Автоматическая сварка, 2019, №09



2019 №09 (01)

DOI of Article 10.15407/as2019.09.02

2019 №09 (03)

---

Журнал «Автоматическая сварка», № 9, 2019 г., с. 14-25

Влияние сварочного цикла охлаждения на структурно-фазовый состав стали 15Х2НМФА

О.В. Махненко, В.А. Костин, В.В. Жуков, Е.С. Костеневич

ИЭС им. Е.О. Патона НАН Украины. 03150, г. Киев, ул. Казимира Малевича, 11. E-mail: office@paton.kiev.ua

В последнее время для прогнозирования микроструктурного фазового состава конструкционных сталей при термическом воздействии получили развитие математические методы. С помощью математического моделирования на основе существующих параметрических регрессионных уравнений выполнено прогнозирование микроструктурных фазовых превращений в металле ЗТВ основного материала (сталь 15Х2НМФА) корпуса реактора ВВЭР-1000 при дуговой наплавке защитного антикоррозионного слоя, а также проведен сравнительный анализ результатов моделирования с полученными экспериментальными данными дилатометрического и металлографического анализа. Сравнение результатов подтверждает формирование бейнитно-мартенситной структуры в металле ЗТВ корпуса реактора ВВЭР-1000, однако величина содержания мартенсита при расчетном и экспериментальном определении существенно отличается. Для расчетного определения содержания структурных составляющих необходимо использовать экспериментальные термокинетические диаграммы распада переохлажденного аустенита для характерных сварочных/наплавочных термических циклов, в которых отсутствует длительный нагрев или выдержка при температуре аустенизации, а охлаждение происходит с переменной скоростью. Для адекватной оценки микроструктурного состава в металле ЗТВ корпусной стали 15Х2НМФА при сварке/наплавке были построены экспериментально термокинетические диаграммы распада переохлажденного аустенита для характерных скоростей охлаждения 3…5 °С/с и двух максимальных температур термического цикла — 1000 и 1350 °С. Полученные результаты могут быть использованы для расчетного определения остаточных напряжений в корпусе реактора ВВЭР-1000 при обосновании продления ресурса безопасной эксплуатации. Библиогр. 32, табл. 7, рис. 12.
Ключевые слова: корпус реактора ВВЭР-1000, сталь 15Х2НМФА, антикоррозионная наплавка, микроструктурные превращения, математическое моделирование, дилатометрия

