Воднева проникність реакторних сталей
Досліджено водневу проникність реакторних сталей 12Х18Н10Т, 316 SS, 10Х9ВФА та легованих хромомарганцевих сталей ЕП-838 і Х12Г20В у вихідному стані, після термообробки, легування, нанесення захисних покривів і оксидування, опромінення іонами Н+ та за наявності зварних з’єднань. Розраховано прониканн...
Gespeichert in:
| Veröffentlicht in: | Фізико-хімічна механіка матеріалів |
|---|---|
| Datum: | 2011 |
| 1. Verfasser: | |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Ukrainian |
| Veröffentlicht: |
Фізико-механічний інститут ім. Г.В. Карпенка НАН України
2011
|
| Online Zugang: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/139001 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Zitieren: | Воднева проникність реакторних сталей / В.В. Федоров // Фізико-хімічна механіка матеріалів. — 2011. — Т. 47, № 2. — С. 79-87. — Бібліогр.: 14 назв. — укp. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-139001 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
Федоров, В.В. 2018-06-19T18:24:01Z 2018-06-19T18:24:01Z 2011 Воднева проникність реакторних сталей / В.В. Федоров // Фізико-хімічна механіка матеріалів. — 2011. — Т. 47, № 2. — С. 79-87. — Бібліогр.: 14 назв. — укp. 0430-6252 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/139001 669.788 Досліджено водневу проникність реакторних сталей 12Х18Н10Т, 316 SS, 10Х9ВФА та легованих хромомарганцевих сталей ЕП-838 і Х12Г20В у вихідному стані, після термообробки, легування, нанесення захисних покривів і оксидування, опромінення іонами Н+ та за наявності зварних з’єднань. Розраховано проникання водню Рc, яке відповідає екологічно безпечному рівню втрат тритію крізь реакторне обладнання у довкілля, і показано, як зміна структури та модифікування поверхні узгоджуються з цією величиною. Визначено проникність і розчинність водню у зварних з’єднаннях досліджуваних сталей. Исследована водородопроницаемость реакторных сталей 12Х18Н10Т, 316 SS, 10Х9ВФА и легированных хромомарганцевых сталей ЕП-838 и Х12Г20В в исходном состоянии, после термооброботки, легирования, нанесения защитных покрытий и оксидирования, облучения ионами Н+ и при наличии сварных соединений. Рассчитано проникание водорода Рc, соответствующее экологически безопасному уровню потерь трития сквозь реакторное оборудование во внешнюю среду, и показано, как изменение структуры и модифицирование поверхности согласуется с этой величиной. Определена проницаемость и растворимость водорода и трития в сварних соединениях исследуемых сталей. Hydrogen permeability of the 12X18H10T, 316 SS and 10X9BФA reactor steels, as well as of the alloyed EП-838 and X12Г20B chromium-manganese steels has been studied in the initial state, after heat treatment, alloying, application of protective coatings and oxidation, irradiation by H+ ions and in the presence of welding joints. The calculated value of hydrogen flow, corresponds to the environment-friendly level of titanium loss through reactor equipment into environment. The changes of structure have been shown to correlate with the flow value. The permeability and solubility of hydrogen and tritium in welded joints of steels under investigations have been determined. uk Фізико-механічний інститут ім. Г.В. Карпенка НАН України Фізико-хімічна механіка матеріалів Воднева проникність реакторних сталей Водородная проницаемость реакторных сталей Hydrogen permeability of reactor steels Article published earlier |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| title |
Воднева проникність реакторних сталей |
| spellingShingle |
Воднева проникність реакторних сталей Федоров, В.В. |
| title_short |
Воднева проникність реакторних сталей |
| title_full |
Воднева проникність реакторних сталей |
| title_fullStr |
Воднева проникність реакторних сталей |
| title_full_unstemmed |
Воднева проникність реакторних сталей |
| title_sort |
воднева проникність реакторних сталей |
| author |
Федоров, В.В. |
| author_facet |
Федоров, В.В. |
| publishDate |
2011 |
| language |
Ukrainian |
| container_title |
Фізико-хімічна механіка матеріалів |
| publisher |
Фізико-механічний інститут ім. Г.В. Карпенка НАН України |
| format |
Article |
| title_alt |
Водородная проницаемость реакторных сталей Hydrogen permeability of reactor steels |
| description |
Досліджено водневу проникність реакторних сталей 12Х18Н10Т, 316 SS, 10Х9ВФА та легованих хромомарганцевих сталей ЕП-838 і Х12Г20В у вихідному стані, після термообробки, легування, нанесення захисних покривів і оксидування, опромінення іонами Н+ та за наявності зварних з’єднань. Розраховано проникання водню Рc, яке відповідає екологічно безпечному рівню втрат тритію крізь реакторне обладнання у довкілля, і показано, як зміна структури та модифікування поверхні узгоджуються з цією величиною. Визначено проникність і розчинність водню у зварних з’єднаннях досліджуваних сталей.
