秦山核電站控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)泄漏分析及修復(fù)

李建春

（中核核電運(yùn)行管理有限公司，浙江　海鹽　314300）

秦山核電站控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)泄漏分析及修復(fù)

李建春

（中核核電運(yùn)行管理有限公司，浙江海鹽314300）

秦山核電有限公司30萬(wàn)千瓦機(jī)組CRDM下部Ω密封焊縫在運(yùn)行5年后發(fā)生泄漏問(wèn)題。通過(guò)對(duì)比現(xiàn)在CRDM下部Ω密封焊縫的無(wú)損檢測(cè)結(jié)果與5年前的檢測(cè)結(jié)果，結(jié)合下部Ω密封區(qū)域特殊環(huán)境條件下材料化學(xué)成分對(duì)腐蝕開(kāi)裂的影響分析，初步確定了泄漏產(chǎn)生的根本原因。通過(guò)對(duì)比修復(fù)材料的耐腐蝕性能分析和修復(fù)方案，明確了預(yù)防CRDM下部Ω密封焊縫泄漏的修復(fù)材料和方案，同時(shí)指出了在修復(fù)實(shí)施過(guò)程中需要關(guān)注的問(wèn)題，以供核電同行參考。

控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)；Ω密封焊縫；泄漏；原因分析；修復(fù)方案

2013年3月3日，秦山核電廠30萬(wàn)千瓦機(jī)組在進(jìn)行第十四次換料檢修（R14）期間，發(fā)現(xiàn)反應(yīng)堆壓力容器頂蓋保溫層上有硼酸結(jié)晶，進(jìn)一步檢查發(fā)現(xiàn)控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)（以下簡(jiǎn)稱CRDM）管座上也有硼結(jié)晶，經(jīng)過(guò)現(xiàn)場(chǎng)確認(rèn)共有3組CRDM出現(xiàn)泄漏，初步判斷泄漏點(diǎn)位于CRDM下部Ω密封焊縫部位，CRDM中部及上部Ω密封焊縫均無(wú)泄漏痕跡。

雖然Ω密封焊縫屬于承壓的非結(jié)構(gòu)性焊縫，其泄漏在國(guó)際上也已多次出現(xiàn)，國(guó)內(nèi)嶺澳核電廠CRDM上部Ω密封焊縫也出現(xiàn)過(guò)泄漏，但泄漏畢竟對(duì)電站的安全穩(wěn)定運(yùn)行帶來(lái)危害，必須進(jìn)行修復(fù)。電廠通過(guò)對(duì)泄漏的原因分析和修復(fù)方案的論證，最后采用了Overlay修復(fù)方案在R14期間對(duì)所有CRDM下部Ω密封及熱電偶管座Ω密封進(jìn)行了整體性修復(fù)，保證了電站剩余壽期內(nèi)不會(huì)再出現(xiàn)泄漏問(wèn)題。

1　下部Ω密封焊縫結(jié)構(gòu)及檢查情況

1.1焊縫結(jié)構(gòu)及焊接情況

秦山核電廠30萬(wàn)千瓦機(jī)組CRDM由上海核工程研究設(shè)計(jì)院設(shè)計(jì)，共有37組CRDM。CRDM上部、中部及下部的密封結(jié)構(gòu)都是采用Ω焊接結(jié)構(gòu)形式，2個(gè)熱電偶管座也是采用相同的Ω焊接結(jié)構(gòu)形式，故頂蓋管座上共有39個(gè)Ω密封焊縫，如圖1和圖2所示。

2007年12月第十次換料檢修期間（R10），電廠對(duì)反應(yīng)堆壓力容器頂蓋進(jìn)行了更換，同時(shí)還更換了全部的CRDM。CRDM上部Ω密封焊縫采用手工氬弧焊，中部及下部Ω密封焊縫的焊接全部采用AREVA NP公司成熟的GTAW自動(dòng)焊接工藝。上部及中部Ω密封焊縫都是在上海第一機(jī)床廠由AREVA NP有資質(zhì)的焊接人員完成?？紤]到下部Ω密封焊縫焊接后會(huì)增加頂蓋從上海運(yùn)輸?shù)诫姀S現(xiàn)場(chǎng)的難度，在制造廠沒(méi)有進(jìn)行下部Ω密封焊縫的焊接工作，而是在電廠現(xiàn)場(chǎng)進(jìn)行焊接。該焊縫的焊接工作是在電廠現(xiàn)場(chǎng)的汽輪機(jī)廠房?jī)?nèi)采用GTAW自動(dòng)焊接方法進(jìn)行焊接，焊接操作人員同樣是上海第一機(jī)床廠進(jìn)行中部Ω密封焊縫焊接的人員。焊接按照焊接工藝規(guī)程要求進(jìn)行了多次焊接見(jiàn)證件的焊接和解剖檢查。焊接完成后，電廠除按照規(guī)范要求對(duì)焊縫進(jìn)行液體滲透（PT）檢查外，由核動(dòng)力運(yùn)行研究所（105所）利用該所自主研發(fā)的Ω密封焊縫超聲（UT）檢查裝置和渦流（ET）檢查裝置對(duì)頂蓋管座上的39個(gè)Ω密封焊縫進(jìn)行了檢查。焊接過(guò)程中只有1個(gè)Ω密封焊縫進(jìn)行了補(bǔ)焊，其余焊縫均為一次成形。

