核電廠一回路壓力邊界鑄造奧氏體不銹鋼的老化管理

1、核電廠一回路壓力邊界雙相不銹鋼部件的老化管理1陸念文1薛飛1汪小龍1遆文新 2戴忠華、2劉鵬1蘇州熱工研究院 蘇州2150042大亞灣核電運營管理有限責任公司 深圳市518124摘要：核電廠一回路壓力邊界(RCPB)許多部件的材料是鑄造奧氏體-鐵素體不銹鋼，又稱雙相不銹鋼。 在輕水堆運行溫度下長時運行后，雙相不銹鋼的韌性和延性會下降，發(fā)生熱脆( thermal embrittlement)現(xiàn)象，又稱為熱老化(thermal aging)。隨著熱老化程度的加深，壓力部件的 臨界裂紋尺寸值會下降，因此將削弱一回路壓力邊界的結構完整性。及時進行雙相不銹鋼部件的 熱老化管理，對于核電廠的運行、在役檢查

2、和延壽都很有意義。關鍵詞：雙相不銹鋼，熱老化，老化管理引言輕水堆(包括PWR、BWR)核電廠的一回路壓力邊界許多部件的材料應用鑄造奧氏體- 鐵素體不銹鋼(CASS)，又稱為雙相不銹鋼。該材料有良好的抗熱裂紋(Hot Cracking)、 耐腐蝕(Corrosion)、抗應力腐蝕開裂(SCC)性能，同時具有良好的機械性能。保持一回路壓力邊界的結構完整性，對于核電廠的安全運行特別重要。任何導致雙相 不銹鋼機械性能下降的老化機理都必須考慮，以延長核電廠的壽命。在輕水堆的運行溫度 下，雙相不銹鋼最主要的老化機理是熱脆(Thermal embrittlement)，即韌性和延性下 降的現(xiàn)象，又稱為熱老化

3、(thermal aging)。隨著熱老化程度的加深，壓力部件的臨界 裂紋尺寸值會下降，因此將削弱一回路壓力邊界的結構完整性1。雙相不銹鋼在核電廠運行溫度下可能發(fā)生熱老化，最早是通過實驗室的研究提出的。隨后對退役或更換的雙相不銹鋼部件的跟蹤研究表明熱老化確實存在，熱老化的程度與雙 相不銹鋼部件的化學成分、鑄造工藝、微觀組織形態(tài)和部件形狀有密切的關系。由于一回路壓力邊界中雙相不銹鋼部件更換困難、費用巨大、無損檢測困難，因此美、 法等核電大國對此相當重視，開展了雙相不銹鋼熱老化的深入研究。已初步發(fā)展出雙相不 銹鋼斷裂韌性隨運行時間下降的預測模型、熱老化的評估程序，并將這些預測模型和評估 程序應用于

4、核電廠的在役檢查、安全評估和延壽活動中。但是由于材料成分、性能的分 散性，以及部件形狀的復雜性，相關的研究并未停止。核電廠的在役檢查、安全評估和延壽必須考慮雙相不銹鋼的熱老化問題。對于在役檢 查，必須重點檢查那些可能發(fā)生熱老化的雙相不銹鋼部件。對于安全評估，必須考慮熱老 化引起的雙相不銹鋼部件機械性能隨運行時間的下降。對于申請延壽的核電廠，必須給出 延壽期內（例如運行至60年）雙相不銹鋼部件機械性能的下限值，確保一回路壓力邊界的 結構完整性。主要的雙相不銹鋼部件、鑄造工藝和化學成分雙相不銹鋼的牌號有CF -8、CF-8A、CF-8M。部件的鑄造工藝分為離心鑄造和靜態(tài)鑄 造兩種，直管使用離心鑄造

5、，而泵殼、主管道彎頭等形狀復雜的部件采用靜態(tài)鑄造。雙相 不銹鋼的化學成分見表1。表1雙相不銹鋼CF -8、CF-8A、CF-8M的化學成分元素化學組分（重量百分比）CF-8、 CF-8ACF-8MC0.080.08Mn1.501.50Si2.001.50S0.040.04P0.040.04Cr18.0021.0018.0021.00Ni8.0011.008.0011.00Mo0.502.003.00主要的雙相不銹鋼部件有1：（不包括BWR核電廠）反應堆冷卻劑泵殼。因為泵殼的尺寸大，通常泵殼都是先用靜態(tài)鑄造方法鑄造成幾部 分，然后將它們焊接起來，形成最終的設備。近來由于可以制造出比較大的殼式部件

