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1、1 PWR压力容器材料 2 PWR压力容器 第三道安全屏障容纳冷却剂 支持堆芯 密封放射性和维持堆内运行压力等 体积庞大 不可更换 决定了电厂寿命工作条件15 17MPa300oC中子辐射相似部件蒸汽发生器压力壳稳压器压力壳主泵压力壳 3 百万千万级压水堆压力容器 压水堆压力容器是核岛主设备 一回路的承压边界设计 工作压力17 2 15 5MPa 温度343oC 水出口325oC 1000MWe压力容器尺寸 活性段内径约4 0m 壁厚约210mm 高度约12 7m 总重量约330吨 以往设计寿命一般为40年 当今要求达到60年 压力容器为核一级设备 因体积庞大 材料感生放射性 寿期内不可更换
2、决定了电厂的寿命 严酷的使用环境堆芯活性段的压力容器受到强中子辐照 伽马射线辐照一回路冷却剂含有腐蚀性的硼酸 反应性补偿剂 可溶毒物 氢氧化锂 pH值调节剂 LOCA事件时的应急冷却水注入时承压热冲击 甚至堆芯熔毁时承受高温蠕变 4 压力容器主要部件用材要求 1000MWe反应堆压力容器主要部件大致规格及用材要求 5 法国RCC M对压力容器材料的规定 6 对压力容器的要求 设计 选材 制造核检验要符合规范要求 ASME规范第三卷锅炉压力容器规范中要求对核压力容器极其所在的一回路进行 分析设计 即根据 正常 异常 紧急 和 事故 不同工况的后果和危害程度确定其安全系数和许用应力 为了防止压力容
3、器在役期间发生脆性断裂 美国联邦法规10CFR50附录H及ASTM E185要求 在水堆核电站中必须安放辐照脆化随堆监督试样管 定期检验调整参考温度ART的变化 并以此不断修订开停堆的运行限制曲线 法国RCC M规范H M Z分册德国KTA3Q01 1及3201 2规范我国HAF法规要求 HAF102等 在这些标准中 虽然涉及的内容很多 但重点都是集中缺陷和RTNDT的要求上 7 对容器材料性能的主要要求GBT15443 95 拉伸性能 室温 s0 2 400MPa sb 670MPa d5 20 350oC s0 2 300MPa sb 552MPa冲击韧性基本要求 RTNDT130J 寿命
4、末期预期调整温度ART 93oC指定温度下的韧性要求 单位 J cm2 为防止压力容器在役期间发生脆性断裂 10CFR50附录H及ASTM E185要求 反应堆临界时候 容器的温度不应低于水压实验的最低允许温度 也不应该低于ART 33oC 8 压力容器材料开发历史 美国轻水堆第一代用的是锅炉钢A212B 配套煅材为A350Lfa 1956年后改用Mn Mo钢A302B 煅材为A336后因核电站向大型化发展 压力容器也随之增大和增厚 为保证厚截面钢的综合性能 60年代中期又改用淬透性Mn Mo Ni钢A533B 煅材为A508II 同时将热处理由常化改为调质 淬火 高温回火 由于壁厚增加和面对
5、活性区的纵向焊缝辐照性能差 因此将压力容器由板焊结构改为环煅容器 材料是A508II 但自1970年发现A508II堆焊层下有再热裂纹之后 又发展了A508III钢 它是在A508II基础上 通过减少硬化元素C Mo Cr含量 使堆焊不锈钢里衬时 降低了基体上产生裂纹的倾向 为弥补因减少硬化元素而降低的强度和淬透性 特提高了A508钢中的Mn含量 因Mn易增大钢中偏析 故又降低了磷 硫含量 压力容器材料发展历史为 A212B A302B A533B A508II A508III 我国用的是A508III钢 9 材料开发中性能改进途径 10 各国的A508III钢对应牌号及其成分 11 各国PW