Исследована водородопроницаемость реакторных сталей 12Х18Н10Т, 316 SS, 10Х9ВФА и легированных хромомарганцевых сталей ЕП-838 и Х12Г20В в исходном состоянии, после термооброботки, легирования, нанесения защитных покрытий и оксидирования, облучения ионами Н+ и при наличии сварных соединений. Рассчитано проникание водорода Рc, соответствующее экологически безопасному уровню потерь трития сквозь реакторное оборудование во внешнюю среду, и показано, как изменение структуры и модифицирование поверхности согласуется с этой величиной. Определена проницаемость и растворимость водорода и трития в сварних соединениях исследуемых сталей.
Hydrogen permeability of the 12X18H10T, 316 SS and 10X9BФA reactor steels, as well as of the alloyed EП-838 and X12Г20B chromium-manganese steels has been studied in the initial state, after heat treatment, alloying, application of protective coatings and oxidation, irradiation by H+ ions and in the presence of welding joints. The calculated value of hydrogen flow, corresponds to the environment-friendly level of titanium loss through reactor equipment into environment. The changes of structure have been shown to correlate with the flow value. The permeability and solubility of hydrogen and tritium in welded joints of steels under investigations have been determined.
|
| issn |
0430-6252 |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/139001 |
| citation_txt |
Воднева проникність реакторних сталей / В.В. Федоров // Фізико-хімічна механіка матеріалів. — 2011. — Т. 47, № 2. — С. 79-87. — Бібліогр.: 14 назв. — укp. |
| work_keys_str_mv |
AT fedorovvv vodnevaproniknístʹreaktornihstalei AT fedorovvv vodorodnaâpronicaemostʹreaktornyhstalei AT fedorovvv hydrogenpermeabilityofreactorsteels |
| first_indexed |
2025-11-25T23:07:45Z |
| last_indexed |
2025-11-25T23:07:45Z |
| _version_ |
1850576191773212672 |
| fulltext |
79
Ô³çèêî-õ³ì³÷íà ìåõàí³êà ìàòåð³àë³â. – 2011. – ¹ 2. – Physicochemical Mechanics of Materials
УДК 669.788
ВОДНЕВА ПРОНИКНІСТЬ РЕАКТОРНИХ СТАЛЕЙ
В. В. ФЕДОРОВ
Фізико-механічний інститут ім. Г. В. Карпенка НАН України, Львів
Досліджено водневу проникність реакторних сталей 12Х18Н10Т, 316 SS, 10Х9ВФА
та легованих хромомарганцевих сталей ЕП-838 і Х12Г20В у вихідному стані, після
термообробки, легування, нанесення захисних покривів і оксидування, опромінення
іонами Н+ та за наявності зварних з’єднань. Розраховано проникання водню Рc, яке
відповідає екологічно безпечному рівню втрат тритію крізь реакторне обладнання у
довкілля, і показано, як зміна структури та модифікування поверхні узгоджуються з
цією величиною. Визначено проникність і розчинність водню у зварних з’єднаннях
досліджуваних сталей.
Ключові слова: водень, тритій, воднева проникність, розчинність, коефіцієнт ди-
фузії, легування, оксиди, протонне опромінення, зварний шов.
Найчастіше вузли реакторів та труби теплообмінника в енергетичних уста-
новках виготовляють з нержавних аустенітних, хромомарганцевих та феритно-
мартенситних сталей, недоліком яких є висока газопроникність. Тому забезпе-
чення низьких значень дифузійних параметрів водню є необхідною умовою роз-
робки нових конструкційних матеріалів сучасної енергетики. Це дає змогу змен-
шити їх схильність до водневого окрихчення у напруженому стані та запобігти
втратам водню і його ізотопів у довкілля, що, враховуючи радіоактивність три-
тію, має важливе екологічне значення. Визначити водневу проникність можна на
основі вимірювання кінетичних та температурних залежностей проникання вод-
ню крізь зразки у вигляді мембрани [1]. Рiвняння дифузiї водню в металевих сис-
темах мають вигляд [2]
P = P0⋅exp (−EP /RT), D = D0⋅exp (−ED /RT), S = S0⋅exp (−HS /RT),
де P − коефіцієнт водневої проникності, D − коефіцієнт дифузії, S − розчинність
водню, EP та ED − енергії активації відповідних процесів, HS − теплота розчинення,
P0, D0 i S0 − передекспоненцiйнi множники. Розчинність водню розраховується за
формулою P = S⋅D. При цьому не обов’язково безпосередньо визначати прони-
кання тритію PТ, оскільки практично для всіх реакторних сталей справджується
ізотопний ефект PТ / PН = (mН /mТ)1/2, де P та m − проникність i маса відповідного
ізотопу. Згідно з цим ефектом і умовою, що рівень радіаційної безпеки за роботи,
наприклад, термоядерної енергетичної установки потужністю 103 MVt не пови-
нен перевищувати 1 Кюрі в день, розраховано екологічно безпечне значення про-
никання звичайного водню, рівне Рc = 2,4⋅10–12 mol/(m⋅s⋅Pa1/2) [3]. Порівняння Рc з
проникністю водню крізь реакторні сталі вказує на необхідність її зменшення від
6 до 200 разів, що можна досягнути легуванням, хіміко-термічною обробкою або
нанесенням відповідних захисних покривів чи плівок. Необхідно враховувати
також вплив іонного опромінювання під час експлуатації обладнання реактора.