6、， 已經逐步采用無縫泵殼（例如大亞灣的主泵泵殼）。反應堆冷卻劑主管道直段。西屋的電廠普遍使用CF-8A或CF-8M型不銹鋼，采用離心鑄 造。一回路主管道的外徑一般為32英寸。還沒有在離心鑄造管道上發(fā)現(xiàn)熱老化問題。反應堆冷卻劑主管道彎頭。材料是CF-8A，采用靜態(tài)鑄造，所有西屋電廠使用這種材料。 法國核電廠則使用CF8或者CF8M。靜態(tài)鑄造部件中的缺陷數(shù)量和嚴重程度都比離心鑄造 部件要嚴重，所以在役檢查選擇位置時要考慮這一因素。波動管。波動管將一回路主管的熱段和穩(wěn)壓器連接起來，當一回路主管中冷卻劑的溫 度波動時，冷卻劑就會通過波動管流進或流出穩(wěn)壓器，以調節(jié)一回路的壓力。波動管 的材料一般為奧氏體

7、不銹鋼，但有些電廠用的是CF-8M。波動管的運行溫度可達343C， 這是PWR 一回路壓力邊界部件的最高溫度處。穩(wěn)壓器噴嘴。噴嘴是噴淋管線的終點，位于穩(wěn)壓器頂部蒸汽空間部分，主管冷段的冷 卻劑可通過噴嘴進入穩(wěn)壓器，以降低一回路的壓力。西屋、法馬通公司的噴嘴材料采 用雙相不銹鋼，運行溫度為343 C。截止閥。某些截止閥的閥體采用雙相不銹鋼。如西屋的緊急堆芯冷卻系統(tǒng)(ECCS)、法 馬通的安注系統(tǒng)的某些截止閥。閥體有些采用鍛造，有些采用鑄造。管嘴。法馬通公司的安注管線與主管道的45度連接管嘴采用雙相不銹鋼。雙相不銹鋼熱老化機理1鍛造奧氏體不銹鋼的微觀組織通常完全是奧氏體，而鑄造奧氏體不銹鋼則由52

8、5%體 積百分比的鐵素體相(Ferrite Phase)和半鎮(zhèn)靜奧氏體(Balanced Austenite)組成， 因此稱為雙相不銹鋼。雙相不銹鋼中的鐵素體相有時稱為0鐵素體。鐵素體和奧氏體間 的平衡由鋼中元素控制。Cr、Si、Mo和Nb促進鐵素體的形成，而Ni、C、Mn和N促進奧氏 體的形成。雙相不銹鋼鑄造過程中加入了N，但其百分比并無規(guī)定。N含量為0.030.08%。 已經發(fā)展出一個方法，可以從化學組分估算鐵素體的含量。熱老化造成材料的韌脆轉變溫 度上升、室溫和運行溫度下韌性下降。熱老化最嚴重時的溫度為475C，這一現(xiàn)象稱為475C 致脆(475C Embrittlement)。這一溫度

9、遠高于壓水堆一回路的最大運行溫度(約320C)， 但隨著運行時間積累，在運行溫度下也會發(fā)生熱老化。對于雙相不銹鋼的熱老化機理已有很多研究。雙相不銹鋼在高溫環(huán)境中的脆化或斷裂 韌性的下降與下面三方面的因素有關：奧氏體/鐵素體相邊界處碳化物的析出；鐵素體相中有富Cr的a初始相的形成；富Ni、富Si的G相的形成。當溫度超過400C后，相邊界處的碳化物對致脆有重大影響，但低于400C后影響不大。 同時，當?shù)陀?00C時a相和G相形成的動力學并不相同。這些現(xiàn)象說明，高于400C的材 料加速老化試驗的結果不能用來插值以推出較低溫度下的材料特性1。因此在輕水堆的運 行溫度下(小于350度)，鐵素體相中富Cr

10、的a初始相、以及富Ni、Si的G相的形成是引起 CASS部件脆化的主要因素。a初始相通過。鐵素體的Spinodal分解(Spinodal decomposition)過程形成Spinodal 分解是一種反應過程：由于在合金體系中存在混溶間隙(miscibility gap)，因此出現(xiàn)了晶格類型相同而成分和性能不同的兩相。在鐵-銘金屬系中，這兩相是富鐵的a相（iron-rich alpha phase）和富Cr 的 a 初始相（chromium-rich alpha-prime phase）。 相分離過程發(fā)生在鐵素體區(qū)中很小的尺寸范圍內（只有幾個納米），只有用原子探針場離 子顯微鏡才能分辨是否有

