ОЦІНКА ТЕХНОЛОГІЧНОЇ ПЛАСТИЧНОСТІ ВИСОКОБОРИСТОЇ КОРОЗІЙНОСТІЙКОЇ СТАЛІ В ПРОЦЕСІ ГАРЯЧОЇ ДЕФОРМАЦІЇ ТРУБ, ЩО ЗАСТОСОВУЮТЬСЯ ДЛЯ РОЗМІЩЕННЯ ВІДПРАЦЬОВАНОГО ЯДЕРНОГО ПАЛИВА

Анотація

Постановка проблеми. Сталий розвиток світової ядерної енергетики на подальшу перспективу залежить від того наскільки ефективно будуть вирішені пов’язані з нею проблеми радіаційної безпеки та ядерного розповсюдження. Такі проблеми мають місце, у тому числі, і на кінцевому етапі ядерно-паливного циклу – поводження з відпрацьованим ядерним паливом. Це завдання сьогодні стоїть на порядку денному як для світової спільноти, так і для національних урядів країн, які розвивають або мають наміри розвивати атомну енергетику [1−3]. Наразі, у зв'язку із забезпеченням безпеки атомної енергетики, у світовій практиці знаходять широке застосування борумісні сталі як матеріал для забезпечення біологічного захисту та для виготовлення спеціальних деталей обладнання. Це пояснюється тим, що ізотоп В₁₀, який міститься у сталях, забезпечує захоплення нейтронів [4]. Задля екранізації опорного чохла ущільненого сховища відпрацьованого ядерного палива атомних електростанцій знадобилися шестигранні труби з високобористої сталі. Корозійностійкі сталі, леговані бором, широко використовують в атомній енергетиці завдяки їх спеціальним ядерним властивостям. У процесі експлуатації атомних електростанцій тепловидільні збірки, які відслужили свій термін, підлягають зберіганню в спеціальних сховищах із використанням контейнерів − шестигранних труб, які виготовляють із сталі 04Х14Т3Р2Ф. Для зниження витрат під час будівництва та експлуатації АЕС частина робіт із поводження з відпрацьованим ядерним паливом (ВЯП) повинна виконуватися на підприємствах України. Це забезпечить значний імпортозамінний ефект. Для виготовлення шестигранних труб зі сталі 04Х14Т3Р2Ф за схемою: зливки − гаряча деформація − профілювання − термічна обробка потрібна розробка параметрів гарячої деформації і наступних технологічних операцій. Застосування зазначених труб в ущільнених сховищах відпрацьованого палива АЕС дозволить збільшити вдвічі ємність сховищ, що дасть значний народно-господарський економічний ефект. Матеріал та методи дослідження. Матеріалом для дослідження обрано сталь 04Х14Т3Р2Ф (ЧС-82), виплавлену за двома варіантами (вакуумно-індукційний – «ВІ» і вакуумно-індукційний з подальшим вакуумно-дуговим переплавом – («ВД»). Сталь марки 04Х14Т3Р2Ф відносять до високолегованих, корозійностійких сталей феритного класу з високим вмістом бору до (2 %). Для дослідження температур фазових перетворень у сталі застосовано метод диференціального термічного аналізу. Для оцінення фазового стану − метод рентгеноструктурного аналізу та мікрорентгеноспектрального аналізу. Зразки сталі випробували на прошивання. Після охолодження прошиті зразки піддавалися рентгенівському просвічуванню [5]. Також проведено випробування на гаряче скручування та механічні випробування за високих температур. Результати. Оцінено макро- і мікроструктуру сталі залежно від способу виплавки. Досліджено фазовий склад сталі. Дослідження пластичних властивостей сталі ЧС-82 випробуваннями на прошиваність і гаряче скручування показало, що область температур максимальної пластичності перебуває в широкому діапазоні (від 1 025 до 1 150 ⁰С) за досить незначного опору деформації. За гарячої деформації в температурному інтервалі 1 175 ⁰С і вище спостерігалось руйнування металу по межах зерен у місцях плавлення боридної фази Cr−Fe−B. Слід вважати оптимальним температурний інтервал гарячої деформації сталі ЧС-82 в діапазоні 1 000−1 050 ⁰С. Наукова новизна. Для корозійностійкої високобористої сталі, яка використовується для зберігання відпрацьованого ядерного палива, вибрано температурний інтервал гарячої деформації та оцінено структурний та фазовий склад, що дозволить деформувати метал на прошивному стані та виготовляти труби.