法国核电应力腐蚀问题对我国核电技术发展的启示

2022年,法国电力公司(EDF)大量核电机组因一回路管道应力腐蚀开裂(SCC)问题而停堆检修,对法国甚至欧洲的生产生活造成巨大影响。针对该事件,在总结国内外核反应堆类似失效案例及材料老化研究成果的基础上,对反应堆不锈钢部件的SCC问题的机理、影响因素、抑制措施开展了分析,并结合我国核电机组服役时间逐渐延长,材料老化、设备失效问题日益突出的现状,提出我国核电运维改进措施,如优化残余应力、加强监督和检查,研发更有效的无损检测技术等。同时,探讨了我国在反应堆材料老化研究方面的发展方向。

核电站一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研究现状与展望

从热老化机理、研究方法、取得的成果等方面综述了半个多世纪以来国内外关于压水堆核电站一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研究的状况,分析了目前热老化研究中存在的不足,在此基础上提出了今后一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研究的方向。

热老化对Z3CN20-09M不锈钢疲劳裂纹扩展性能的影响

对400℃下热老化长达20000 h的Z3CN20-09M的组织转变进行了透射电镜观察。对不同时间热老化后Z3CN20-09M的裂纹扩展性能进行了研究,并讨论了热老化时间对裂纹扩展速率的影响。用扫描电镜对裂纹扩展面进行分析,研究了裂纹扩展机制。透射电镜实验结果表明:热老化后铁素体中富Cr的α'相随热老化时间延长数量不断增多。疲劳裂纹扩展速率可用Paris公式拟合,裂纹扩展速率随热老化时间延长而增快。拟合的Paris公式指数n随热老化时间延长而增加,lnC随热老化时间延长而减小,而且指数n与lnC呈线性关系。扫描电镜结果表明,裂纹扩展速率的增快与热老化后铁素体的解理断裂有关。

核用一回路18-8不锈钢管道腐蚀分析

通过宏观检查、显微组织、断口形貌及扫描电镜能谱分析等方法对核用一回路0Cr18Ni10Ti管道存在的腐蚀问题进行了全面分析。结果表明:直管部位的点腐蚀出现较多,弯管部位出现较少的应力腐蚀,焊缝部位也出现较少的应力腐蚀和晶间腐蚀;产生上述腐蚀的原因主要是由于材料本身的性能欠佳和海水滴漏溅落到管道表面造成了氯离子聚集。

核电用主管道不锈钢的动水腐蚀性能研究

采用动水腐蚀试验模拟主管道用不锈钢在一回路环境中的腐蚀行为,获得不锈钢材料的动力学曲线及腐蚀速率。烟台玛努尔公司、三洲川化机公司及法国(对比材料)生产的主管道用不锈钢在2000 h的腐蚀速率分别为3.88、2.69、3.70 mg/(dm2.m),说明国产不锈钢腐蚀速率均比较低,在动水回路介质中具有良好的抗腐蚀性能。采用扫描电子显微镜(SEM)、X射线衍射仪(XRD)等手段对腐蚀后试样的表面氧化膜进行分析可知,形成的氧化膜较薄,呈颗粒状,其物相中含有Fe3O4类磁铁矿类,对基体有保护作用。

国产316LN不锈钢的室温低周疲劳行为研究

测试了国产第三代核电站一回路主管道材料-316LN不锈钢的室温低周疲劳性能,讨论了微观机理并建立了Manson-Coffin疲劳寿命模型。结果表明,随着应变幅的增大,滞回曲线宽度及峰值应力随之增大,疲劳过程中先后发生了循环硬化、快速循环软化、慢速软化和失稳四个变形阶段;应变幅由0.2%逐渐增加至1.2%的过程中,疲劳周次从105逐渐降低至102;疲劳断口由裂纹源区、扩展区和最终断裂区组成,疲劳裂纹主要萌生于表面,裂纹区具有典型的疲劳辉纹形貌,最终断裂区具有韧窝形貌。

CNP650型压水堆主管道手工焊接工艺评定

CNP650型压水堆的主管道作为反应堆压力容器堆芯冷却剂的通道,是连接反应堆压力容器、主泵和蒸汽发生器的大型厚壁承压管道。主管道焊接施工是核岛主设备安装的关键路径,是核电建设的重点与难点。焊接工艺评定所提供的数据与焊接经验,对确保主管道焊接施工一次成功,起着非常重要的作用。秦山核电二期扩建工程CNP650型核电站主管道手工焊接工艺评定从模拟现场焊接施工的条件、焊接过程管理、理化试验、焊接变形等方面进行控制,以获得符合技术规范对熔敷金属无损检测、理化性能的要求。焊接工艺评定过程控制为主管道焊接施工提供先决条件。

核电主管道奥氏体不锈钢焊缝的相控阵超声检测

核电主管道采用离心铸造奥氏体不锈钢制造和焊接,其焊接质量直接关系到核反应堆的安全。目前核电主管道常采用窄间隙焊接技术,易产生侧壁未熔合缺陷,采用传统检测方法难以检出此类缺陷。采取理论分析、数值模拟以及超声相控阵检测、射线检测等多种手段相结合的方式,制定了核工程奥氏体不锈钢焊缝相控阵超声检测工艺,实现了相控阵超声检测方法在核电站主管道焊缝检测中的应用。

1000MW核反应堆主回路管道焊接质量控制

核岛反应堆主回路奥氏体不锈钢大口径厚壁管道的焊接是核电站安装工程中的关键,而该管道焊接质量的控制,更是核电站建设质量控制的关键。本文就岭澳核电站二期3#机组主回路管道的焊接质量控制作一介绍,希望对以后核电站反应堆主回路管道的焊接质量控制能起到一定的借鉴作用。