6、R压力容器钢拉伸性能比较 12 A508III钢典型的微观组织 贝氏体组织等轴晶粒 13 断裂韧性 落锤实验 Pellini法 试样厚度为所试钢板的全厚度 一般12 25mm RCC M要求为16mm 且保留一轧制面 在板宽中点沿长度方向堆焊一脆性堆焊层 在堆焊层中间开一缺口 缺口的方向与试验的拉力方向相垂直 以便引发裂纹 试验之前试样在所选的低温条件下保温30 45分钟 然后迅速移至支座上 用落锤对其冲击 落锤实验所用试样尺寸大 接近实际部件服役条件 因此 实验结果更准确 落锤法测定材料的NDT是由W S Pellini发明的 14 V形缺口试样冲击实验 唯一认可的容器材料韧性评判标准 No
7、tchsize 单位 mm Charpyimpacttestingmachine 15 堆内辐照监督Charpy V冲击试样 Testpiece冲击试样 辐照监督管 包含基体和焊缝两种材料 16 辐照对冲击性能曲线的影响 17 参考零塑性温度RTNDT l 先由落锤试验测出NDT 2 选择一个TNDT温度略大于NDT 然后在TNDT 33oC下作三个Cv冲击试验 当冲断功 68J 侧膨胀值 0 9mm 相当于35mil 时 确认TNDT就是RTNDT 3 当三个试样结果不满足上述规定条件时 以三个试样为一组在更高的温度下做补充试验 每次提高5oC 找到一个满足上述条件的温度TCV 用满足上述T
8、CV温度减去33 即为所求的参考零塑性温度RTNDT 由上可知 RTNDT是经过一个68J韧性指标和一个塑性指标 0 9m膨胀量 互相鉴定并有三个试样作对证才确认的 所以比NDT更加可靠和安全 RTNDT相当于68J和35mil两条线交点A 也即一个确定值 而不是一个波动值很大的范围带 这就克服了受冶金因素影响所带来的偶然性 18 参考零塑性温度的调整ART AdjustedReferenceTemperature 因FTE RTNDT 33 是防止脆性断裂的最常用判据 所以只要准确测出辐照后的RTNDT 即可防止运行中的核压力容器发生脆性断裂 尽管RTNDT的确定比较严格 但试验偏差不能忽略
9、 所以需对塑性参考后的RTNDT进行修正 称此为调整零塑性参考温度ART 即 式中 ART相当于辐照后的RTNDT RTNDT 辐照前的参考零塑性温度 1 辐照前实测RTNDT的标准偏差 测 RTNDT时的标准偏差 对母材 9 4oC 对焊缝 15 6oC 但 值不能大于0 5 RTNDT 规范要求压力容器材料寿期末ART 93 高于此值必须经过严格评审和安全分析才能再运行 否则 即退役 19 防止热冲击的韧性要求 如果一回路发生失水事故 堆芯温度将会急剧上升 接着应急冷却系统向堆内立即注入大量水 在这种先急热后急冷的过程中 必然在压力容器内因热冲击而显著产生应力 故称此为承压热冲击 简称PT
10、S 为防止核压力容器在高温状态下急速过冷引起破坏有关标准特规定以下要求 应对容器束带区每条焊缝 锻件或板材按以下公式进行RTPTS计算并取两公式中的最小值 式中 I 辐照前RTNDT M 裕度 对 1 式 RTNDT为实测值时M 27oC 否则M 33oC 对 2 式 RTNDT为实测值时M 0 否则M 19oC Cu Ni为钢中含量的百分数 f是注量1019n cm2的系数 另外 NRC RG1 99规定对煅件纵向焊缝限值为132oC 环向焊缝限值为149oC 1 2 20 压力容器辐照监督 反应堆压力容器活性段在长期经受能量 1MeV以上快中子轰击后会发生 钢的强度尤其是屈服强度上升 钢的
11、屈强比将越近于1 钢的塑性降低 延伸率和断面收缩率将趋近于零 钢的韧性降低 表现在Charpy V型缺口试样的冲击韧性方面为无延性转变温度升高 上平台功下降 压力容器上需要监督的材料部位 活性区中线偏下部金属 受到的通量最大 达到1011n cm2 sec数量级 活性区下部环向焊缝 通量最大的焊缝 达到1010n cm2 sec数量级 活性区下部环向焊缝靠活性区的热影响区 ASTME185要求辐照监督最少的试样数量 21 辐照监督管 1测温盒 2剂量盒 3熔焊封口4母材冲击 5焊缝冲击 6热影响区冲击7母材拉伸 8焊缝拉伸 9热影响区拉伸 辐照监督管 奥氏体不锈钢外套 内一般装有 拉伸试样 冲