В огляді узагальнено результати досліджень дифузійних параметрів водню
(проникності, коефіцієнтів дифузії та розчинності) у реакторних сталях, викона-
них у ФМІ ім. Г. В. Карпенка НАН України впродовж останніх 10 років.
Контактна особа: В. В. ФЕДОРОВ, e-mail: valfed@ipm.lviv.ua
80
Методика проведення експерименту. Проникність водню крізь зразки-
мембрани товщиною 1…1,5 mm і діаметром 25…30 mm вимірювали об’ємомет-
ричним методом [1]. Експерименти проводили за ступінчатого охолодження з
кроком 100 K в інтервалі температур 1173…573 K. Статистична обробка отрима-
них результатів показала, що точність визначення проникності водню 4…6%.
Крім того, досліджували електрофізичні властивості та проводили рентгено-
структурний, металографічний і мікрорентгеноспектральний аналізи.
Таблиця 1. Хімічний склад досліджуваних реакторних сталей
Сталь Fe Cr Mn W Mo Si Ni Al Ti C Sc Ce
ЕП-838 Осн. 11,8 13,2 – 0,38 0,28 4,90 1,50 – 0,08 – –
ЕП-838
(плавка 1) Осн. 12,8 13,6 – 0,37 0,69 4,47 1,24 – 0,05 – 0,01
ЕП-838
(плавка 2) Осн. 12,9 13,6 – 0,36 0,53 4,39 1,16 – 0,05 0,05 –
ЕП-838
(плавка 3) Осн. 12,9 13,3 – 0,36 0,60 4,55 1,30 – 0,05 0,10 –
ЕП-838
(плавка 4) Осн. 12,3 13,8 – 0,45 0,67 4,32 1,51 – 0,05 0,15 –
Х12Г20В Осн. 12,0 20,2 0,95 – 0,33 – – 0,08 0,10 – –
Х12Г20В
(плавка 1) Осн. 12,5 20,3 0,95 – 0,43 – – 0,08 0,10 – –
Х12Г20В
(плавка 2) Осн. 12,5 20,7 0,95 – 0,57 – – 0,08 0,11 0,1 –
Х12Г20В
(плавка 3) Осн. 12,2 20,8 1,00 – 0,37 – – 0,11 0,26 – –
Х12Г20В
(плавка 4) Осн. 11,6 20,7 2,01 – 0,02 – – 0,22 0,25 – –
10Х9ВФА Осн. 9,2 0,5 1,0 – 0,3 – – – 0,11 – –
12Х18Н10Т Осн. 18,2 1,7 – – 0,7 10,1 – 0,9 0,12 – –
Об’єктом дослідження вибрали основні реакторні сталі з різними системами
легування (табл. 1), які широко застосовуються у сучасній енергетиці. Поверхню
зразків модифікували нанесенням захисних покривів і оксидних плівок. Вплив
імплантованих протонів на водневу проникність сталей вивчали на зразках, опро-
мінених в установці “Уран” [4], використовуючи протонні пучки з енергією
1 MeV за густини іонного струму 40 mА/m2, що дало можливість досягти флюєн-
са 1020 іоn/m2. За такої обробки фазово-структурний стан реакторних матеріалів
еквівалентний десятирічній реальній експлуатації термоядерного реактора на
дейтерій-тритієвій плазмі з відповідною концентрацією імплантованого водню.
Розчинність водню у зварних з’єднаннях сталей визначали за формулою S =
= P/D, розраховуючи водневу проникність Р за співвідношенням площ основного
металу та зварного шва і визначаючи коефіцієнт дифузії D водню методом елек-
тропровідності у зразках, вирізаних безпосередньо зі зварного шва [5]. Застосо-
вували лазерне зварювання у гелієвій атмосфері, використовуючи лазер ТЛ-5М,
який за потужності випромінювання 2,5 kVt дає можливість зварювати зі швид-
кістю 66 mm/s.
