chapter06CANDU堆材料-结构材料

龙斌教授ChinaInstituteofAtomicEnergy,102413,Beijing,China核电厂材料MaterialsforNuclearPowerPlants中国核工业研究生院重水堆电站CANDU运行操纵人员基础理论培训北京，2019ChinaInstituteofAtomicEnergy,102413,Beijing,China核电厂材料MaterialsforNuclearPowerPlants第六章结构材料StructurematerialsforPWR结构材料本章需要掌握的要点掌握PWR和CANDU堆主要结构材料，包括包壳材料、压力容器材料、压力管材料、排管容器、管道材料、蒸汽发生器材料等；掌握蒸汽发生器传热管的破损现象及破损原因分析；掌握压力管的损伤、变形等原因以及对运行安全的危害；掌握压力管的吸氢及延迟氢化裂纹；CIAE，龙斌结构材料堆芯结构材料：如格架、燃料组件等：锆合金堆内结构材料：如吊篮、热屏、下部支撑、导套管、控制棒包壳、压力容器内衬、一回路管道、泵、阀门等；奥氏体不锈钢蒸汽系统：如传热管、支撑板、堆内紧固件、弹簧等；耐热合金（镍基合金）大型壳体：如压力容器、SG壳体、二回路管道等；低合金碳钢结构材料详情请参见教科书p.106,表6-1压力容器压力容器：是压水堆电站最关键的设备之一。（不可更换）作用：1）容纳冷却剂、支撑堆芯、密封放射性和维持堆内运行压力；2）压力容器为反应堆安全运行提供必要的堆芯控制和参数测量，它的完整性关系到反应堆的安全和寿命，是压水堆的第二道安全屏障。6.1压力容器材料CIAE，龙斌核工业研究生院压水堆压力容器的特殊性压水堆压力容器与常规压力容器不同之处：1）尺寸大（3~4m,t200~300mm,h10~12m）；2）采用不锈钢衬里（防止高温水腐蚀）；3）受中子辐照（辐照会引起材料脆化）；4）在整个反应堆寿期（40y或60y）内不可更换，绝对不容许破裂，对脆性破裂的可能性必须给予特别关注；5）堆启动后不能对压力容器进行充分的检查（由于材料活化t1/2Fe=44.5d,t1/2Co=4.27y。即使停堆卸出所有燃料，也很难接近反应堆进行检查和维修）6）存在不同金属间的焊接问题6.1压力容器材料CIAE，龙斌压力容器的结构及选材要求压力容器选材要求：•强度高、塑韧性好；•抗辐照，耐腐蚀•偏析与夹杂物少、晶粒细、组织稳定；•工艺性能好（冷热加工、焊接、热处理）；•成本低，使用经验丰富6.1压力容器材料高强度的铁素体低合金碳钢，即Mn-Mo-Ni低合金碳钢（如A508III和A533B）CIAE，龙斌核工业研究生院材料的成分见书p.109，表6-2压力容器（RPV）的全寿期监督6.1压力容器材料中国原子能科学研究院研究生院中子辐照脆化韧脆转变温度（DBTT）压力容器（RPV）的全寿期监督6.1压力容器材料中子辐照脆化运行40年，RPV处接受的快中子注量为1~5×1019n/cm2，临界温度TNDT可能升高70~100oC，增加了脆性断裂的可能性。如，运行期间偶然注入冷水，可能导致RPV脆断感谢Dr.H.P.Seifert提供素材压力容器（RPV）的全寿期监督6.1压力容器材料CIAE，龙斌核工业研究生院辐照监督试验（随堆考验）方法：堆内放置监督管，定期取样代表性监督试验：母材、焊缝和HAZ样品（同炉、同工艺）；PIE：机械性能试验（拉伸和夏比冲击实验）结果：获得TNDT的升高值，与预测的TNDT值比较，做出发展趋势的判断，用于决定反应堆的安全运行期限。CANDU堆的结构CANDU堆的结构材料排管容器•排管容器内充满低温低压的重水慢化剂,重水慢化剂从两边对应且呈扇形分布于壳体侧边的管嘴进入排管容器,从排管容器底部的两个出口排出。排管容器整个安在衬有钢覆面并充满轻水的预应力混凝土堆腔室之内。•排管容器用不锈钢制造,其主壳体的直径是7.65m,堆芯内侧长5.94m,壳体壁厚28.6mm。