圖1　CRDM下部Ω連接結(jié)構(gòu)圖Fig.1　Drawing of CRDM　lower omega joint

圖2　Ω結(jié)構(gòu)放大圖Fig.2　Detail of lower omega structure enlargement

1.2泄漏檢查

電廠發(fā)現(xiàn)3組編號(hào)為A2-1、A2-2及T3-3的CRDM（見(jiàn)圖3）下部Ω密封焊縫泄漏后，經(jīng)確認(rèn)在安裝時(shí)沒(méi)有進(jìn)行焊縫修補(bǔ)，當(dāng)時(shí)的無(wú)損檢測(cè)也沒(méi)有發(fā)現(xiàn)記錄性缺陷。為進(jìn)一步了解其他沒(méi)有發(fā)現(xiàn)泄漏的CRDM下部Ω密封焊縫實(shí)際情況，電廠邀請(qǐng)了105所針對(duì)所有37組CRDM和兩個(gè)熱電偶管座（編號(hào)為A3-1、A3-2）下部Ω密封焊縫進(jìn)行全面檢查，檢查范圍包含焊縫及焊縫中心線兩側(cè)各45°的區(qū)域（見(jiàn)圖4），檢查方法除法規(guī)規(guī)定的PT檢查外，還分別采用ET和UT進(jìn)行檢查。

在檢查過(guò)程中發(fā)現(xiàn)PT無(wú)法找出泄漏點(diǎn)，只能通過(guò)ET及UT來(lái)進(jìn)行檢查及缺陷定位。經(jīng)檢查，18組CRDM下部Ω密封焊縫沒(méi)有記錄性顯示，19組CRDM下部Ω密封焊縫有ET和UT的缺陷顯示，2個(gè)熱電偶貫穿件Ω密封焊縫都有UT的缺陷顯示，其中3組CRDM下部Ω密封焊縫（A2-1、A2-2、T3-3）泄漏、1組CRDM下部Ω密封焊縫（A2-3）缺陷信號(hào)距上表面≤2 mm，10組CRDM（A1-8、A2-5、A2-6、A2-7、A2-8、T4-2、T4-5、T4-1、A2-4、A1-4）下部Ω密封焊縫缺陷信號(hào)距上表面在2.0～2.5 mm之間，2組CRDM下部Ω密封焊縫（A1-6、A3-2）缺陷信號(hào)距上表面在2.5～3.0 mm，5組CRDM下部Ω密封焊縫（A1-1、T2-2、A3-1、T1-1、A1-2）缺陷信號(hào)距上表面≥3 mm。對(duì)比R10頂蓋及CRDM更換時(shí)的檢查結(jié)果中發(fā)現(xiàn)的4個(gè)記錄性缺陷，經(jīng)過(guò)5年的運(yùn)行，只有1個(gè)記錄性缺陷有擴(kuò)展但沒(méi)有泄漏，其余3個(gè)記錄性缺陷都沒(méi)有擴(kuò)展。檢查發(fā)現(xiàn)新增記錄性缺陷比較多，除了3組CRDM下部Ω密封焊縫出現(xiàn)泄漏外，還新增加了31個(gè)記錄性缺陷。對(duì)于3個(gè)出現(xiàn)泄漏的CRDM，檢查結(jié)果如表1所示，其中缺陷深度測(cè)量的起點(diǎn)是Ω密封焊縫內(nèi)表面。

圖3　CRDM堆芯布置Fig.3　Location of CRDM in the reactor core

圖4　無(wú)損檢測(cè)檢查范圍Fig.4　Scope of NDT

表1　出現(xiàn)泄漏的焊縫缺陷檢查結(jié)果Table 1　Result of inspection for leaked weld

2　原因分析

CRDM下部Ω密封焊縫母材雖然都是奧氏體不銹鋼，但與國(guó)外CRDM選用的材料是有所不同的，主要表現(xiàn)在密封殼體的材料為0Cr18Ni12Mo2Ti，頂蓋貫穿件管座的材料為F321，焊接材料為ER316L，母材與國(guó)外通常采用的304材料有所區(qū)別。

由于無(wú)法進(jìn)行缺陷解剖分析，只能根據(jù)無(wú)損檢測(cè)的結(jié)果和奧氏體不銹鋼的腐蝕機(jī)理進(jìn)行原因分析。在該部位由于循環(huán)載荷只能由反應(yīng)堆停堆及啟堆才能引入，且屬于恒定應(yīng)力，所以應(yīng)力與循環(huán)次數(shù)的組合并不多，故泄漏的原因分析中不考慮疲勞造成的開(kāi)裂。造成泄漏的主要原因如下。