81
Вплив термічної обробки та легування на водневу проникність реактор-
них сталей. У зв’язку з розробкою термоядерного реактора (ТЯР) на дейтерій-
тритієвій плазмі в кінці минулого сторіччя були започатковані спільні з США
комплексні дослідження сталей: вітчизняних 12Х18Н10Т, ЕП-838, Х12Г20В та
американської 316 SS (аналог 06Х17Н12М2ГС) [6]. Причому сторони обмінюва-
лися між собою зразками.
Результати, отримані в обох країнах, переважно добре узгоджувалися між
собою, однак стосовно водневої проникності виникли певні розбіжності. Тому у
ФМІ НАН України були проведені вимірювання дифузійних параметрів водню у
цих сталях за умов, найбільш наближених до реальних. Зокрема, збільшили тем-
пературний інтервал досліджень від 973 до 1173 K та провели низку ізотермічних
відпалів [7].
Дослідження дифузійних параметрів водню в сталі 12Х18Н10Т показали
(рис. 1а, політерма 1), що її воднева проникність практично не залежить від умов
високотемпературного відпалу на базі до 30 h. Аналогічний результат отримано і
для сталі 316 SS (політерма 2). У випадку хромомарганцевої сталі ЕП-838 вста-
новлено, що термічна обробка у водні впродовж 5…8 h (Т = 900…980 K) змінює
її фазово-структурний стан формуванням збагачених марганцем мікрообластей
типу Fe3Mn. Однак отримане зменшення проникання водню (політерми 3 і 4)
недостатнє, оскільки перевищує екологічно безпечний коефіцієнт проникання Pc
(штрихова лінія на рис. 1). Знайдена аномалія водневої проникності сталі ЕП-838
за температури 983 K відповідає поліморфному α↔β перетворенню у залізомар-
ганцевих мікрообластях, формування яких стимулює розчинений водень. Отри-
маний результат підтверджено металографічним аналізом та вимірюванням елек-
трофізичних властивостей.
Рис. 1. Воднева проникність досліджуваних сталей: 1 – 12Х18Н10Т; 2 – 316 SS; 3, 4 – ЕП-838
до та після водневої обробки; 5 – ЕП-838, легованої церієм після водневої обробки (а)
і легованої сталі Х12Г20В (номери політерм відповідають номеру плавки з табл. 1) (b).
Fig. 1. Hydrogen permeability of steels: 1 – 12Х18Н10Т; 2 – 316SS; 3, 4 – ЕП-838 before
and after hydrogen treatment; 5 – ЕП-838 + Ce after hydrogen treatment (a) and Х12Г20В steel
(numbers of polyterms correspond to numbers of steels in the table 1) (b).
Найважливішим наслідком збільшення концентрації марганцю за рахунок
нікелю у сталі Х12Г20В (див. табл. 1) є зниження водневої проникності у 8–12
разів (рис. 1b), яке задовольняє екологічно безпечний рівень Рс. При цьому для
82
забезпечення необхідного рівня фізико-механічних характеристик та стійкості до
радіаційного розпухання під опроміненням сталі ЕП-838 і Х12Г20В легують ме-
талами III–ІV груп та рідкісноземельними елементами (РЗМ).
Дослідження водневої проникності крізь сталь ЕП-838 (див. табл. 1, плавки
1–4) показали, що у зразках, легованих скандієм і церієм, фазовий перехід при
983 K відсутній. Близькі значення енергії активації проникання для зразків усіх
чотирьох плавок (Ер = 59,0 ± 2,2 kJ/mol) свідчать, що розчинений водень впливає
лише на параметр ґратки (інтерметалічні фази на основі РЗМ і металів третьої
групи є гідридотвірні) [2]. Тому воднева обробка (Т = 900 K, τ = 5 h) зразків сталі
ЕП-838, легованих церієм (див. табл. 1, плавка 1), призводить до ще більшого
зменшення водневої проникності (рис. 1а, політерма 5), що задовольняє вимоги
експлуатації першої стінки ТЯР (штрихова лінія на рис. 1).
Легування сталі Х12Г20В скандієм зменшує потік водню (рис. 1b, політерма 2),
а збільшення вмісту вольфраму і титану не тільки знижує водневу проникність
(політерма 4), але й підвищує на 15…20% міцнісні характеристики [1]. Поява у
цьому випадку зламів на політермах проникання водню зумовлена, очевидно,
збільшенням вмісту вуглецю, який зв’язує легувальні елементи у карбіди, сприя-
ючи утворенню інтерметалідів Fe3Mn на межах зерен та виділенню мікрооблас-
тей α-заліза в аустенітній матриці сталі, що підтверджено металографічним та
мікрорентгеноспектральним аналізами [3, 7].
