2004. – 384 с.

7. Акулов А. И., Бельчук Г. А., Демянцевич В. П. Технология и оборудование сварки плавлением. – М.: Машиностроение, 1977. – 432 с.

8. Теплухина И. В., Цветков А. С., Зайцева О. Ю. Гарантированный уровень механических свойств металла крупногабаритных поковок из стали марки 15Х2МФА-А мод. А и влияние металлургических технологий на его обеспечение // Технология металлов. – 2006. – № 3. – С. 17–30.

9. Лахтин Ю. М. Металловедение и термическая обработка металлов. – М.: Металлургия, 1983. – 320 с.

10. Hodgson D. K., Dai T., Lippold J. C. Transformation and Tempering Behavior of the HeatAffected Zone of 2.25Cr–1Mo Steel // Welding Journal. – 2015. – V. 94. – Р. 250-s–256-s.

11. Тимофеев М. Н., Галяткин С. Н., Фоменко А. В., Шубин О. В. Анализ опыта изготовления корпуса реактора и блока верхнего проекта ВВЭР-ТОИ из сталей 15Х2НМФА кл. 1 и 15Х2МФАА мод. А // Тяжелое машиностроение. – 2021. – № 9. – С. 9–17.

12. Тимофеев М. Н., Галяткин С. Н. Исследование стойкости против теплового охрупчивания металла сварных швов корпусов атомных реакторов из сталей типа 15Х2МФА // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Материаловедение и новые материалы. – 2020. – Вып. 3 (104) . – С. 4–13.

13. Дуб А. В., Юханов В. А. Оценка срока службы действующих реакторных установок ВВЭР-1000 // Тяжелое машиностроение. – 2009. – № 12. – С. 9–12.

14. Грекова И. И., Юханов В. А., Филимонов Г. Н., Зубченко А. С. Термическое старение материалов для корпусов ВВЭР // Сб. докладов 3-й международной конференции «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС», Москва–Санкт-Петербург, 17–22 июня 1994 г. – С. 439–451.

15. Карзов Г. П., Тимофеев Б. Т., Чернаенко Т. А. Старение материалов оборудования АЭС при эксплуатации в течение проектного срока службы // Вопросы материаловедения. – 2005. – № 2(42). – С. 92–110.


Рецензия

Для цитирования:


Тимофеев М.Н., Галяткин С.Н. Исследование структуры и свойств металла сварного соединения корпуса атомного реактора из Cr–Mo–V стали в процессе изготовления и эксплуатации. Вопросы материаловедения. 2022;(2(110)):111-123. https://doi.org/10.22349/1994-6716-2022-110-2-111-123

For citation:


Timofeev M.N., Galyatkin S.N. Study of the structure and properties of the metal of reactor pressure vessel welded joints made of Cr–Mo–V steel in the process of manufacture and operation. Voprosy Materialovedeniya. 2022;(2(110)):111-123. (In Russ.) https://doi.org/10.22349/1994-6716-2022-110-2-111-123

Просмотров: 246


ISSN 1994-6716 (Print)