11、富Cr的a初始相形成。另外有跡象表明，在輕水堆運行溫度下發(fā) 生老化多年以后，a初始相也可通過形核長大的過程形成，這取決于鐵素體區(qū)的化學成分 和運行溫度。富Cr的a初始相的形成過程可能是以上兩種過程中的一種，也可能都有。鐵素體中的G相通過形核并成長的過程出現(xiàn)，C和Mo越多，G相形成的速度越快。G相對 熱脆無直接影響。將經過熱老化的鑄造不銹鋼泵殼在550C溫度下退火1小時、然后用水淬 火，退火使a相消失，材料的夏比沖擊功也恢復到與未老化材料同等水平，退火過程對G 相無影響。但G相可能對鑄造不銹鋼的熱脆有間接影響。大量G相的存在使致脆所需的激活 能降低，從而使材料在運行溫度下即可致脆。由于鐵素體中大

12、量a相的出現(xiàn)是雙相不銹鋼熱老化的主要原因，所以雙相不銹鋼的熱 老化程度完全取決于鐵素體的數(shù)量和形態(tài)。以前一直認為只有在鐵素體的體積分數(shù)超過 1520%時，才可能在較低溫度下發(fā)生熱脆，理由是當鐵素體體積分數(shù)低于15%時，它們總 是出現(xiàn)在奧氏體內部某些孤立的區(qū)域。在這種情況下，即使鐵素體致脆也不會對材料的韌 性有很大影響。但是當鐵素體體積分數(shù)高于15%時，構件的壁厚方向將出現(xiàn)一個連續(xù)貫通 的致脆路徑，鐵素體此時如果發(fā)生熱脆將極大地降低材料的韌性。近來許多證據(jù)表明，鐵 素體含量為1015%、厚壁（超過100mm） CF-8M鑄件也會嚴重致脆，晶粒尺寸趨向于長大、 鐵素體團間距變大，因此在鐵素體含量一

13、定的情況下鐵素體團的尺寸也變大，這就使構件 的壁厚方向出現(xiàn)連續(xù)致脆鐵素體路徑的可能性增加了。熱老化使雙相不銹鋼的夏比沖擊能量下降。測量經300400C加速老化的材料在室溫 下的夏比沖擊功可以量化材料的低溫脆性。老化的溫度不能超過400 C，因為超過400 C后 可能形成相邊界碳化物、同時低于400C時a相和G相形成的動力學并不相同。通常用高于 運行溫度（288C）的加速老化方法進行材料試驗。熱老化對機械性能的影響1鑄造不銹鋼熱老化后機械性能產生變化，拉伸極限和屈服極限變大、拉伸延性下降。拉伸極限增加遠比屈服極限增加要快。熱老化同時使鑄造不銹鋼的韌脆轉變溫度上升。圖1是熱老化對含18%體積百分比

14、鐵素體雙相不銹鋼CF-8M韌脆轉變行為的影響。圖1熱老化對CF-8M雙相不銹鋼（含18%鐵素體）韌脆轉變溫度和沖擊功的影響4總的來說，熱老化使雙相不銹鋼抗拉強度有所增加，疲勞性能有所減弱，對這兩個指 標影響不大（僅指壓水堆）。但熱老化使夏比沖擊功和斷裂韌性大幅下降，嚴重削弱了雙 相不銹鋼部件長期服役后的結構完整性。為評估雙相不銹鋼部件長期服役后結構完整性， 材料的斷裂韌性和夏比沖擊功數(shù)據(jù)是最重要的。熱老化的評估美國阿貢國家實驗室（ANL ）發(fā)展出兩類方法，以量化兩類情況下的鑄造不銹鋼的熱 老化程度。這兩類方法的主要指標是測量材料經300400C老化后在室溫下的夏比沖擊功。 第一類方法可以估計經

15、長時熱老化后材料的斷裂韌性下限值；第二類方法可以估算給定運 行時間和溫度下的斷裂韌性值。通常用接近400C的較高溫度加速材料的老化，以推算運 行溫度（288C）下材料的老化速率。但是加速老化的溫度不能超過400Co因為超過400C 后可能形成相邊界碳化物；同時，當?shù)陀?00C時a相和G相形成的動力學與高于400C時 并不相同。這些現(xiàn)象說明，高于400 C的材料加速老化試驗的結果不能用來插值以推出較 低溫度下的材料特性。這些公式可能不適用于某些靜態(tài)鑄造不銹鋼部件，比如彎頭，因為導出這些公式的試 驗采用的部件形狀與彎頭差異很大。但這些數(shù)據(jù)能夠很好地描述PWR核電廠一回路主管道 的熱老化。這些公式被