Вплив оксидування, протонного
опромінення та захисних покривів на
водневу проникність реакторних ста-
лей. Необхідною умовою утворення
гомогенних оксидних плівок з доброю
адгезією та щільністю і стійких до дії
відновлювального середовища є чергу-
вання оксидування з витримкою у газо-
подібному водні, який відновлює не-
тривкі оксидні фракції і, розчиняючись
у сталях, пришвидшує перерозподіл ле-
гувальних елементів [1]. Створені та-
ким чином захисні плівки тривкі до дії
водню за температур 973...1023 K, а та-
кож поліпшують жаротривкість залізо-
хромистих сталей.
Циклічне оксидування сталей
10Х9ВФА, ЕП-838 та 12Х18Н10Т змен-
шує і водневу проникність (у 120–160
разів), і енергію активації проникання
(на 30%) (рис. 2, політерми 4–6) [8].
Тип та структуру оксидних плівок іден-
тифікували рентгеноструктурним ана-
лізом. Виявлено, що на поверхні цих
сталей формується хромиста шпінель
FeO2⋅(Fe, Cr)2O3, а у випадку сталі
Х12Г20В – шпінель зі структурою
MnCr2O4, яка також понижує водневу
проникність [3]. З проведених дослі-
джень можна зробити важливий для
практики висновок – що більший вміст
хрому у сталі, то менша її воднева проникність після циклічного оксидування.
Рис. 2. Політерми водневої проникності
сталей 10Х9ВФА (1, 4), ЕП-838 (2, 5, 7)
та 12Х18Н10Т (3, 6, 8) у вихідному стані
(1–3), після циклічного оксидування (4–6)
та опромінення іонами Н+ (7, 8).
Fig. 2. Polyterms of hydrogen permeability
of 10Х9ВФА (1, 4), ЕП-838 (2, 5, 7) and
12Х18Н10Т (3, 6, 8) steels in the original
state (1–3), after cyclic oxidation (4–6)
and irradiation by ions Н+ (7, 8).
83
Вплив імплантованих атомів водню на водневу проникність проілюструємо
на прикладі сталі 12Х18Н10Т [8]. Одностороннє опромінення зразків незначно
зменшує водневу проникність (рис. 3а, політерми 1 і 2), що можна пояснити згла-
джуванням мікрорельєфу поверхні через бомбардування протонами. Суттєво по-
силює ефект двостороннє опромінення (політерма 3), яке знижує проникання
водню майже вдвічі. Щоб з’ясувати критичну температуру термодесорбції ім-
плантованих атомів водню зі сталі, вимірювали водневу проникність за двосто-
роннього опромінення зразків під час нагріву. Тут потік водню на низькотемпе-
ратурній ділянці набагато більший (політерма 4) і лише вище 623 K співпадає з
політермою 3. Одночасно зменшується енергія активації проникання. Для сталей
ЕП-838 і 10Х9ВФА критична температура термодесорбції водню також знахо-
диться в інтервалі 600…640 K, що підтверджено результатами вимірювань елек-
троопору і мікротвердості [8, 9].
Рис. 3. Вплив опромінення протонами Н+ (а: 1 – вихідний зразок; 2 – одностороннє
опромінення; 3, 4 – двостороннє) та захисних покривів (b: 1 − вихiдний зразок;
2 − покрив “БМ”; 3 − Al2O3 + Al; 4 − покрив “БКН”; 5 − Ni + Mo + Al;
6 − двостороннє борування) на водневу проникність сталі 12Х18Н10Т.
Fig. 3. Influence of irradiation by protons Н+ (а: 1 – original specimen; 2 – one-side irradiated;
3, 4 – two-side irradiated) and protective coatings (b: 1 – starting permeability;
2 – Be +Mo coating , 3 – Al2O3 + Al; 4 – Be + Cu + Ni coating ; 5 – Ni + Mo + Al;
6 – two-sided boronizing) on hydrogen permeability of 12Х18Н10Т steel.
Встановлено, що бар’єрна дія прониканню водню та оксидів зі шпінельною
структурою після імплантації протонів посилюється, а енергія активації зменшу-
ється (див. рис. 2, політерми 7 і 8). Тому можна зробити висновок, що протонне
опромінення не відновлює такі оксиди, а підвищує їх гомогенність та адгезію.
Таким чином, водневу тривкість реакторних сталей можна значно поліпшити,
застосовуючи сумісний вплив термообробки у газоподібному водні і протонного
опромінення під час формування захисних оксидних плівок.
