壓水堆一回路系統(tǒng)600合金部位應(yīng)力腐蝕開裂風(fēng)險(xiǎn)分析

張江濤++高軒

摘 要：本文介紹了因科鎳600合金在壓水堆核電廠一回路水環(huán)境下發(fā)生一回路水應(yīng)力腐蝕開裂（PWSCC）的機(jī)理和影響因素，并從因科鎳600合金失效案例、各部位對(duì)應(yīng)力腐蝕開裂的敏感性，以及表面加工工藝的影響等方面進(jìn)行分析，對(duì)國(guó)內(nèi)某核電機(jī)組一回路600合金部位發(fā)生應(yīng)力腐蝕開裂的風(fēng)險(xiǎn)進(jìn)行了評(píng)價(jià)，認(rèn)為穩(wěn)壓器接管安全端異種鋼焊縫及電加熱器貫穿件部位風(fēng)險(xiǎn)最高，一回路熱段相關(guān)部位風(fēng)險(xiǎn)次之，需要進(jìn)一步加強(qiáng)監(jiān)督管理，以確保機(jī)組安全運(yùn)行。

關(guān)鍵詞：壓水堆 600合金 一回路水應(yīng)力腐蝕開裂 風(fēng)險(xiǎn)分析

中圖分類號(hào)：TL353 文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼：A 文章編號(hào)：1674-098X（2017）10（a）-0120-02

早期壓水堆核電廠一回路系統(tǒng)的許多部位使用了因科鎳600合金及相關(guān)焊接材料。隨著運(yùn)行時(shí)間的延長(zhǎng)，很多部位出現(xiàn)了應(yīng)力腐蝕開裂的現(xiàn)象[1]。大量研究表明，600合金材料在壓水堆一回路水或蒸汽環(huán)境下對(duì)一回路水應(yīng)力腐蝕開裂（PWSCC）敏感。

國(guó)內(nèi)某壓水堆核電機(jī)組一回路壓力邊界的一些部位使用了600合金材料。鑒于600合金對(duì)PWSCC的敏感性，需要對(duì)這些部位進(jìn)行深入分析和評(píng)價(jià)，并制定相應(yīng)的應(yīng)對(duì)措施，確保機(jī)組安全穩(wěn)定運(yùn)行。

1 應(yīng)力腐蝕開裂

應(yīng)力腐蝕是金屬材料在拉應(yīng)力和腐蝕介質(zhì)的共同作用下所引起的脆性斷裂。應(yīng)力腐蝕開裂必須具備3個(gè)條件才能產(chǎn)生，即敏感性材料、拉應(yīng)力和腐蝕環(huán)境。

1.1 敏感性材料

退火溫度和鉻含量是影響鎳基合金對(duì)PWSCC敏感性的兩個(gè)重要因素。高溫退火有利于使碳化物在晶界大量析出，碳化物可以阻礙和消耗晶界中的氧，防止鉻的局部氧化，同時(shí)碳化物起到位錯(cuò)源的作用，導(dǎo)致塑性應(yīng)變，從而引起裂尖鈍化，降低合金對(duì)PWSCC的敏感性。

鎳基合金對(duì)PWSCC的敏感性存在一個(gè)門檻值。當(dāng)鉻含量超過(guò)門檻值時(shí)，材料就能有效防止PWSCC的發(fā)生。鎳基合金在一回路水環(huán)境中會(huì)反應(yīng)消耗11%～12%的鉻，而合金內(nèi)部氧化的門檻值約為10%的鉻，再加上一定的安全裕量，鉻含量24%以上就對(duì)PWSCC不敏感[2]。

1.2 拉應(yīng)力

持續(xù)較高的拉應(yīng)力是PWSCC發(fā)生的必要條件。產(chǎn)生拉應(yīng)力的原因，一個(gè)是由壓力、溫度和其他機(jī)械應(yīng)力而引起的運(yùn)行應(yīng)力，一個(gè)是焊接殘余應(yīng)力。在設(shè)計(jì)中已對(duì)運(yùn)行應(yīng)力進(jìn)行了分析和計(jì)算，而較高的拉應(yīng)力往往是由于制造過(guò)程中焊接后冷卻收縮而引起的。焊接殘余應(yīng)力是PWSCC萌生和擴(kuò)展的主要驅(qū)動(dòng)力。

1.3 腐蝕環(huán)境

一回路系統(tǒng)的水化學(xué)和溫度是影響PWSCC的重要因素。運(yùn)行溫度較高的部位會(huì)比運(yùn)行溫度較低的部位更易發(fā)生應(yīng)力腐蝕開裂。冷卻劑中氫和鋰的濃度會(huì)影響裂紋萌生和擴(kuò)展，需要嚴(yán)格控制水質(zhì)。加鋅可以延長(zhǎng)啟裂時(shí)間，降低裂紋擴(kuò)展速率，在一些核電廠中已有應(yīng)用。

2 應(yīng)力腐蝕開裂風(fēng)險(xiǎn)分析

2.1 失效案例分析

對(duì)國(guó)際上發(fā)生PWSCC的案例進(jìn)行了調(diào)研，分析表明，大部分PWSCC失效事件發(fā)生在機(jī)組運(yùn)行20年以后，發(fā)生部位為蒸發(fā)器傳熱管及一回路貫穿件或接管異種鋼焊縫。國(guó)內(nèi)某機(jī)組已運(yùn)行20多年。隨著運(yùn)行時(shí)間的增加，600合金部位發(fā)生PWSCC的風(fēng)險(xiǎn)逐漸升高，應(yīng)予以特別關(guān)注。