16、用來估算美國Shippingport核電廠的CF-8材料部件和德國KRB核電廠的再循環(huán)泵蓋（Recirculation Pump Cover）o Shippingport核電廠被評估的部件包括 兩只熱段主截流閥（Main Shutoff Pump）。這些部件的熱老化損傷均比較小，主要原因 是它們服役的溫度低于290C。因此用這些自然老化的部件制作的試樣被送到實驗室進一 步老化。評估所需的數(shù)據(jù)包括化學組分、未老化材料的沖擊功、以及常數(shù)。計算時采用 兩種。值，一種是假設的2.9，另一種是實驗值3.4。實驗。值由350C和400C下部件材料 的加速老化試驗測定。研究將這些核電廠部件材料性能的估算值和

17、測量值作了對比，結果 如下：閥門服役時間為13年，服役溫度為281C，估算的鐵素體含量為5.2%。當材料的試 驗老化溫度小于320C時，用假設的。值（2.9）估算的各沖擊功值與各測量值吻合較好。 用試驗的。值（3.4）估算的各沖擊功值與各種試驗老化溫度下材料的測量值吻合均很好。 閥門材料在室溫下和290C下估算的斷裂韌性值（J-R曲線）與測量值吻合很好。KRB核電 廠的泵殼在243C下服役8年，估算的鐵素體含量為28%。當材料的試驗老化溫度小于320C 時，用假設的。值（2.9）估算的各沖擊功值與各測量值吻合較好。但當試驗老化溫度大 于320C時，沖擊功估算值非保守。斷裂韌性（J-R曲線）估算

18、值較實驗值保守，約比試驗 平均值低40%。主要原因可能是用來計算的服役溫度不準確、或鐵素體含量不確定。某些靜態(tài)鑄造不銹鋼部件中的鐵素體分布可能在空間上有劇烈的變化。這些變化的主 要原因是固化過程的差異（Solidification Process）造成的，固化過程與特殊的鑄造技 術有關。最近，瑞典的Ringhals核電廠將一只熱段彎頭和一只跨接管彎頭（Crossover Elbow）進行割管。這兩個彎頭材料均為CF-8M，Ni的重量百分比為912%，服役時間為15 年，服役溫度各為325C和291C。估算的鐵素體含量各為13%和8%，與這種材料統(tǒng)計的平 均鐵素體含量相比，變化在3%以內。但檢查

19、發(fā)現(xiàn)鐵素體含量在空間的分布變化非常劇烈， 熱段彎頭有些部位鐵素體含量只有3%，而有些部位高達23%，跨接管彎頭有些部位鐵素體 含量只有1%，有些部位則達15%。當彎頭近表面的鐵素體含量低于5%時，在PWR空氣環(huán)境下 容易遭受應力腐蝕（SCC）。Chopra用上述的經驗公式估算了 Ringhals核電廠彎頭的V缺口夏比沖擊功?？缃庸軓?頭估算值為112J/cm2，與當量V缺口測量值（102J/cm2）符合較好。之所以為當量值，是因 為這個測量值是從夏比U缺口沖擊試驗數(shù)據(jù)換算的。但Chopra的估算值大大低于另外一個V 缺口試件的實驗值（177J/cm2）。產生差異最可能的原因是跨接管彎頭鐵素體含

20、量的空間 不均。熱段彎頭夏比V缺口沖擊功的估算值高于測量值，估算值為67J/cm2，測量值為 50J/cm2。看來，Chopra的經驗公式還需要進一步的優(yōu)化，以考慮靜態(tài)鑄造不銹鋼鐵素體含量空間不均的這一因素。4雙相不銹鋼部件熱老化后機械性能的評估流程ANL的Chopra和Shack建立了 PWR核電廠雙相不銹鋼部件的熱老化機械性能評估程 序。機械性能主要指標是夏比V缺口試件沖擊功（CVN）和斷裂韌性（J-a）。評估流程分 3步：（1）估算化學組分未知材料的材料性能下限值，指CVN的最惡劣估計值； 估算化學組分已知、但服役歷史未知的材料的夏比飽和沖擊功CVsat（SaturationMateri

21、al Properties）；（3）估算給定溫度和時間下化學組分和服役歷史已知材料的機械性能。程序第一步要求的斷裂韌性下限值評估是考慮鐵素體含量超過15%這一最壞的情況， 對大多數(shù)鋼材來說較為保守。如果鐵素體含量已知，則可以估算出較為實際的斷裂韌性下 限值。程序第二步要求估算長時老化下夏比飽和沖擊功CVsat，評估結果應和材料的初始沖 擊功值比較，取兩者中的較低值作為CVsat。如果沒有材料的初始沖擊功值，應該用材料的 化學組分估算其初始沖擊功的下限值，作為材料的初始沖擊功值。作第三步評估時，要求 知道材料未老化的初始斷裂韌性。如果估算的斷裂韌性高于未老化材料初始斷裂韌性的最 小值，將此最小值