12、击试样 有的还有紧凑拉伸试样 有的采用小型拉伸和冲击试样 测温盒 测温锥 记录经受的最高温度 辐照剂量盒AP1000每个辐照监督管中含有的试样数量 拉伸试样9个冲击试样60个紧凑拉伸试样6个 代表母材 焊缝金属和焊接热影响区金属 22 辐照监督管的布置 辐照监督管的位置一般在热屏蔽与压力容器内壁之间 接受的辐照量大于压力容器壁 超前因子一般为2 4 法国设计的1000MW级堆型一般有六根辐照监督管 其中三根超前因子为2 86 另外三根为3 45左右 西屋公司AP1000有8根监督管 位于吊兰筒体外侧堆芯中部 23 反应堆压力容器的活性段制造 卷板焊接的容器活性段焊缝数量多 纵向焊缝辐照脆化倾向
13、严重 对压力容器的安全性造成重大影响 锻造园环焊接的活性段焊缝数量大大减少 仅有环向焊缝 抗辐照辐照脆化大大增强 制造工艺简化 24 压力容器不锈钢安全端异种材料焊接 主要问题bcc与fcc不同晶体结构的材料焊接焊接应力很大 热膨胀率相差远 导热系数不同焊接材料镍基堆焊一般采用焊条 AWSENiCrFe 3型INCONEL182带极 采用AMSERNiCr3型INCONEL82焊条要求含P S量严格控制 从而尽量避免裂纹焊接方法镍基堆焊可采用热丝TIG焊 25 异种材料焊接接头SCC V C Summer核电站2000年发生的主管道安全段应力腐蚀开裂 应力来源于低碳钢与不锈钢之间的热膨胀系数失
14、配 材质因素来源于182合金的晶间贫铬区 26 RPV异种材料焊接 下封头仪表贯穿件 上封头排气管贯穿件 上封头CRD贯穿件 J型焊接 27 27 Davis Besse上封头腐蚀 腐蚀情况 28 带极电渣焊 压力容器内壁防腐层堆焊 90mm带极电渣堆焊 对于像反应堆压力容器之类的大面积防腐涂层堆焊 一般采用60 180mm带极电渣堆焊技术来完成 效率高 质量好 29 堆焊工艺参数对比 压力容器不锈钢防腐电渣堆焊与埋弧堆焊工艺试验比较 30 堆焊缺陷及其防止措施 沉淀强化 再热 裂纹 发生在含有V Ni Ti等沉淀强化元素的合金钢中 由于焊接热循环使焊道下晶粒粗大区域的合金化元素溶解到基体 在
15、去应力退火过程中析出强化碳化物相 形成裂纹 防止方法 控制材料中硬化元素量 改变工艺参数 焊前预热 控制层间温度 31 美国在役核电站压力容器部件选材 32 压力容器壳体段材质 低碳Mn Ni Mo钢 SA508cl 3 16MND5应该具有较高的350oC强度 但屈强比不宜过高 断裂韧性和低周疲性能要满足设计规范要求 低温冲击韧性比较高 无塑性转变温度 TNDT 低 化学成分均匀 力学性能稳定 堆芯活性段桶体材料辐照脆化敏感性小 应该严格控制S P 0 008 Cu 0 08 V 0 01 焊接性能良好 焊接接头力学性能满足母材标准要求 SA508cl 3 16MND5材质制造要求冶炼必须采
16、用电炉冶炼 铝镇静 真空脱气成品需要舍弃浇注钢锭上下足够的部分 以防缩孔疏松等缺陷 然后经过锻造和热处理 850 925oC水淬 635 665oC回火 获得晶粒细小的贝氏体组织 33 法国RCC M对RPV活性段材质要求 34 法国RCC M对活性段16MND5的性能要求 35 法国RCC M对非活性段16MND5的成分要求 非活性段包括 接管筒体 法兰过渡段 接管 封头等 36 法国RCC M对非活性段16MND5的性能要求 37 美国ASME对SA508cl 3的要求 SA508cl 3钢的化学成分要求 SA508cl 3钢的机械性能要求 RTNDT 参考零塑性转变温度 5 五倍标距伸长率LE 侧向膨胀量 断面收缩率Cv CharpyV缺口试样冲击功MS 平均值 VS 允许最低值 38 美国ASME对上下封头钢板SA533B的要求 SA533gradeB钢的化学成分要求 SA533gradeB钢的机械性能要求 39 国内某反应堆压力容器用SA508cl 3钢材 成分 40 国内某反应堆压力容器用SA508cl 3钢材 性能 41 压力容器安全端材料 法国RCC M对Z5CND17