2.1焊接缺陷

由于Ω密封腔室內(nèi)側(cè)焊接缺陷無(wú)法直接發(fā)現(xiàn)，雖然在制造時(shí)進(jìn)行了焊接工藝評(píng)定和見(jiàn)證件解剖，但由于影響到焊接質(zhì)量的因素比較多，不可避免會(huì)出現(xiàn)一些缺陷。根據(jù)R10頂蓋和CRDM更換時(shí)對(duì)Ω密封焊縫進(jìn)行的PT、UT及ET檢查記錄，經(jīng)過(guò)5年的設(shè)備運(yùn)行，只有1個(gè)記錄性缺陷有了擴(kuò)展，其他記錄性缺陷都沒(méi)有擴(kuò)展，有擴(kuò)展的記錄性缺陷也沒(méi)有出現(xiàn)泄漏，發(fā)生泄漏的缺陷是運(yùn)行5年中新增加的缺陷，說(shuō)明原始焊接缺陷不是導(dǎo)致本次Ω密封焊縫泄漏的主要原因。

2.2點(diǎn)腐蝕

在一定的氯離子濃度和溶解氧的環(huán)境下，奧氏體不銹鋼容易出現(xiàn)點(diǎn)腐蝕。CRDM設(shè)計(jì)時(shí)采用的原材料都含有鈦，由于鈦元素會(huì)增加點(diǎn)腐蝕敏感性，故原材料具有點(diǎn)腐蝕的敏感性。R10頂蓋和CRDM更換過(guò)程中，雖然CRDM清洗及試驗(yàn)用水都是采用去離子水，安裝操作過(guò)程中也進(jìn)行了嚴(yán)格控制，但不可避免還會(huì)在零件表面殘留一定量的氯化物，同時(shí)一回路冷卻劑水中也不可避免含有一定量的氯離子濃度。電廠要求一回路冷卻劑水中氯離子濃度≤100 ppb，氟離子濃度≤100 ppb，溶解氧濃度≤100 ppb，實(shí)際運(yùn)行時(shí)檢測(cè)到氯離子濃度＜30 ppb，氟離子濃度＜20 ppb，溶解氧濃度＜10 ppb。由于Ω密封區(qū)域是一個(gè)小腔室，水一般處于高溫且靜止?fàn)顟B(tài)，相當(dāng)于是一個(gè)液-汽相容器，由于干濕交替，該區(qū)域內(nèi)會(huì)存在一定的氯離子富集，氯離子濃度在該小腔室內(nèi)會(huì)高于一回路冷卻劑水中的濃度。由于換料檢修期間進(jìn)入該區(qū)域內(nèi)水中的溶解氧在一回路冷卻劑水除氧時(shí)無(wú)法去除，且處于局部的高點(diǎn)，在運(yùn)行過(guò)程中還會(huì)出現(xiàn)溶解氧富集現(xiàn)象，故在汽相部位不僅溶解氧濃度高，而且氯化物濃度也會(huì)高。在這種環(huán)境下不可避免地會(huì)出現(xiàn)點(diǎn)腐蝕現(xiàn)象。

大量的實(shí)踐已經(jīng)證明，增加不銹鋼抗點(diǎn)蝕能力的最有效元素是鉻和鉬，其次是鎳［1］。所以相對(duì)而言，由于0Cr18Ni12Mo2Ti 中含有鉬，且鎳含量也比F321高，故F321材料在耐點(diǎn)蝕方面的性能應(yīng)該比0Cr18Ni12Mo2Ti差。實(shí)際無(wú)損檢測(cè)發(fā)現(xiàn)的記錄性缺陷數(shù)量中，所有記錄性缺陷位置離焊縫中心線距離都在2～3 mm，即處于焊縫熔合區(qū)及熱影響區(qū)內(nèi)，焊縫中心線兩側(cè)缺陷數(shù)量基本相同，母材上沒(méi)有發(fā)現(xiàn)記錄性缺陷，發(fā)生泄漏的3組CRDM的泄漏點(diǎn)都位于靠近0Cr18Ni12Mo2Ti。說(shuō)明點(diǎn)腐蝕不是直接導(dǎo)致Ω密封焊縫泄漏的原因。

2.3一回路冷卻劑水中的應(yīng)力腐蝕開(kāi)裂

SCC是材料在拉應(yīng)力和腐蝕的共同作用下產(chǎn)生的失效現(xiàn)象，是零件在應(yīng)力和腐蝕介質(zhì)作用下，表面的氧化膜被腐蝕而受到破壞，加上拉應(yīng)力的作用，破壞處逐漸形成裂紋，裂紋隨時(shí)間逐漸擴(kuò)展直到斷裂。SCC是奧氏體不銹鋼失效的主要故障模式，有3個(gè)必要條件：即SCC敏感材料、拉應(yīng)力和腐蝕性環(huán)境。SCC主要有兩種模式，即沿晶SCC和穿晶SCC，后者與氯離子有直接關(guān)系。

