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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 plants)顶部接管(all pl
2、ants),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,PRS-09-032-PCR/8,控制棒驱动机
3、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)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
4、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 Presentation,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
5、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
6、/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-600B&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/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
7、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82/182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
8、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
9、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 RPV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：RP
10、V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-Retaining 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,