FeederpipesChannelclosureCANDU堆的结构材料•380个燃料通道构成主热传输系统的堆内部分。•一个燃料通道组件包括锆铌合金压力管、不锈钢端配件(两端部)、屏蔽塞(每端内外夹板之间)、端密封塞(端配件顶部)、以及四个位于压力管和排管之间的环形定位圈。•每个压力管容纳12个燃料棒束,并沿轴向排列于堆内。压力管和与之共轴的排管之间的环形空间充满二氧化碳气体,该气体起压力管中高温高压的重水冷却剂与排管外低温低压的慢化剂之间隔热的作用。•压力管的额定寿命为25年,而秦山三期CANDU核电厂的设计寿命是40年燃料通道组件CANDU堆的结构材料堆芯结构堆芯结构燃料棒束压力管排管压力管的使用条件1)压力管的主要技术数据:材料:Zr-2.5Nb合金长度:6300mm内径:103.4mm壁厚:4.19mm2)压力管的使用条件入口温度:266oC入口压力:11.2MPa出口温度:310oC出口压力:10.9MPa冷却剂PHA:10.2~10.8压力管104mmID6.5mm壁厚6.5m长排管主体管壁厚：2.5mm长度约6mCANDU堆的结构材料压力管材料压力管由Zr-2.5Nb制成的，主要的合金元素是Nb和氧。其优点：吸氢率低、径向蠕变率低CANDU堆的结构材料压力管在运行中的变化主要表现在•尺寸的变化•延长变化•弯曲变化•径向膨胀•机械性能的变化•腐蚀、氢化和磨损•堆内峰值快中子注量率(E＞1MeV)约为3.31013n/cm2s-1•CANDU-6反应堆在85%负荷因子下运行25年，堆内功率最高的一根压力管受到的平均快中子注量（E＞1MeV)约为1.661022n/cm-2外侧轴承内侧轴承压力管的腐蚀和延迟氢脆压力管在运行过程中要不断吸氢这是因为锆合金本身具有吸氢性能，氢的来源主要是由于锆合金的腐蚀Zr+2D2O=ZrO2+2D2腐蚀产生的氘的一部分由压力管吸收，一部分释放到水中一般锆合金的腐蚀分三个阶段：•第一阶段腐蚀较快直至锆合金表面形成很薄的保护性氧化膜（约2m）•第二阶段腐蚀速率稳定氧化膜的生长速率和吸氢速率几乎不变而且很小•第三阶段在氧化膜达到一定厚度后如Zr-2合金压力管表面的氧化膜厚度超过20m，由于许多因素使它变得失去了保护性能因而出现了加速腐蚀的过程如早期的CANDU机组Pickering1号和2号机组使用的Zr-2合金压力管，在运行大约10EFPY后就出现了这种现象，被迫进行了全堆压力管更换；这正是用Zr-2.5Nb压力管替代Zr-2合金压力管的原因Zr-2.5Nb合金的抗腐蚀性能比Zr-2合金好得多而且吸氢速率也更低。最早的CANDU-6机组G-Z和PtLePreau至今已运行17a还未出现这种加速腐蚀现象压力管的延迟氢脆Zr-2.5Nb合金在高温水中的耐蚀性虽不如Zr-Sn合金，但吸氢率低，径向蠕变速率很小，同时可以热处理强化。问题：氢化物的延迟开裂（DHC：DelayedHydrogenCracking）DHC机理：1）在应力梯度的影响下，氢向裂纹尖端扩散；2）在裂纹尖端形成氢化物小片；3）在应力作用下，氢化物择优取向（与拉应力垂直）；4）在裂尖应力的作用下，裂纹沿氢化物开裂并迅速扩展应力应力径向氢化物轴向氢化物应力应力微小裂纹应力应力应力集中应力应力裂纹尖端氢化应力应力形成新的裂纹尖端遇到锆基体，停滞氢化物聚集，裂纹再扩展压力管的延迟氢脆影响氢化物DHC的因素是应力强度因子、裂纹传播速率和开裂发生温度。应力强度因子：取决于材料；裂纹传播速率：Zr-2.5Nb大；开裂发生温度：与氢化物析出有关。224~252oC,氢（氘）在Zr-2.5Nb中的固溶度（TTS：初级固溶率）为20ppm，超过TTS，氢化物析出。氢化物在裂纹尖端析出DHC的危害：对CANDU堆压力管结构完整性构成威胁最大的是延迟氢化物开裂。在情况严重时，延迟氢化裂纹会在压力管的裂纹处产生，并可能发展为穿壁裂纹。