在Ω密封焊縫區(qū)域，雖然采用了GTAW進(jìn)行焊接，但焊接殘余拉應(yīng)力肯定是有的，同時(shí)在電站運(yùn)行過(guò)程中，該密封區(qū)域內(nèi)的水壓也會(huì)對(duì)焊縫區(qū)域產(chǎn)生拉伸應(yīng)力。

對(duì)于腐蝕性環(huán)境，正如前面所述是客觀存在的。

由于熱濃的氯離子導(dǎo)致的材料斷裂稱為氯脆，氯脆的主要介質(zhì)是氯離子和溶解氧。已有的研究工作指出，18Cr-8Ni型不銹鋼是Fe-Cr-Ni系中氯脆敏感性最大的鋼種，而在18Cr-8Ni型不銹鋼中加入1%～2%鉬將增加氯脆趨勢(shì)，這種影響與碳含量有關(guān)，加入鈦可以固定鋼中的碳，也使氯脆趨勢(shì)有所增加［2］。常用的奧氏體不銹鋼316是這類材料中氯脆敏感性最大的組合，不少試驗(yàn)指出，18Cr-8Ni型不銹鋼在高溫水中腐蝕時(shí)，存在一個(gè)應(yīng)力腐蝕敏感的溫度范圍，即在200～250 ℃范圍內(nèi)敏感性最大［3］。為研究奧氏體不銹鋼材料在核工業(yè)中腐蝕特性，美國(guó)根據(jù)核工業(yè)的特點(diǎn)，在低氯離子和含溶解氧的高溫水條件下，對(duì)奧低體不銹鋼應(yīng)力腐蝕敏感性進(jìn)行了研究。從250～300 ℃高溫水中氯離子和溶解氧濃度對(duì)奧氏體不銹鋼應(yīng)力腐蝕開(kāi)裂的影響曲線上可以看出［4］，在同樣的溫度及應(yīng)力條件下，溶解氧濃度越高，腐蝕開(kāi)裂所需要的氯離子濃度越低。對(duì)于敏化的不銹鋼材料，在氯離子濃度為10 ppb時(shí)，只要溶解氧濃度達(dá)到100～200 ppb時(shí)也會(huì)產(chǎn)生開(kāi)裂。秦山核電廠30萬(wàn)千瓦機(jī)組一回路冷卻劑平均溫度在293 ℃左右，由于下部Ω密封焊縫處于反應(yīng)堆堆頂通風(fēng)罩內(nèi)，在強(qiáng)迫通風(fēng)冷卻下，焊縫處一回路冷卻劑水溫在250 ℃左右，所以?shī)W氏體不銹鋼F321、0Cr18Ni12Mo2Ti及焊接材料ER316L用于Ω密封區(qū)域時(shí)屬于SCC敏感材料。

根據(jù)前面所述，奧氏體不銹鋼材料F321、0Cr18Ni12Mo2Ti及316L用在Ω密封區(qū)域時(shí)屬于PWSCC敏感材料，在該區(qū)域內(nèi)一回路冷卻劑水中存在一定濃度的氯離子富集及比較多的溶解氧，焊接缺陷或焊接熱影響區(qū)的鈍化膜由于腐蝕出現(xiàn)破裂，在焊接殘余應(yīng)力及運(yùn)行導(dǎo)致的拉伸應(yīng)力的累加作用下，引起下部Ω密封焊縫及熱影響區(qū)產(chǎn)生PWSCC。由于奧氏體不銹鋼材料的氯脆都是穿晶的，只有在嚴(yán)重敏化條件下才會(huì)出現(xiàn)沿晶斷裂［5］。CRDM所選用的F321及0Cr18Ni12Mo2Ti奧氏體材料都是固溶狀態(tài)，固溶態(tài)奧氏體不銹鋼材料一般都是穿晶斷裂，本身又存在氯脆可能，故PWSCC裂紋的擴(kuò)展以穿晶開(kāi)裂形式進(jìn)行，最終引起泄漏。

3　修復(fù)方案

3.1修復(fù)方案

目前國(guó)際上主要有Overlay堆焊方案（見(jiàn)圖5）及切除Ω唇口后再堆焊方案（見(jiàn)圖6）。

（1）方案一：WSI公司的Overlay堆焊方案保持原來(lái)的Ω密封結(jié)構(gòu)形式，直接在原來(lái)的焊縫上再堆焊2層鎳基合金，堆焊層高度為3.3 mm。

