重视核电用钢的服役安全问题
发布人：上海艾荔艾合金股份有限公司www.shailiai.cn
更新时间：2016-03-04
钢铁材料广泛应用于核电站中的关键部件，占核电机组部件采购成本的80%以上。我国正处于核电建设的高潮期。随着我国最早建设的秦山和大亚湾核电站进入中老年期，核电用钢的服役安全问题越来越引起高度关注。
钢铁材料广泛应用于核电站中的关键部件，占核电机组部件采购成本的80%以上。我国正处于核电建设的高潮期。随着我国最早建设的秦山和大亚湾核电站进入中老年期，核电用钢的服役安全问题越来越引起高度关注。
（1）一回路主管道用钢的热老化脆化问题。
第2代压水堆核电站的一回路压力边界的主管道、主泵壳、稳压器喷嘴等许多部件都采用铸造双相（铁素体-奥氏体）不锈钢，该材料具有很好的强度和塑性的匹配、优良的焊接性和优异的抗应力腐蚀开裂性能。但是铁素体的存在会使材料在运行温度下长期服役后发生热老化脆化，导致断裂韧性下降。一回路主管道属于不可更换部件，难以进行无损检测。研究发现，长期热老化处理后铸造双相不锈钢中的铁素体发生明显硬化，材料的冲击性能显著下降。微观组织观察发现，铁素体相在热老化过程中发生了调幅分解，并析出了G相，导致材料的热老化脆化；这种情况随温度和铁素体含量的升高而加剧。北京科技大学提出了一种消除双相不锈钢低温时效脆性的专利方法，能够将热老化导致的脆性消除掉，使材料的力学性能得到回复。
（2）奥氏体不锈钢的应力腐蚀开裂问题。
早期的核电站一回路主管道采用18-8型奥氏体不锈钢，其主要的失效方式是应力腐蚀破裂。主管道发生应力腐蚀破裂通常由于热处理或焊接不当造成的组织敏化，微量氧和氯离子的局部富集以及焊接残余应力或其它拉应力作用。20世纪70年代美国45座核电站的16600个管道焊接接头中发现66起应力腐蚀裂纹。通过优化成分和生产工艺基本上可以避免应力腐蚀开裂的发生。这些措施包括 ：降低碳含量来改善焊接性并减弱“敏化”的倾向，在奥氏体组织中形成少量的铁素体相来抑制应力腐蚀，提高主管道的焊接要求和标准。
（3）复杂环境载荷下钢部件的热疲劳问题。
核电站在运行及启停堆的过程中，金属管道中的流体温度会发生波动，可能导致管道部件发生热疲劳，在材料表面形成裂纹，发展到后期会出现贯穿性裂纹。易发生热疲劳的部件包括一回路管道中的波动管和喷淋管及异种钢焊接接头。早期对热疲劳的严重性认识不足，所以热疲劳引起的事故在全世界范围内都发生过。目前主要采取加装温度监测装置密切关注易发生热分层部位的措施；并依靠核电站在运行中的经验反馈来进行老化管理。
（4）压力容器钢的辐照脆化问题。
反应堆压力容器是工作环境最苛刻的部件，要承受高温、高压、高辐照剂量的考验，且终生不可更换。容器通常采用高韧性淬火回火低合金铁素体钢。中子辐照会使压力容器钢产生空位、孔洞、层错和位错环等晶体缺陷，造成材料的强度和硬度升高，韧性和塑性下降，可能导致部件的脆性断裂。对此问题正在进行重点研究。
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