Поступила в редакцию 21.05.2019

Список литературы

1. (1989) Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86). Госатомэнергонадзор СССР. Москва, Энергоатомиздат.
2. Хлыбов А.А., Углов А.Л. (1998) Определение физико-механических характеристик материала образцов, подвергаемых радиационному облучению. Труды Нижегородского государственного технического университета им. Р.Е. Алексеева, 1, 220–228.
3. Гурович Б.А., Кулешова Е.А., Федотова С.В. (2011) Влияние химического состава и структурных параметров сталей корпусов реакторов ВВЭР на склонность к охрупчиванию, обусловленному образованием зернограничных сегрегаций, в том числе, в условиях, характерных для длительной эксплуатации энергетических установок. Москва, НИЦ «Курчатовский институт».
4. Фролов А.С. (2013) Фазово-структурное состояние и служебные характеристики новых композиций сталей для корпусов реакторов с повышенной мощностью и сроком службы: автореф. дис. ... канд. техн. наук. Москва, НИЦ «Курчатовский институт».
5. Марков С.И. (2012) Металловедческие основы производства заготовок для высоконадежных элементов энергетических и трубопроводных систем: автореф. дис. ... д-ра техн. наук. Москва, Центр. науч.-исслед. ин-т технологии машиностроения.
6. Марголин Б.З., Швецова В.А., Гуленко А.Г. и др. (2002) Прогнозирование трещиностойкости корпусной реакторной стали на основе концепции «Mastercurve» и вероятностной модели. Проблемы прочности, 1, 5–21.
7. Фоменко В.Н. (2017) Прогнозирование вязкости разрушения для расчета прочности корпусов реакторов типа ВВЭР на основе испытаний образцов-свидетелей и локального критерия хрупкого разрушения: дис. ... канд. техн. наук. Санкт-Петербург, ФГУП «ЦНИИ КМ «Прометей».
8. Попова Л.Е., Попов А.А. (1991) Диаграммы превращения аустенита в сталях и бета-растворе в сплавах титана. Справочник термиста. 3-е изд., перераб. и доп. Москва, Металлургия.
9. Карзов Г.П., Марголин Б.З., Теплухина И.В., Пиминов В.А. (2016) Материаловедческие аспекты повышения безопасности эксплуатации энергетических установок типа ВВЭР на основе совершенствования стали для корпусов реакторов. Санкт-Петербург, ФГУП «ЦНИИ КМ «Прометей», Подольск, ОАО «ОКБ-Гидропресс».
10. Лившиц Л.С., Хакимов А.Н. (1989) Металловедение сварки и термическая обработка сварных соединений. 2-е изд., перераб. и доп. Москва, Машиностроение.
11. Марголин Б.З., Варовин А.Я., Костылев В.И. (2005) Определение остаточных напряжений в корпусах реакторов ВВЭР после многопроходной сварки, наплавки и высокотемпературного отпуска. Автоматическая сварка, 10, 16–23.
12. (1977) Atlas of isothermal transformation and cooling transformation diagrams. American Society for Metals.
13. Zhang Zhuyao, Farrar R.A. (1995) An atlas of continuous cooling transformation diagrams (CCT) applicable to low carbon low alloy weld metals. London, Institute of Materials.
14. Zeyffarth P. (1982) Atlas Schweiss-ZTU-Schaubilder. Berlin, VEB Verlag Technik, Duesseldorf, DVS-Verlag.
15. Центр моделирования литейных процессов и технологий (http://mip-cast.ru/treatment).
16. Teplukhina I.V., Golod V.M., Tsvetkov A.S. (2018) CCT diagram plotting based on the numerical analysis of dilatometric tests results. Letters on Materials, 8(1), 37–41.
17. Соловьев И.В., Корниенко О.Ю., Жиляков А.Ю., Белорусец А.М. (2017) Исследование кинетики распада переохлажденного аустенита стали 15Х2НМФА при непрерывном охлаждении. Материалы XVIII Международной научно-технической Уральской школы-семинара металловедов-молодых ученых. Екатеринбург, 21–23 ноября 2017. Екатеринбург, УрФУ, сс. 250–252.
18. Касаткин О.Г., Зайффарт П. (2002) Расчетные модели для оценки механических свойств металла ЗТВ при сварке низколегированных сталей. Сборник трудов международной конференции «Математическое моделирование и информационные технологии в сварке и родственных процессах». Киев.
19. Makhnenko V.I., Velikoivanenko E.A., Pochinok V.E. et al. (1999) Numerical Methods for the Prediction of Welding Stress and Distortions. Welding and Surfacing Reviews, 13, 1, Part 1, pp. 1–146.
20. Dean Deng, Yangang Tong, Ninshu Ma, Hidekazu Murakawa (2013) Prediction of the Residual Welding Stress in 2,25 Cr–1Mo Steel by Taking into Account the Effect of the Solid-State Phase Transformations. Acta Metall. Sin. (Engl. Lett.), 26, 3, 333–339 June.
21. Yukio Ueda, HidekazuMurakawa, Yu Luo (1995) A Computational Model of Phase Transformation for Welding Processes. Transact. of JWRI, 24(1), 95–100.
22. (2003) ПНАЭ Г-7-009-89 Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Сварка и наплавка, основные положения. Москва.
23. Корпус реактора ЗАЭС-1. 1152.02.70.000. Паспорт сосуда, работающего под давлением.
24. Дуб А.В. (2013) Развитие основных конструкционных материалов для реакторов ВВЭР, ГНЦ РФ. Подольск, ОАО «НПО ЦНИИТМАШ».
25. Воронов А. В. (2013) Совершенствование качества сварных соединений и наплавленных поверхностей оборудования АЭУ производства. Санкт-Петербург, ОАО «Ижорские заводы».
26. Iradj Sattari-Far, Magnus Andersson (2006) Cladding Effects on Structural Integrity of Nuclear Components. SKI Report 2006:23, ISSN 1104-1374, ISRN SKI-R-06/23-SE.
27. Katsuyama J., Udagawa M., Nishikawa H. et al. (2010) Evaluation of Weld Residual Stress near the Cladding and J-weld in Reactor Pressure Vessel Head for the assessment of PWSCC Behavior. E-Journal of Advanced Maintenance, 2, Japan Society of Maintenology, 50–64.
28. Dupas P., Moinereau D. (1996) Evaluation of Cladding Residual Stresses in Clad Blocks by Measurements and Numerical Simulations. Journal de Physique IV Colloque, 06(C1), 187–96.
29. Цвитанович М., Пострузин Ж., Мунк Р. и др. (2011) Система ультразвукового контроля металла корпуса реактора АЭС «Куданкулам». Материалы конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОКБ «Гидропресс».
30. ТУ 108-765-78 Заготовки из стали марок 15Х2НМФА и 15Х2НМФА-А для корпусов и крышек и других узлов реакторных установок.
31. Kostylev V.I., Margolin B.Z. (2000)Determination of residual stress and strain fields caused by cladding and tempering of reactor pressure vessels. International Journal of Pressure Vessels and Piping 77.
32. (2000) Методика определения ресурса корпусов атомных реакторов в процессе эксплуатации (МРК-СХР-2000), РД ЭО 0353-02, Санкт-Петербург–Москва.