優(yōu)點(diǎn)：維持了原來(lái)的設(shè)計(jì)，已成功用于美國(guó)的多家核電廠CRDM密封焊縫的修復(fù)，國(guó)內(nèi)嶺澳核電站上部Ω密封焊縫已利用此方案成功修復(fù)，故屬于成熟的CRDM密封焊縫修復(fù)方案，可以對(duì)所有CRDM直接進(jìn)行預(yù)防性堆焊修復(fù)，不會(huì)影響以后單個(gè)CRDM更換。

不利因素：原來(lái)焊縫上的缺陷還繼續(xù)存在，同時(shí)由于靠近密封殼體側(cè)空間非常小，自動(dòng)焊機(jī)設(shè)計(jì)及調(diào)整難度大，堆焊工藝控制要求非常高。

圖5　Overlay堆焊Fig.5　Overlaying weld

圖6　切除Ω唇口后再堆焊Fig.6　Overlaying weld after resecting the omega lip

（2）方案二：Westinghouse公司的切除唇口后再堆焊方案

首先用機(jī)械加工方式切除原Ω密封焊縫及唇口，然后把密封殼體和管座用角焊縫進(jìn)行連接，焊縫高度為10 mm。

優(yōu)點(diǎn)：采用角焊縫進(jìn)行焊接，焊接工藝簡(jiǎn)單，焊接質(zhì)量容易控制，原來(lái)的缺陷已得到徹底切除，同時(shí)也已成功使用在國(guó)外CRDM上部Ω密封焊縫修復(fù)。

不利因素：修改了原設(shè)計(jì)結(jié)構(gòu)，需要重新評(píng)估新的結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)，如果以后需要更換CRDM，這道焊縫切割會(huì)比較困難。

（3）方案選擇

在技術(shù)的成熟性方面，這兩個(gè)方案都已有成功的案例，方案一需要進(jìn)行裂紋擴(kuò)展評(píng)估，但不涉及核安全審查，而方案二需要重新進(jìn)行結(jié)構(gòu)性的安全評(píng)估，該安全評(píng)估由于涉及結(jié)構(gòu)性的修改，需要進(jìn)行核安全審查。

在經(jīng)濟(jì)性及后續(xù)風(fēng)險(xiǎn)方面，方案一具有比較明顯的領(lǐng)先優(yōu)勢(shì)，單個(gè)CRDM下部Ω密封焊縫修復(fù)需要約16 h，本方案修復(fù)后不會(huì)影響到以后CRDM的更換。而方案二單個(gè)Ω密封焊縫修復(fù)需要約26 h，如果同樣對(duì)所有CRDM進(jìn)行處理的話所需要的時(shí)間非常長(zhǎng)，如果僅對(duì)已產(chǎn)生泄漏的3個(gè)CRDM進(jìn)行修復(fù)處理的話，后續(xù)其他CRDM將在以后的電站運(yùn)行中繼續(xù)出現(xiàn)泄漏，從而帶來(lái)運(yùn)行風(fēng)險(xiǎn)，本方案修復(fù)后會(huì)增加以后CRDM的更換難度。

在現(xiàn)場(chǎng)實(shí)施輻射劑量方面，如果同樣實(shí)現(xiàn)全部CRDM修復(fù)，方案二由于現(xiàn)場(chǎng)修復(fù)時(shí)間比方案一長(zhǎng)，將造成現(xiàn)場(chǎng)操作人員的輻射劑量大大提高。

通過(guò)在技術(shù)成熟性、經(jīng)濟(jì)性、風(fēng)險(xiǎn)及輻射劑量等方面的分析，電廠最終決定采用Overlay堆焊方案對(duì)所有37組CRDM下部Ω密封焊縫及2個(gè)熱電偶管座Ω密封焊縫進(jìn)行堆焊修復(fù)。

3.2修復(fù)材料選用

從上述的原因分析來(lái)看，Ω密封焊縫出現(xiàn)泄漏與所處的特殊環(huán)境有關(guān)。國(guó)外核電廠設(shè)計(jì)采用的材料雖然有所區(qū)別，同樣在該處多次出現(xiàn)泄漏。故修復(fù)的關(guān)鍵在于采用何種材料來(lái)防止裂紋貫穿。研究證明，Wcr為30%的鎳基合金在核輻射和純水環(huán)境中，具有最佳的抗應(yīng)力腐蝕開(kāi)裂的能力。Wcr為30%的Alloy 690已成為核電站中用于制造抗輻射、抗腐蝕部件的主要材料［6］。Alloy 52在核電站使用已超過(guò)15年沒(méi)有發(fā)現(xiàn)開(kāi)裂現(xiàn)象，近20年，Alloy 690和焊接材料Alloy 52在壓水堆核電站各種環(huán)境條件下進(jìn)行了大量的試驗(yàn)，沒(méi)有發(fā)現(xiàn)一回路冷卻劑水中的應(yīng)力腐蝕開(kāi)裂現(xiàn)象［7］。Alloy 52M是在對(duì)Alloy 52材料的鋁、鈦、硅、鈮、錳、硼和鋯元素進(jìn)行優(yōu)化而成。Alloy 52M形成的焊縫具有優(yōu)異的抗冷裂紋（失延裂紋DDC）、熱裂紋及焊根裂紋的能力，焊接時(shí)能夠大大減少浮渣，從而減少夾雜物和產(chǎn)生氣孔等缺陷［6］。

