压水堆蒸汽发生器热交换管的在役涡流检查绝缘接头

压水堆蒸汽发生器热交换管的在役涡流检查

压水堆蒸汽发生器热交换管的在役涡流检查 2012年03月10日 来源： 　　蒸汽发生器热交换管是压水堆一回路压力边界的重要组成部分，是防止放射性裂变产物外泄的主要屏障，因此热交换管对核安全的重要性仅次于反应堆压力容器、安全壳和一回路主管[1]。热交换管破裂后，一回路放射性冷却剂将进入二回路，发生冷却剂丧失事故。放射性裂变产物或者进入常规岛，或者通过安全阀排向大气，造成核污染。因此蒸汽发生器热交换管的检查极为重要。　　1 热交换管的材料　　早期热交换管材料选用奥氏体不锈钢，例如304不锈钢。由于抗应力腐蚀能力较差，欧美国家开发出镍基合金钢作为热交换管的材料。最早的镍基材料是Alloy600。后来发现Alloy600材料抗应力腐蚀的能力仍不理想，因此又开发出Alloy800和Alloy690材料。目前西欧、日本和美国的核电厂都使用镍基合金作热交换管材料，一部分老核电厂仍然使用Alloy600，一部分新核电厂已使用Alloy800和Alloy690。　　除了强度和韧性考虑外，热交换管选材有2个原则：　　（1）抗应力腐蚀；　　（2）抗材料流失，防止一回路活化产物过多。　　广东核电集团下属核电厂的蒸汽发生器热交换管均使用Alloy690，秦山一期使用Alloy800，田湾核电厂使用俄罗斯奥氏体不锈钢。　　2 热交换管的主要老化机理和发生部位[2]以及裂纹形态　　2.1一回路水环境应力腐蚀开裂（PWSCC）　　影响热交换管材料对PWSCC敏感性的因素有：材料微观特性，如合金成分、晶界碳化物；较高的环境应力或残余应力；腐蚀性环境，例如一回路水化学和温度。　　PWSCC主要发生在下列部位（对再循环蒸汽发生器而言）：管板的近胀管过渡区；U形弯管处，曲率半径越小，PWSCC可能性越大；管板、支撑板处管子发生凹陷的部位；热段区域管子PWSCC多，冷段区域PWSCC少。说明残余应力大，PWSCC可能性大；环境温度高（仅指PWR核电厂运行环境），PWSCC可能性大。　　PWSCC裂纹形态的特点是：U形弯管处裂纹主要是轴向；管板近胀管过渡区裂纹主要呈轴向，偶尔在2条轴向裂纹间存在短的环向裂纹，未发现孤立的环向裂纹；胀管区主要是环向裂纹；凹陷部位如果发现内壁裂纹，则裂纹往往是轴向。　　2.2管外壁应力腐蚀开裂（ODSCC）　　ODSCC主要形式为IGSCC（沿晶SCC）和IGA（晶间腐蚀）。多发生在管子和管板、支撑板的缝隙。但在管子自由段也发现了ODSCC。影响IGSCC的因素与PWSCC相同，其裂纹与最大主应力垂直。IGA是晶界材料的腐蚀，IGA的发生不需要很大的拉伸应力，但是较大的应力会促进IGA的发生及扩展。美国电力研究院（EPRI）认为，IGA是发生IGSCC的先兆，不断的IGA造成局部区域减薄，应力变大，个别IGA于是发展为IGSCC，因此热交换管外壁往往发现IGSCC/IGA伴生现象[3]。　　ODSCC取决于杂质在蒸汽发生器二次侧的浓缩程度。蒸汽发生器二次侧的杂质水平分布不均，相关因素有缝隙的几何特征，二回路冷凝器系统冷却水的类型（淡水、微咸水或海水），二回路材料（例如进入蒸汽发生器二次侧的水中是否含铜），冷凝器泄漏历史，水处理状况以及蒸汽发生器二次侧水化学。发生ODSCC的管子自由段上往往有明显的腐蚀结垢物。　　ODSCC裂纹形态的特征是：主要是轴向裂纹；在管板近胀管过渡区和凹陷区也发现少量裂纹，呈环向；轴向裂纹可以是单个，也可是多个，中间可能夹杂着少量IGA补丁区域；在IGA影响区域可能存在浅网状裂纹。　　ODSCC裂纹形态多样，涡流探伤的难易程度也不同。例如使用差分探头时，管板处的ODSCC最难探测到。但当ODSCC裂纹足够大（尚未达到临界尺寸）时，涡流探伤可以探测到，因此可以对管子采取修补措施。轴向ODSCC裂纹可用差分探头检测，而环向裂纹则需要使用点式探头检测。自由段的IGSCC和IGA极难探测到，普通的探头根本感觉不到任何信号，必须采用一种“绝对式”探头才能探测到，目前已发生了自由段ODSCC引起的管子破裂案例。

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