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摘要：根据国外WWER机组上部组件发生应力腐蚀开裂（SCC）的经验反馈，本文结合田湾核电站上部组件的结构、材料、受力情况和运行环境，分析了田湾核电站上部组件发生应力腐蚀开裂的理论条件、影响因素和老化发生的可能部位，分析了田湾核电站现有的检查、监测等措施是否全面，并对其能否及时有效的管理上部组件潜在的老化效应提出建议。
关键词：上部组件；应力腐蚀开裂
1.引言
田湾核电站的上部组件主要由带接管的反应堆顶盖、控制棒驱动机构（CRDM）、接管法兰泄漏监测系统组成。上部组件的主要作用是：用来滞留反应堆顶盖区域可能形成的飞射物；密封反应堆的主密封面；建立一定的压力来防止燃料组件、保护管组件以及堆芯吊篮的上浮。本文以上部组件的应力腐蚀开裂（SCC）老化机理为例，从上部组件的结构参数、材料、运行环境、经验反馈等方面出发，对SCC机理进行深入的分析，以实施对该机理的全面管理。
2.上部组件SCC机理分析
2.1CRDM发生SCC的可能性和敏感位置分析
田湾核电站采用的是改进型的CRDM。改进型的CRDM与原设计型有很大的差别，改进型采用了两道密封结构（分别位于头部凸肩处和位置指示器处），同时耐压壳的结构尺寸也由原设计型的两段式内径尺寸改为三段式。CRDM内部一回路冷却剂在正常运行时流量较少，与一回路冷却剂相接触的材料为奥氏体不锈钢和高镍合金。
奥氏体不锈钢组织的金属晶胞为面心立方结构，在材料受到拉应力作用的条件下，该材料易产生滑移，且相比于体心立方结构，面心立方结构的滑移系统多。因此，在微观结构上，奥氏体组织不利于抵抗应力腐蚀开裂，即对应力腐蚀敏感。因此，对于稳定奥氏体组织有利的元素，包括碳、氮、锰、镍等元素，都会改善材料发生应力腐蚀的敏感性。如含碳量处于0.01%～0.06%范围内时，有发生应力腐蚀的可能性，超过此范围值，应力腐蚀敏感性将进一步增大；钛元素的加入，可对材料中的C起到稳定化作用。
通过分析以上材料的化学成分可知，田湾核电站CRDM选用的奥氏体不锈钢严格控制碳含量，添加了稳定化元素Ti，对预防SCC发生具有较好的保障，且材料的各项指标都处在有利于降低SCC敏感性的水平上。同时田湾电站已对一回路中的溶解氧、氯化物、氟化物、PH值进行了严格的控制，保证一回路水质在正常运行时处于良好的工作水平。因此，田湾核电站一回路的运行条件决定了CRDM的耐压壳中间管段、法兰等对SCC不敏感。
经过冷加工硬化后的耐压壳，其内表面存在残余的压应力，耐压壳的残余应力低于材料的屈服强度，因此，耐压壳的中间管段、法兰不具备发生SCC的应力因素。
耐压壳头部材料XH35BT-BД在WWER型反应堆中，在一定的条件下都具有IGSCC的倾向。与原ShEM-3型驱动机构相比，改进型CRDM的环型缝隙和转变区域存在一些差别：
1）环形缝隙在轴向的距离要更短，因而聚集的空气（氧）的量较低；
2）密封垫圈直接放置在转变区域处，一回路介质基本上接触不到“缺陷区域”；
3）从密封的布置设计上，转变区域处虽然处于应力集中区域，但只存在很低的拉伸应力。
因此，耐压壳头部密封区域发生SCC的可能性降低。
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根据以上分析，田湾核电站CRDM易发生SCC的部位包括：耐压壳头部密封区域、法兰密封面、CRDM中密封部件的螺栓和螺母、位置指示器等。
2.2反应堆顶盖发生SCC的可能性和敏感位置分析
顶盖贯穿件SCC的影响因素包括：贯穿件制造和安装、残余应力和运行环境。
1）贯穿件制造和安装
a）贯穿件制造采用的材料：田湾核电站贯穿件材料采用奥氏体不锈钢和碳钢制造。
b）机加工：机加工会引起受压的残余应力。
c）热处理：较高的热处理温度可以降低屈服强度和残余应力，同时较高的热处理温度可以改善材料抵抗SCC的微观结构。
2）残余应力
贯穿件与反应堆顶盖采用过盈配合，并与顶盖内壁采用多道奥氏体不锈钢焊材进行部分焊透连接。除了中心位置的贯穿件外，其他贯穿件焊缝不是轴对称的。当完成焊接冷却后，会对贯穿件下端产生拉扯，弯曲贯穿件，使焊缝横截面变成椭圆形。内表面最高的残余应力位于外围的贯穿件上，并且环向的焊接残余应力可达轴向应力的1.6倍。
3）运行环境
贯穿件的运行温度对SCC有一定的影响，其温度是由顶盖的冷却剂温度所决定的，顶盖贯穿件的温度受进口冷却剂旁通流量的影响，适当增加旁通流量可降低顶盖和贯穿件的温度，对延缓SCC是有益的。
根据以上分析，田湾核电站带接管的反应堆顶盖可能发生SCC的部位是堆内测量系统接管焊缝、排气接管与顶盖内表面堆焊层之间的焊缝、排气管与接管焊缝、排气管接管与法兰焊缝等。
3.国外WWER机组相关的经验反馈
1）2010年，保加利亚的Kozloduy核电站5、6号机组，在换料大修期间，发现CRDM耐压壳外侧存在硼酸结晶，经在役检查确认为穿透性缺陷。缺陷产生在耐压壳头部内侧变径区域。经过分析，发现其是IGSCC引起的，而Kozloduy核电站采用的是原设计型的CRDM。
2）俄罗斯的Kalinin核电站3号机组，在换料大修期间，发现CRDM耐压壳头部存在贯穿性缺陷。经分析，发现其是IGSCC引起的，而Kalinin核电站采用的是原设计型的CRDM。
4.现有管理措施对SCC的适用性分析
根据田湾核电站现有的管理文件，目前上部组件针对SCC机理的管理措施为在役检查大纲、一回路水化学控制。现有管理措施基本上能有效管理上部组件的SCC。建议需增加的在役检查措施是对耐压壳密封区域每4年进行目视检查和渗透检查。
5.结论
本文分析了田湾核电站上部组件的设计、制造、运行和国外同类型机组经验反馈对其各部位SCC的影响，结合电厂现有的管理大纲和程序，提出了控制和缓解SCC需增加的管理措施，确保上部组件在寿期内满足安全要求，从而保证电厂安全可靠的运行。
参考文献
[1]Assessment and Management of Ageing of Major Nuclear Power Plant Components Important to Safety：PWR Pressure Vessels（2007 Update）
[2]Regulatory Supervision of Ageing Management，Guideline1.26，Revision 2，HAEA，2007
[3]Methodology for the Management of Ageing of Nuclear Power Plant Components Important to Safety，IAEA Technical Report Series 338，1992
作者简介：高颖（1988—），江苏省连云港市连云区，电话：18961353460，邮箱：gaoying@jnpc.com.cn
论文作者:高颖
论文发表刊物:《建筑学研究前沿》2017年第25期
论文发表时间:2018/1/26
标签：应力论文; 核电站论文; 耐压论文; 顶盖论文; 组件论文; 奥氏体论文; 材料论文; 《建筑学研究前沿》2017年第25期论文;