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1、PWR核电站中的喷嘴熔透问题 袁义帆 2012年11月11日,主要内容,喷嘴/熔透的位置 典型设计方案 合金600的使用 失效模式和原因分析 修复改进措施,PRS-09-032-PCR/2,喷嘴/熔透 的位置,PRS-09-032-PCR/3,反应堆压力容器(RPV) 喷嘴位置,PRS-09-032-PCR/4,底部仪表导向管(all Westinghouse & B&W plants, some CE plants),进口/出口喷管 (Westinghouse plants),Core Flood Nozzle Weld (B&W plants),控制棒驱动机构喷嘴 堆芯喷嘴 (CE pla
2、nts) 顶部接管 (all plants),Nozzle Locations in Reactor Coolant Loop (Westinghouse Type Plants),PRS-09-032-PCR/5,Nozzle Locations in Reactor Coolant Loop (Combustion Engineering Type Plants),PRS-09-032 PCR /,Nozzle Locations in Reactor Coolant Loop (Babcock & Wilcox Type Plants),PRS-09-032-PCR/7,典型的设计方法,
3、PRS-09-032-PCR/8,控制棒驱动机构 (CRDM) Penetration (RPV Top Head),PRS-09-032-PCR/9,底部仪表导向管(BMI) Penetration (RPV Bottom Head),PRS-09-032-PCR/10,典型的异种焊接件(DMW) 喷嘴结构,PRS-09-032-PCR/11,失效模式和原因分析,PRS-09-032-PCR/12,在核电站喷嘴结构中使用镍基合金的原因,镍基合金(Alloy 600, 82 & 182) 是在1970年代 引入到喷嘴应用中的，原因如下： 较好的力学性能 良好的焊接性 单相合金 (不用焊后热处理
4、) 很好的耐腐蚀性能 较好的过渡材料 (热扩散系数介于不锈钢管道和低合金钢容器之间),PRS-09-032-PCR/13,ASME规范中具体的热扩散系数,PRS-09-032-PCR/14,核电站喷嘴中镍基合金的性能,然而， Inconel镍基合金 (Alloy-600, 82 & 182) 被证明在压水堆主冷却回路环境下对应力腐蚀破裂 (PWSCC)敏感，导致了很多次破裂问题: 蒸汽发生器管线 稳压器加热套筒 压力容器顶部控制棒驱动机构（CRDM）渗透* 底部仪表设备 (BMI)导向管渗透 喷嘴对接焊焊件*,_ * Described in Detail in this Presentati
5、on,PRS-09-032-PCR/15,PWSCC的原因,材料的敏感性 600合金基材和它的焊接件 敏感性受微观结构、屈服强度和Cr含量 (13%22%)所影响 690合金 和它的焊接件，含有 30% Cr ，发现具有高的SCC抗力 拉应力 应力水平在屈服强度附近 ASME Section III 大体上把工作应力限制在了较低的水平，但是没有说明制造后的残余应力 由于表面加工和焊接收缩，较高的参与应力经常存在,PRS-09-032-PCR/16,Causes of PWSCC (contd),环境 PWSCC 发生在压水堆一回路冷却环境中 (纯水含碱性物质提高pH值，冲入氢气以排出氧气) 其
6、他因素: 温度, 氢含量, 锂离子浓度, pH,PRS-09-032-PCR/17,稳压器加热套筒泄露 部分熔透焊,PRS-09-032-PCR/18,问题概述,600合金稳压器加热套筒破裂和泄露最开始出现在1980年代 主要影响 CE 型电站: Westinghouse plants didnt use A-600 B&W plants used different design concept 在 美国敏感的核电站进行了修复(或者更换了稳压器),PRS-09-032-PCR/19,稳压器加热套管泄露,PRS-09-032-PCR/20,稳压器加热套管衬垫修复,PRS-09-032-PCR/
7、21,稳压器加热套管中墙修复,PRS-09-032-PCR/22,稳压器加热套管中墙修复次序,PRS-09-032-PCR/23,稳压器加热套管中墙修复工艺装备,PRS-09-032-PCR/24,结论: 稳压器套管泄露,加热套管是最早发现PWSCC 的地方(除了SG 管线) 由于高的稳压器工作温度 其他事件有先兆 仅仅影响了一小部分美国核电站 (CE type Plants) 敏感的核电站中的稳压器被修复和替换,PRS-09-032-PCR/25,RPV 顶部(CRDM) 穿透破裂 部分熔透焊件,PRS-09-032-PCR/26,问题概述,破裂出现在600合金CRDM 熔透部分，与82/1
8、82合金部分熔透焊件有关 裂纹大部分是沿轴向开始的, 在RPV顶部通过一些小的硼酸沉淀物检测到泄露 在一些例子中, 环向开裂通过无损检测被发现（NDE）, 加剧了人们对潜在的喷嘴泄露的担忧 在某个核电站, 由于多次中断运行，硼酸残留在顶部, 导致顶部严重的腐蚀问题 (也是一个严重的),PRS-09-032-PCR/27,典型的 RPV 顶盖喷嘴破裂以及相关的微小泄露,PRS-09-032-PCR/28,RPV顶部严重的腐蚀 发生在一个核电站(2002年4月),PRS-09-032-PCR/29,PWSCC的温度敏感性,PRS-09-032-PCR/30,顶部温度变化性,不同的核电站顶部的工作温
9、度有很大的变化 Addressed via “Effective Degradation Years” (EDYs),EDYs调整了特定核电站RPV顶部的工作时间，基于全功运转年 (EFPYs)的工作时间，全功运转年以顶部标准温度600F为基准,PRS-09-032-PCR/31,EDYs 对比RPV顶部检测结果 （美国 PWRs）,PRS-09-032-PCR/32,RPV顶部破裂的修复和改正措施,长期的修复措施是替换RPV顶盖 CRD 顶盖和附加的焊接件使用PWSCC抗性材料制成 (Alloy 690 和其焊接金属Alloy 52/152) 几乎 1/3 的 U.S. PWRs 更换了 R
10、PV顶盖 一些核电站采取了临时的措施直到获得新的顶盖 替换喷嘴焊接件 缺陷埋置 降低温度,PRS-09-032-PCR/33,RPV顶部临时修复,焊接件替换,缺陷埋置,PRS-09-032-PCR/34,结论：RPV顶部渗透型开裂,到2009年6月, 基本上所有的RPV 顶盖都换上了PWSCC抗性材料 所有的RPV顶部都通过严格的检测程序监控: ASME Section XI Code Case N-729 -Alternative Examination Requirements for PWR Closure Heads With Nozzles Having Pressure-Retai
11、ning Partial-Penetration Welds,PRS-09-032-PCR/35,总结,PRS-09-032-PCR/36,总体结论,核电站喷嘴的设计和制造符合 ASME Section III Code规范 早期在喷嘴和熔透异种焊接件上决定使用镍基合金 (大约1970) 这个决定被认为是错误的，原因是其对PWSCC敏感 早期的ASME Section XI Inservice Inspection规范处理这类问题是不充足的,PRS-09-032-PCR/37,总体结论,从2000年后, 美国核工业实施了广泛的严格程序以解决这个问题，包括: 研究与开发 安全检查 修复和改正 修订 ASME Code Rules (Code Cases N-729 and N-770) 关于新一代核电站的设计和制造，我们可以从经验教训中获取很多学习的机会,PRS-09-032-PCR/38,