2.2 敏感性分析

一般來(lái)講，對(duì)PWSCC同樣敏感的材料，在相同拉應(yīng)力的作用下，裂紋萌生的時(shí)間是運(yùn)行溫度的函數(shù)，可用下式表示：

式中，EDY為等效降質(zhì)時(shí)間，年；

ΔEFPYj為在溫度Tj下的運(yùn)行時(shí)間，年；

Qi為裂紋萌生的熱活化能，50kcal/mol；

R為氣體常數(shù)，1.103×10-3kcal/mol.°R；

Tj為物體在j時(shí)段的運(yùn)行溫度；

（°R=°F+459.67=（1.8×℃+32）+459.67=1.8×℃+491.67）

Tref為參考溫度，600°F=1059.67°R=315.6℃

工業(yè)界常用上式來(lái)評(píng)價(jià)鎳基合金對(duì)PWSCC的敏感性。EDY≥12說(shuō)明材料對(duì)PWSCC的敏感性高，EDY介于8～12之間說(shuō)明材料對(duì)PWSCC敏感性為中等，DEY<8說(shuō)明材料對(duì)PWSCC敏感性低。

根據(jù)機(jī)組的運(yùn)行參數(shù)，計(jì)算得到各部位的EDY值。結(jié)果

表明，與穩(wěn)壓器相連的600合金部位對(duì)PWSCC的敏感性高，一回路熱段部位的敏感性中等，而其他部位的敏感性較低。

2.3 表面處理工藝對(duì)表面殘余應(yīng)力的影響

在現(xiàn)場(chǎng)焊接完成后需要進(jìn)行打磨或機(jī)加工處理，使焊縫金屬的表面粗糙程度滿足無(wú)損檢測(cè)的要求。打磨或機(jī)加工以及作業(yè)時(shí)產(chǎn)生的高溫環(huán)境會(huì)使焊縫表面的狀態(tài)發(fā)生改變，如表面變硬、殘余應(yīng)力增大等，這些狀態(tài)發(fā)生了改變的表層稱為冷加工層。打磨可分為粗磨和細(xì)磨，兩者導(dǎo)致的冷加工層也存在顯著差別。粗磨導(dǎo)致的冷加工層會(huì)增加部件PWSCC的傾向，而細(xì)磨則會(huì)抑制PWSCC的傾向。

根據(jù)部件的制造記錄，穩(wěn)壓器噴霧管、泄壓管和安全管接管異種鋼焊縫在役前進(jìn)行過(guò)返修，對(duì)焊縫內(nèi)表面進(jìn)行了補(bǔ)焊和打磨，增加了焊縫表面的拉應(yīng)力，進(jìn)而增加PWSCC發(fā)生的可能性。

2.4 風(fēng)險(xiǎn)分析

綜合考慮以上因素，對(duì)機(jī)組600合金部位發(fā)生PWSCC的風(fēng)險(xiǎn)進(jìn)行了評(píng)估，結(jié)果如下：

穩(wěn)壓器接管安全端異種鋼焊縫及底部貫穿件部位發(fā)生PWSCC的風(fēng)險(xiǎn)很高；一回路熱段相關(guān)部位風(fēng)險(xiǎn)次之；一回路冷段相關(guān)部位風(fēng)險(xiǎn)較低。

3 結(jié)論和建議

3.1 結(jié)論

根據(jù)分析，得出以下結(jié)論：

1）PWSCC的產(chǎn)生需要具備敏感材料、腐蝕環(huán)境和拉應(yīng)力三個(gè)條件。

2）與穩(wěn)壓器相連的600合金部位對(duì)PWSCC具有較高的敏感性，一回路熱段焊縫中等，其他部位的敏感性較低；

3）焊縫表面經(jīng)過(guò)打磨或機(jī)加工處理后，表面硬度和殘余應(yīng)力增加，PWSCC敏感性升高，返修部位敏感性更高。

3.2 建議

針對(duì)600合金PWSCC問(wèn)題，建議通過(guò)加強(qiáng)檢查、緩解和維修等措施來(lái)進(jìn)行管理。

檢查手段主要是增加檢查頻度和改變檢查方法。緩解的常用方法是將對(duì)PWSCC敏感的部件直接更換為耐PWSCC的材料或者將其與一回路水或蒸汽環(huán)境完全隔離開，包括管道外表面堆焊、內(nèi)表面堆焊、半截管更換和襯板技術(shù)。改善應(yīng)力的常見的技術(shù)主要有機(jī)械應(yīng)力改善技術(shù)、熱處理、設(shè)備表面強(qiáng)化處理等。還可以通過(guò)改善運(yùn)行環(huán)境來(lái)降低材料對(duì)PWSCC的敏感性，如提高電化學(xué)電勢(shì)、加鋅以及降低運(yùn)行溫度等。

參考文獻(xiàn)

[1] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY，Stress corrosion cracking in light water reactors： good practices and lessonslearned，IAEA nuclear energy series No. NP-T-3.13，IAEA，Vienna（2011）.

[2] Minimum Chromium Content In Nickel-Alloy Weld Overlays to Mitigate PWSCC，SIR-05-007.endprint