采用Alloy 800、Alloy 600及Alloy 690材料制作的U形管在pH為4、氯化物濃度分別為50、200和1 000 ppm的300 ℃水中進(jìn)行1 000 h試驗(yàn)［8］，當(dāng)Alloy 600隨著氯化物濃度升高而逐步產(chǎn)生晶間應(yīng)力腐蝕時(shí)，Alloy 800和Alloy 900沒(méi)有出現(xiàn)晶間應(yīng)力腐蝕，在氯化物濃度為1 000 ppm時(shí)，Alloy 800出現(xiàn)淺的穿晶應(yīng)力腐蝕。在含有36 ppm溶解氧的288 ℃純水中，在退火狀態(tài)和敏化狀態(tài)的合金拉伸試樣上添加288 ℃條件下，材料極限抗拉強(qiáng)度的75%恒定載荷進(jìn)行的5 000 h晶間應(yīng)力腐蝕篩選試驗(yàn)［9-10］，結(jié)果顯示在這種條件下Alloy 800的抗晶間應(yīng)力腐蝕開(kāi)裂性能優(yōu)于Alloy 690。

從上述分析可以看出，Alloy 52M具有很強(qiáng)的抗晶間應(yīng)力腐蝕、穿晶應(yīng)力腐蝕和PWSCC的能力，可以有效防止點(diǎn)腐蝕的出現(xiàn)。堆焊后的過(guò)渡層性能也具有非常好的抗晶間應(yīng)力腐蝕、穿晶應(yīng)力腐蝕和PWSCC性能，即使原Ω密封焊縫上的缺陷顯示繼續(xù)擴(kuò)展并貫穿原焊縫，新堆焊的Alloy 52M也能夠有效防止裂紋在堆焊層上擴(kuò)展。故電廠決定采用Alloy 52M進(jìn)行下部Ω密封焊縫修復(fù)。

3.3堆焊層厚度

堆焊層厚度方面需要考慮承壓的結(jié)構(gòu)強(qiáng)度及電站的運(yùn)行壽命。結(jié)構(gòu)強(qiáng)度方面不考慮原Ω密封焊縫強(qiáng)度，即按照原焊縫已全部貫穿來(lái)進(jìn)行設(shè)計(jì)，由于Alloy 52M堆焊層的機(jī)械性能優(yōu)于原來(lái)Ω密封材料的機(jī)械性能，對(duì)比原結(jié)構(gòu)強(qiáng)度設(shè)計(jì)，新堆焊層厚度只要不小于原設(shè)計(jì)的3 mm，那么堆焊層的結(jié)構(gòu)強(qiáng)度就能夠滿足要求。在裂紋擴(kuò)展方面，把電站剩余壽命及可能的20年延壽作為假設(shè)來(lái)進(jìn)行分析，根據(jù)裂紋的擴(kuò)展分析，確定了堆焊層高度為3.3 mm。

3.4修復(fù)實(shí)施方案

在焊接工藝評(píng)定方面，根據(jù)WSI公司已有的焊接工藝評(píng)定，現(xiàn)場(chǎng)實(shí)施與Ω密封結(jié)構(gòu)完全一致的見(jiàn)證件焊接，通過(guò)焊接見(jiàn)證件解剖及金相檢查來(lái)驗(yàn)證焊接工藝參數(shù)的合理性及焊接質(zhì)量的穩(wěn)定性。電廠按照ASME規(guī)范NB-4367要求，在每個(gè)見(jiàn)證件上切取包括焊接開(kāi)始和焊接終止部位在內(nèi)的4個(gè)橫截面，按照ASTM E2標(biāo)準(zhǔn)，利用金相顯微鏡在放大10倍條件下對(duì)焊縫的4個(gè)橫截面進(jìn)行檢查，沒(méi)有發(fā)現(xiàn)裂紋、未焊透等超出ASME規(guī)范要求的焊接缺陷［11］（見(jiàn)圖7）。

圖7　焊縫剖面金相（放大10倍）Fig.7　Metallographic photograph in the section of weld （×10）

現(xiàn)場(chǎng)堆焊實(shí)施方面，為保證焊縫質(zhì)量，以下幾個(gè)方面需要重點(diǎn)關(guān)注：

1） 由于靠近密封殼體側(cè)待堆焊面空間狹窄，焊槍角度調(diào)整受到很大限制，必須保證焊機(jī)定位精度及穩(wěn)定性。實(shí)際現(xiàn)場(chǎng)是利用密封殼體上的直徑168.6 mm段上的錐角為20°圓錐面來(lái)進(jìn)行焊機(jī)定位，保證了焊機(jī)定位的精度及穩(wěn)定性。