22、作為給定溫度和時間下的斷裂韌性值。雙相不銹鋼部件的老化管理美、法等國都給出了管理雙相不銹鋼部件熱老化的具體措施，其要點如下：（1）運用熱老化后機械性能的評估流程預測給定運行溫度和時間、或長時（60年）運行后 雙相不銹鋼的夏比沖擊功、斷裂韌性和應力應變關系，為安全評估提供基礎數(shù)據(jù)（2）在上述研究基礎上，給出部件對熱老化敏感性的判據(jù)（3）根據(jù)敏感性判別結果調整和加強雙相不銹鋼部件的在役檢查和評估。以上第（1）條屬于熱老化的基礎研究。將（2）（3）條規(guī)定的活動進行綜合，即構 成一個完整的核電廠雙相不銹鋼老化管理大綱。對于第（1）條，本文第6節(jié)已作了介紹。 下面簡要介紹敏感性判別和在役檢查調整問題。熱

23、老化敏感性判別目前雙相不銹鋼熱老化敏感性判別的方法有兩種：根據(jù)當量Cr含量判別熱老化敏感性；根據(jù)當量鐵素體含量判別熱老化敏感性。通過當量Cr含量可以推算出當量鐵素體含量，因此這兩種方法本質是一致的。美國 采用第b種方法，而法國(EDF)兩種方法均采用。與法國的區(qū)別在于，美國考慮了金屬中Mo對熱老化的影響，將雙相不銹鋼分為高鉬鋼 (2%3%Mo)和低鉬鋼(0.5%Mo)。對于靜態(tài)鑄造低鉬鋼，美國認為只有當鐵素體含量超 過20%時才屬于熱老化敏感部件。通過大量的試驗，美國認為，如果部件對熱老化不敏感性，則材料的長時飽和斷裂韌 性的下限值將大于255kJ/m2。這一數(shù)值已經足夠保證部件結構完整性所需

24、的斷裂韌性。在役檢查調整一旦發(fā)現(xiàn)熱老化敏感的雙相不銹鋼部件，應調整在役檢查大綱，加強對這些部件的檢 查。最近，EDF為了及時監(jiān)測到設備的老化降級，對熱老化敏感的彎頭進行了射線探傷， 并且正在討論把這項在役檢查要求加到RSE-M規(guī)范。EDF為保證機組安全可靠運行和節(jié)約成 本，已經在更換蒸汽發(fā)生器的同時，更換了27個熱管段彎頭。廣核集團雙相不銹鋼部件的老化管理廣核集團蘇州熱工研究院運用法國EDF的經驗反饋，對大亞灣核電廠和嶺澳核電廠的 全部雙相不銹鋼部件進行了敏感性甄別，涉及下列部件：主管道直段、主管道彎頭、主管 道和安注管連接管嘴、主泵泵殼、安注系統(tǒng)某些截止閥的閥體。其主要的流程如下：通過部件的

25、制造完工報告查找部件的鑄造工藝、化學成分和原始缺陷。通過化學成分計算材料的當量Cr含量。通過當量Cr含量甄別部件的熱老化敏感性。查找部件的在役檢查記錄。根據(jù)敏感性甄別結果、在役檢查記錄和原始缺陷記錄，對所有雙相不銹鋼部件進行分 級管理。建立雙相不銹鋼部件的老化管理大綱，通過大綱協(xié)調雙相不銹鋼部件的在役檢查、維 修和更換活動。根據(jù)甄別結果，大亞灣和嶺澳核電廠所有的雙相不銹鋼部件都不屬于熱老化敏感部 件。結論在輕水堆的運行溫度下，雙相不銹鋼最主要的老化機理是熱老化。鐵素體中大量a相的出現(xiàn)是雙相不銹鋼熱老化的主要原因，雙相不銹鋼部件的熱老化 程度取決于鑄造工藝、運行環(huán)境和時間、鐵素體的形態(tài)數(shù)量及空間分布。美、法已經通過基礎研究建立了甄別雙相不銹鋼部件熱老化敏感性的判據(jù)，判據(jù)建立 的根據(jù)是材料長時運行后飽和斷裂韌性的下限值。靜態(tài)鑄造不銹鋼鐵素體含量空間不均是雙相不銹鋼部件熱老化基礎研究今后的重點考 慮因素。廣核集團已