У зв’язку з проблемою захисту обладнання атомних електростанцій i ТЯР вiд
наводнення, дослiджували iнтерметалiдні берилiєві покриви та особливостi їх де-
градацiї у середовищі водню [1, 9]. Покриви двох типiв: “БМ” (Be + Mo) та “БКН”
(Be + Cu + Ni) наносили на зразки зі сталi 12Х18Н10Т товщиною 0,5...0,6 mm
газотермiчним методом. Встановлено (рис. 3b), що за значної рiзницi в товщинах
(“БМ” − 25 µm, “БКН” − 2,5 µm) ефект бар’єрної дiї останнього у два рази вищий
(полiтерми 2 та 4), що, згiдно з металографiчним аналiзом, є наслiдком більшої
84
його щiльностi та гомогенностi. Порiвняння отриманих результатiв з найуживані-
шими захисними покривами [1] показало, що покрив “БКН” iнтенсивнiше знижує
швидкiсть проникання водню, нiж плазмовий композицiйний Al2O3 + Al (полi-
терма 3) i за своїм впливом спiвмiрний з композицiйним покривом Ni + Mo + Al
(полiтерма 5). Найбiльше зменшення водневої проникності спостерiгається для
борованої сталi (полiтерма 6), але тут необхiдно враховувати, що борування про-
водили з обох сторін зразка i його товщина 80 µm (“БКН” лише 2,5 µm). Крiм
того, у воднi має мiсце значний ефект розсмоктування боридного покриву (впро-
довж 30...40 h) [1], на вiдмiну вiд покриву “БКН”, який в таких же умовах прак-
тично не деградує. Тому для запобiгання втрат водню і його ізотопів під час екс-
плуатацiї енергетичного обладнання найперспективнiшими є захиснi покриви на
основi берилiю.
Під час дослідження феритно-мартенситної сталі 10Х9ВФА встановлено, що
її проникність у 8–10 разів перевищує екологічно безпечний рівень Рс (рис. 4а).
Вивчали зразки у вихідному стані (політерма 1) та відпалені при 873 K (робоча
температура ТЯР) у вакуумі 500 h (політерма 2) і водні 30 h (політерма 3) [9−11].
Час відпалів вибирали, виходячи з реальних умов експлуатації реактора у дейте-
рій-тритієвій плазмі. Показано, що у відпалених зразках воднева проникність
зростає. При цьому на політермах дифузійних параметрів водню спостерігається
γ→α-фазове перетворення (перехід 1-го роду), температурне положення якого
залежить від умов термічної обробки та тиску газу. Крім того, за охолодження в
атмосфері водню різко зростає максимум електроопору в околі температури точ-
ки Кюрі [10], що вказує на зневуглецювання сталі, оскільки його висота пропор-
ційна магнетній проникності. Її зміна за відпалу при 873 K у водні стабілізується
після 20…22 h, що свідчить про завершення зневуглецювання сталі 10Х9ВФА.
Підтвердження цьому отримали методом аналізу цифрових зображень результа-
тів металографічного аналізу, з якого слідує, що кількість карбідної фази на оди-
ницю площі після термообробки у водні зменшується на 12…16% [9, 10].
Рис. 4. Дифузійні параметри водню у сталях 10Х9ВФА (а: 1 – вихідний зразок;
2 – відпал у вакуумі Т = 873 K, 500 h; 3 – відпал у водні Т = 873 K, 30 h; 4 – зразок
зі зварним швом) та Х12Г20В (b: 1 – вихідний зразок; 2 – зразок зі зварним швом).
Fig. 4. Diffusion parameters of hydrogen in 10Х9ВФА steel (a: 1 – in the original state;
2 – treatment in vacuum Т = 873 K, 500 h; 3 – treatment in hydrogen Т = 873 K, 30 h;
4 – with welded joint), and Х12Г20В steel (b: 1 – in the original state; 2 – with welded joint).
Дифузійні параметри водню у реакторних сталях 10Х9ВФА і Х12Г20В зі
зварним швом. Відомо [1], що основна частка втрат тритію під час роботи реак-
тора припадає на зварні з’єднання реакторних сталей. У проведених досліджен-
нях [11–14] зварний шов у зразках-мембранах отримували, розрізаючи зразок ла-
85
зером ЛТ-5М, який після цього ним же заварювали за меншої потужності. Значен-
ня коефіцієнтів дифузії водню для сталі 10Х9ВФА в основному металі і зварному
шві, отримані методом електропровідності в інтервалі температур 773…1073 K,
описують рівняння:
D (m2/s) = 1,4⋅10–8⋅(–9,1 kJ/mol / RT), D (m2/s) = 1,2⋅10–7⋅(–27,1 kJ/mol / RT).