一旦DHC裂纹达到20mm，在特定温度/压力（如低温高压）下，就会发生不稳定发展。压力管的延迟氢脆Pickering1号机组Zr-2合金压力管鼓泡下面大量的径向氢化物Pickering3号机组泄漏的Zr-2..5Nb压力管的裂纹面DHC引起的LOCA•如果压力管的泄漏没有及时发现和处理，压力管的DHC达到临界裂纹尺寸，就会发生失稳扩展，从而造成压力管破损，发生堆内LOCA事故，失水事故（Loss-Of-Coolant-Accident，LOCA）是一种典型的设计基准事故。事故发生后，冷却剂从破口喷出，堆内压力迅速降低，包壳管处于内压鼓胀状态，同时包壳管温度迅速上升。CANDU堆的结构材料影响压力管寿命的主要因素影响CANDU-6反应堆压力管使用寿命的主要因素是:•锆合金在堆内快中子照射下产生的尺寸变形•锆合金的吸氢性能引起的延迟氢化开裂(DHC)以及•锆合金断裂韧性的下降6.2奥氏体不锈钢不锈钢是指在大气、蒸汽和水等弱腐蚀介质中耐腐蚀的不锈钢，而耐酸、碱和盐等化学介质腐蚀的合金钢称为耐酸不锈钢。两者合起来统称不锈钢。不锈钢的定义•奥氏体不锈钢在核电厂的应用：一回路管道、泵体、阀门等重要结构件面心立方（FCC）的奥氏体耐热合金是指需长期在高温下工作的合金，主要是镍基合金和铁镍基合金•镍基合金和铁镍基合金在核电厂的应用：堆内紧固件、弹簧、SG传热管等重要结构件6.2奥氏体不锈钢不锈钢的历史•1912年德国人毛拉首先制备了不锈钢；•第一次世界大战时期（1914-1918），英国科学家亨利·布雷尔利受英国政府军部兵工厂委托，研究武器的改进工作。那时，士兵用的步枪枪膛极易磨损，布雷尔利想发明一种不易磨损的合金钢。虽然不锈钢并不耐磨，当他首次发现其功能，被誉为“不锈钢之父”；•1916年在英国获得“斯太立”合金专利，并开始大量生产•由于不锈钢的性能优良，因此在一个世纪内迅速发展。现代不锈钢已经有很多种类，用以满足人们不同的需求。至此，从垃圾堆发现的不锈钢开始风靡全球。6.2奥氏体不锈钢通过合金化的方法（比如提高Cr、Ni含量）•提高Fe的阳极电位；•增加钝化，在材料表面生成牢固氧化膜不锈钢的耐腐蚀的原因Cr对Fe-Cr合金电极电位的影响当Cr含量增加到12%时，铁的电极电位由-0.6V突然跃升至0.2V，意味着钢中的铁素体和碳化物之间的电位差明显减小，从而可显著降低基体中微电池的电化学腐蚀速率Cr对表面氧化膜的形成至关重要·6.2奥氏体不锈钢不锈钢的牌号•世界各国不锈钢的编号方法不同。•我国的编号方法（GB1220-84）是：C质量分数+合金元素的种类和数量及质量级别来编号•在牌号前面第一个数代表C质量分数，C质量分数用千分数表示，如标为1，其意为0.1%；主要的合金元素及含量的百分数标于其后。如：1Cr18Ni9Ti，表示C质量分数为0.1%左右，Cr质量分数为18%左右，Ni质量分数为9%左右，Ti质量分数为1%左右根据美国钢铁协会（AISI：AmericanIronandSteelInstitute）规定：3XX表示铬镍奥氏体钢，XX表序号；4XX代表高铬马氏体钢或低碳高铬铁素体钢，XX表序号AISI304：0Cr18Ni9AISI310：0Cr25Ni20AISI316：0Cr18Ni12Mo2SUS321：1Cr18Ni9TiAISI321：0Cr18Ni11TiAISI347：1Cr18Ni11Nb6.2奥氏体不锈钢奥氏体不锈钢的性能•奥氏体不锈钢具有良好的耐腐蚀性能，良好的工艺性能和焊接性能。一般在固溶状态下使用；•奥氏体不锈钢是单相固溶体，不能热处理强化，热处理的主要目的是为了增加钢的耐腐蚀性能；•提高奥氏体不锈钢力学性能的有效方法是冷加工•固溶化处理：加热至1050~1150oC，使碳化物全部溶于奥氏体中，然后快冷至室温，可得均匀奥氏体处理6.2奥氏体不锈钢奥氏体不锈钢的性能•奥氏体不锈钢的腐蚀性能奥氏体不锈钢具有良好的耐腐蚀性能，不受硝酸、浓硫酸及磷酸等酸类的腐蚀。与铁素体钢相比，其耐腐蚀性