2） 貫穿性缺陷必須先進(jìn)行補(bǔ)焊，再進(jìn)行堆焊，防止堆焊過(guò)程中出現(xiàn)塌陷缺陷而影響堆焊層質(zhì)量。

3） 密封腔室必須進(jìn)行排水放氣。堆焊前需要在焊縫圓周上相隔180°位置上鉆2個(gè)φ2 mm小孔，排出密封腔室內(nèi)的水，在堆焊時(shí)作為排氣孔使用，防止堆焊熔深達(dá)到原焊縫中未貫穿缺陷時(shí)內(nèi)部水汽進(jìn)入焊接熔池而影響焊縫的質(zhì)量。

4） 待堆焊表面清潔度必須保證，由于原表面可能存在硼酸結(jié)晶，單純擦拭比較困難，可通過(guò)附加拋光手段來(lái)清潔表面。

5） 焊道盡可能在原來(lái)Ω密封焊縫兩側(cè)實(shí)施對(duì)稱堆焊（見(jiàn)圖8），2個(gè)φ2 mm小孔需要在第一層堆焊完成的最后時(shí)刻才能覆蓋。

圖8　焊道次序及布置圖Fig.8　Weld sequence and layout

6） 無(wú)損檢測(cè)需要每層實(shí)施，即完成第一層堆焊后需要進(jìn)行一次PT檢查，合格后才能堆焊第二層，再進(jìn)行PT檢查。

7） 頂蓋區(qū)域的劑量率比較高，采用遙控自動(dòng)焊機(jī)進(jìn)行焊接，通過(guò)遠(yuǎn)程智能控制攝像頭來(lái)獲得圖像，調(diào)整焊接電流等技術(shù)能夠有效降低人員劑量。

4　結(jié)束語(yǔ)

從目前的國(guó)內(nèi)外運(yùn)行情況來(lái)看，CRDM上的Ω密封焊縫泄漏已經(jīng)不是一個(gè)偶然事件。雖然該泄漏不屬于壓力邊界泄漏，但泄漏畢竟會(huì)影響到整個(gè)電站的安全穩(wěn)定運(yùn)行。泄漏后修復(fù)需要大量的時(shí)間，會(huì)影響到電廠的經(jīng)濟(jì)效益，同時(shí)會(huì)造成修復(fù)人員受到大量的放射性照射。故還是需要防止在電站運(yùn)行期間出現(xiàn)泄漏。要解決CRDM下部Ω密封焊縫泄漏問(wèn)題，從目前來(lái)看，材料選用及焊接工藝等方面的改進(jìn)余地不是很大，還是得從裂紋擴(kuò)展方面及污染物（主要是氯化物）的控制方面來(lái)進(jìn)行考慮，思路如下：

1） 在密封結(jié)構(gòu)方面，應(yīng)考慮降低進(jìn)入密封腔室的氧氣，即密封腔室不要設(shè)置在高點(diǎn)，如Canopy形式的密封結(jié)構(gòu)在這方面就優(yōu)于Ω密封結(jié)構(gòu)。

2） 在裂紋擴(kuò)展方面，應(yīng)考慮材料在出現(xiàn)裂紋后如何防止其擴(kuò)展，即阻斷其裂紋擴(kuò)展的通道。換料停堆期間，可考慮在原Ω密封焊縫及唇口上進(jìn)行預(yù)防性堆焊，即使原Ω密封焊縫出現(xiàn)裂紋并貫穿焊縫，通過(guò)與原材料不同的堆焊層來(lái)阻斷原焊縫出現(xiàn)的裂紋擴(kuò)展，防止出現(xiàn)泄漏現(xiàn)象。

3） 氯化物控制方面，應(yīng)嚴(yán)格控制加工制造及試驗(yàn)過(guò)程中氯化物的引入。對(duì)小型密封腔室區(qū)域及周?chē)M(jìn)行重點(diǎn)清洗，盡可能降低氯化物的殘留量。

通過(guò)對(duì)秦山核電廠控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)下部Ω密封焊縫的泄漏原因分析和修復(fù)方案分析，得到以下的主要結(jié)論：

1） CRDM下部Ω密封焊縫泄漏的主要原因是一回路冷卻劑高溫水中氯離子和溶解氧聯(lián)合作用下的PWSCC，主要表現(xiàn)模式為穿晶應(yīng)力腐蝕開(kāi)裂。

2） A l l o y 5 2 M堆焊層可以有效預(yù)防PWSCC造成的泄漏，可以防止裂紋在堆焊層中的擴(kuò)展。秦山核電廠30萬(wàn)千瓦機(jī)組CRDM下部Ω密封焊縫采用Alloy 52M堆焊后沒(méi)有再發(fā)現(xiàn)泄漏問(wèn)題，說(shuō)明修復(fù)是成功的，同時(shí)也證明了采用Alloy 52M對(duì)Ω密封焊縫進(jìn)行預(yù)防性堆焊可以有效防止泄漏。