З метою визначення точності застосованої методики, порівнювали коефіці-
єнти дифузії водню, отримані методами електропровідності і проникання за тем-
ператури 873 K. Встановлено, що для основного металу вони практично співпа-
дають D873 K = (9,6 ± 0,4)·10–9 m2/s. Оскільки наявність зварного шва призводить
до зростання водневої проникності сталі 10Х9ВФА (рис. 4а, політерми 1 і 4), яке
пропорційне співвідношенню площ зварного шва s1 і основного металу s2 (P4 /P1 =
= (s1 + s2)/s2, то це дає змогу розрахувати проникність самого зварного шва і на
основі отриманих значень D визначити у ньому розчинність водню S. Такі ж до-
слідження проведені для хромомарганцевої сталі Х12Г20В (див. табл. 1, плавка 3)
(рис. 4b). В обох випадках дифузійні параметри водню зростають. З табл. 2 мож-
на зробити висновок, що найменшу проникність і розчинність водню має зварний
шов сталі Х12Г20В. Таким чином, зварні з’єднання сталі Х12Г20В задовольня-
ють екологічно безпечний рівень проникання, а у випадку сталі 10Х9ВФА необ-
хідний додатковий бар’єр для зниження водневої проникності.
Таблиця 2. Дифузійні параметри водню в досліджуваних сталях
і їх зварних з’єднаннях при Т = 873 K [13]
Сталь P0,
mol/(m⋅s⋅Pa1/2)
Ep,
kJ/mol
D0,
m2/s
ED,
kJ/mol
S0,
mol/(m3⋅Pa1/2)
Hs,
kJ/mol
10Х9ВФА 1,6·10–8 51,6 1,4·10–8 9,1 1,15 42,5
10Х9ВФА
зварний шов 6,0·10–8 34,2 1,2·10–7 27,1 0,5 7,1
10Х12Г20В 3,7·10–9 64,2 6,3·10–7 51,3 5,9·10–3 12,9
10Х12Г20В
зварний шов 5,1·10–8 45,3 2,5·10–6 36,9 2,0·10–2 8,4
25Х12Г20В 9,7·10–11 45,0 1,0·10–8 18,1 9,7·10–3 26,9
25Х12Г20В
зварний шов 5,3·10–10 31,9 1,4·10–8 12,4 3,9·10–2 19,5
Дослідження впливу термічної обробки у вакуумі і водні (Т = 873 K, τ =10 h)
на структуру зварних з’єднань сталей 10Х9ВФА і Х12Г20В показали (рис. 5), що
на межі розділу основний метал–зварний шов утворюється проміжна зона з дріб-
нозеренною структурою, яка за наявності розчиненого водню зростає, що можна
пояснити водневим зневуглецюванням і пришвидшенням рекристалізації за на-
воднювання [1].
Оскільки воднева проникність сталі 10Х9ВФА зі зварним швом перевищує
екологічно безпечний рівень Рс (див. рис. 4а, політерма 4), то для зниження цієї
характеристики застосовували циклічне оксидування. Встановлено, що таке мо-
дифікування поверхні знижує Р водню у 150 разів, що нижче екологічно небез-
печного рівня. Сталь Х12Г20В зі зварним швом задовольняє умови роботи енер-
гетичного обладнання без додаткового модифікування поверхні.
Розраховані значення проникності тритію крізь досліджені зварні з’єднання
реакторних сталей за температури 873 K рівні [11–14]: сталь 10Х9ВФА – 3,1·10–10,
сталь 10Х12Г20В – 5,7·10–11 і сталь 25Х12Г20В – 3,8·10–12 mol/(m·s·Pa1/2).
86
Рис. 5. Мікроструктура зварного з’єднання сталей 10Х9ВФА(a, b) і Х12Г20В (c, d)
після відпалу у вакуумі (a, c) та водні (b, d). Т = 873 K, τ = 10 h. ×200.
Fig. 5. Microstructure of 10Х9ВФА (a, b) and Х12Г20В (c, d) steels
after vacuum (a, c) and hydrogen (b, d) annealing. Т = 873 K, τ = 10 h. ×200.
РЕЗЮМЕ. Исследована водородопроницаемость реакторных сталей 12Х18Н10Т,
316 SS, 10Х9ВФА и легированных хромомарганцевых сталей ЕП-838 и Х12Г20В в исход-
ном состоянии, после термооброботки, легирования, нанесения защитных покрытий и ок-
сидирования, облучения ионами Н+ и при наличии сварных соединений. Рассчитано про-
никание водорода Рc, соответствующее экологически безопасному уровню потерь трития
сквозь реакторное оборудование во внешнюю среду, и показано, как изменение структу-
ры и модифицирование поверхности согласуется с этой величиной. Определена проница-
емость и растворимость водорода и трития в сварних соединениях исследуемых сталей.
SUMMARY. Hydrogen permeability of the 12X18H10T, 316 SS and 10X9BФA reactor
steels, as well as of the alloyed EП-838 and X12Г20B chromium-manganese steels has been
studied in the initial state, after heat treatment, alloying, application of protective coatings and
oxidation, irradiation by H+ ions and in the presence of welding joints. The calculated value of
hydrogen flow, corresponds to the environment-friendly level of titanium loss through reactor
equipment into environment. The changes of structure have been shown to correlate with the
flow value. The permeability and solubility of hydrogen and tritium in welded joints of steels
under investigations have been determined.
1. Похмурський В. І., Федоров В. В. Вплив водню на дифузійні процеси в металах.
– Львів: Фіз.-мех. ін-т ім. Г. В. Карпенка НАН України, 1998. – 208 с.
2. Гельд П. В., Рябов Р. А. Водород в металлах и сплавах. – М.: Металлургия, 1974. – 274 с.
3. Effect of hydrogen treatment on structure and phase state and hydrogen permeability of low-
activation 10Cr12Mn20W and 10Cr9WVA steels / E. V. Dyomina, V. V. Fedorov, L. I. Iva-
nov et al. // J. Fusion Engineering and Design. – 2000. – № 51–52. – P. 93–98.
4. Линейный резонансный ускоритель протонов “Уран” для прикладных целей / О. А. Вальд-
нер, В. Ф. Гасс, А. А. Глазков и др. // Приборы и техника эксперимента. – 1988. – № 5.
– С. 31–34.
87
5. Hydrogen permeability over the joint weld of the steel parts of fusion reactor with magnet
cjnfinement of plasma / V. V. Fedorov, E. V. Dyomina, T. M. Zasadny et al. // J. Nuclear
Materials. – 2002. – 307–311(0). – P. 1498–1501.
6. Новости термоядерных исследований в СССР. Экспресс-информация / Под ред. К. Б. Кар-
ташова. – М.: Ин-т атом. энергии им. И. В. Курчатова, 1983. – 28 с.
7. Воднева проникність реакторних сталей ЕП-838 і Х12Г20В після легування та терміч-
ної обробки / В. В. Федоров, Р. І. Королюк, Т. М. Засадний, Я. М. Іванів // Фіз.-хім. ме-
ханіка матеріалів. – 2000. – № 4. – С. 49–54.
(Fedorov V. V., Korolyuk R. I., Zasadnyi T. M., and Ivaniv Ya. M. Hydrogen Permeability of
EP-838 and Khl2G20V Reactor Steels after Alloying and Thermal Treatment // Materials
Science. – 2000. – № 4. – P. 527–533.)
8. Воднева проникність протонно-опромінених реакторних сталей з оксидними плівками
/ В. В. Федоров, Т. М. Засадний, Р. І. Королюк, О. О. Балицький // Там же. – 2000.
– № 5. – С. 59–63.
(Fedorov V. V., Zasadnyi T. M., Korolyuk R. I., and Balyts’kyi O. O. Hydrogen Permeability
of Proton-Irradiated Reactor Steels with Oxide Films // Materials Science. – 2000. – № 5.
– P. 701–713.)
9. Effect of Hydrogen on Processes of Reactive Diffusion in a “Metal-Protective Coating” Sys-
tem / V. V. Fedorov, E. V. Dyomina, T. M. Zasadny et al. // J. Defect and Diffusion Forum.
– 2001. – 194–199. – P. 1105–1110.
10. Федоров В. В., Засадний Т. М., Королюк Р. І. Високотемпературна корозія феритних
сталей реакторного призначення // Фіз.-хім. механіка матеріалів. – 2000. – Спецвип.
№ 1. – С. 186–191.
11. Федоров В. В., Засадний Т. М. Вплив модифікування поверхні на водневу проникність
реакторних сталей і їх зварних з’єднань // Фіз.-хім. механіка матеріалів. – 2009. – № 5.
– С. 33–38.
(Fedorov V. V. and Zasadnyi T. M. Effect of modification of the surface on the hydrogen
permeability of reactor steels and their welded joints // Materials Science. – 2009. – № 5.
– P. 644–650.)
12. Hydrogen permability over the joint weld of the steel parts of fusion reactor with magnet
confinement of plasma / V. V. Fedorov, E. V. Dyomina, T. M. Zasadny et al. // 10th Int. Conf.
on Fiusion Reactor Materials. Collected Abstracts. – Germany: Baden-Baden, 2001. – P. 338.
13. Hydrogen permeability over the joint weld of the low-activation Cr12Mn20W and 10Cr9WVA
steels with oxide coating films / V. V. Fedorov, E. V. Dyomina, L. I. Ivanov et al. // 11th Int.
Conf. on Fusion Reactor Materials. Collected Abstracts. – Japan: Kyoto, 2003. – P. 296.
14. Оцінка водневої проникливості малоактивованих реакторних сталей зі зварними шва-
ми / Є. В. Дьоміна, Т. М. Засадний, М. Д. Прусакова, В. В. Федоров // Наук. нотатки.
– 2007. – № 20. – С. 159–163.
Одержано 30.11.2010
|