3） 現(xiàn)場(chǎng)實(shí)施堆焊程序中需要充分考慮影響堆焊層質(zhì)量的各個(gè)因素，如焊機(jī)定位穩(wěn)定性、原焊縫缺陷和內(nèi)部腔室潮濕等。

［1］ 肖紀(jì)美. 材料的腐蝕及其控制方法［M］. 北京：化學(xué)工業(yè)出版社，1994： 39-43.（XIAO Ji-mei. The corrosion of the material and its control method［M］. Chemical industry press. 1994：39-43.）

［2］ 肖紀(jì)美. 應(yīng)力作用下的金屬腐蝕［M］. 北京：化學(xué)工業(yè)出版社，1990：145.（XIAO Ji-mei. Metal corrosion under the action of stress［M］. Chemical industry press. 1990：145.）

［3］ 肖紀(jì)美. 應(yīng)力作用下的金屬腐蝕［M］. 北京：化學(xué)工業(yè)出版社，1990：150-153.（XIAO Ji-mei. Metal corrosion under the action of stress［M］. Chemical industry press. 1990：150-153.）

［4］NUREG-0313，Revision 2，“Technical Report on Material Selection and Processing Guidelines for BWR Coolant Pressure Boundary Piping”［S］. U.S Nuclear Regulatory Commission， January 1988.

［5］ 肖紀(jì)美. 不銹鋼的金屬學(xué)問(wèn)題［M］. 北京：冶金工業(yè)出版社，第2版.2006：271.（XIAO Ji-mei. Stainless steel metal science problems［M］. Metallurgical industry press. 1990：145.）

［6］ Mr.Sam Ksier.在核工業(yè)中鎳基合金焊材的應(yīng)用［C］.2005能源工程焊接國(guó)際論壇，論文集. 127-135.（Mr.Sam Ksier.Application of Nickel based Alloy welding material in the nuclear industry［C］. International forum on welding technology in energy engineering， 2005， Essay collection.127-135.）

［7］Ru Xiong. Stress Corrosion Cracking （SCC） of Nickel-base Weld Metals in PWR Primary Water［C］.中國(guó)材料大會(huì)2012第19分會(huì)場(chǎng)：高溫合金論文集. （Ru Xiong. Stress Corrosion Cracking （SCC） of Nickel-base Weld Metals in PWR Primary Water［C］. China materials conference，19th branch meeting-place，2012. Essay collection for high temperature alloy.）

［8］ T.Nakayama et al.，“IGC/IGSCC and General Corrosion Behavior of Alloy 800 as a PWR S/G Tube Material，”paper#82 presented at Corrosion 87，NACE，San Francisco， CA， March 9，1987.

［9］ W.L.Clarke， J.C.Danko and G.M.Gordon，“Stress Corrosion Cracking Behavior of Newer Iron-Chromium-Nickel Alloys at 550°F in High Purity Water”， NEDO-12513，74 NED 57，Class I，September 1974.

［10］ W.L.Clarke， J.C.Danko and G.M.Gordon，“Stress Corrosion Cracking Behavior of Newer Iron-C h r o m i u m-N i c k e l A l l o y s a t 550°F i n High Purity Water”，Corrosion Problems in Energy Conversion and Generation， edited by C.S.Tedmon， Jr.，The Electrochemical Society，Princeton，NJ，1974，P410.

［11］ ASME Boiler and Pressure Vessel Code，NB-4367，Examination of Test Assembly， Section Ⅲ，Division 1，2001［J］.

Leakage Analysis and Repair Method for CRDM in Qinshan Nuclear Power Plant

LI Jian-chun
（CNNC Nuclear Power Operations Management Co.，Ltd.， Haiyan of Zhejiang Prov. 314300， China）

The leakage was discovered on the CRDM lower omega seal weld which had operated five years in Qinshan NPP. Based on the inspection of NDE for the CRDM lower omega seal weld incomparison with the inspecting result which had carried out five years ago， and the analysis according to the effect of corrosion cracking because of the chemical composition of materials in special condition， the root cause of the leakage is preliminarily identified. The repair method for the CRDM lower omega seal weld to prevent leakage is provided by analysis of corrosion resistance of the material which will used for comparison of repair method， which also provides a proposal needed to pay attention during repair， in order to give some helpful reference to nuclear peers.

CRDM；omega seal weld；eakage；cause analysis；repair method

TM623Article character：AArticle ID：1674-1617（2015）03-0231-08

TM623

A

1674-1617（2015）03-0231-08

2015-05-07

李建春（1968—），男，浙江嘉興人，高工，本科，從事核電廠機(jī)械設(shè)備的可靠性管理工作。