【12】轻水堆核电站奥氏体不锈钢铸件的热老化及其老化管理

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第26卷 第6期(增刊) 2 0 0 5 年12月

文章编号：0258-0926(2005)06(S1)-0093-04

核 动 力 工 程

Nuclear Power Engineering

Vol. 26. No. 6(S1) Dec. 2 0 0 5

轻水堆核电站奥氏体不锈钢铸件的

热老化及其老化管理

（1. 大亚湾核电运营管理有限责任公司，广东深圳，518124；2. 苏州热工研究院，江苏苏州，215004）

刘 鹏1，薛 飞2，戴忠华1，陈世均1，

朱文彬1，汪小龙2，遆文新2

摘要：在轻水堆核电站中，奥氏体不锈钢铸件(CASS)在运行温度下长期工作将面临热老化问题。本文对热老化的机理进行了描述，并针对核电站的热老化问题，给出了老化管理工作的主要步骤，即部件敏感性甄别、老化状态评估和ISI大纲更新；结合CASS热老化的老化管理实践，对我国核电站的热老化管理工作提出了建议。

关键词：奥氏体不锈钢铸件；热老化；老化管理；评估 中图分类号：TL36 文献标识码：A

1 引 言

奥氏体不锈钢铸件(CASS)是轻水堆的常用材料。在反应堆运行温度下长期服役，CASS的断裂韧性将随服役时间的延长而下降，这种现象称为热老化。

热老化导致材料的临界裂纹尺寸减小，韧脆转变温度上升，增大了脆性断裂的概率。若材料的断裂韧性降低到非常低的水平，同时部件有较明显的缺陷(铸造缺陷或运行中产生的缺陷，如裂纹)，则奥氏体不锈钢部件的结构完整性将受到威胁。

2 CASS热老化机理

不锈钢铸件在经历焊后热处理或退火慢冷却过程后，易产生沿晶应力腐蚀裂纹(IGSCC)。实践表明，铁素体(主要指δ铁素体，以区别于低温形成的α铁素体)含量高的CASS比铁素体含量低的CASS更能够抵抗IGSCC。为了避免应力腐蚀，轻水堆环境中的CASS必须保证铁素体含量高于一定水平。但是，过高的铁素体含量又将带来热老化问题。

CASS热老化现象最突出的情况出现在环境

收稿日期：2005-08-24；修回日期：2005-09-19

温度为475℃时(比轻水堆的主冷却剂管线的运行温度高很多)，此时，由于奥氏体-铁素体相界大量C、N化合物沉淀相的析出，导致材料断裂韧性的严重下降。这种现象也称作475℃脆化。但是，在轻水堆运行温度下长期服役的CASS也会发生热老化。低温热老化导致的铸造不锈钢韧性下降的原因有：①铁素体中出现富含Cr的α初始相、富含Ni和Si的G相；②高N钢的奥氏体-铁素体相的交界处析出C化物或N化物。

α初始相是通过Spinodal分解过程形成的，生成了两种晶格结构相同但组分和性质不同的相(即富Feα相和富Crα相)。这种相分离的过程发生在铁素体区域中几纳米量级的极小尺度范围，必须使用原子探针才能检测到α初始相的存在。另外，在运行温度下经过数年的老化，α相也可通过形核和长大的过程出现。这两种α相形成过程可能单独存在，也可能同时存在，其取决于铁素体的化学组成(主要是Cr的含量)。

部件材料的这种相变，直接导致了铁素体的脆化，从而导致材料断裂韧性的下降。同时，在高温下长期运行，材料还会形成富Ni和富Si的G相。铁素体中的G相通过形核并长大的过程出

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现，C和Mo越多，G相形成的速度越快。G相

对热老化脆性的产生虽无直接影响，但是，G相可能对铸造不锈钢的脆化程度有着间接的影响。

CASS的热老化脆化主要由铁素体相引起，所以铁素体的数量和形态决定了铸造不锈钢的热老化程度。由图1[1]可以看出，CASS组织特征为奥氏体基体上分布着岛状的铁素体。若铁素体含量增至一定值，将会在组织中连通，因此可能在铸件壁厚方向形成贯穿的铁素体脆化路径。

定。对于Mo含量低(重量百分比≤0.5%)的钢，只有静态铸造且铁素体含量＞20%时才会对热老化敏感；静态铸造、铁素体含量≤20%的低Mo钢以及离心铸造的低Mo钢对热老化不敏感。对于高Mo含量(2.0％～3.0％)的钢，静态铸造且铁素体含量＞14%、离心铸造且铁素体含量＞20%时，对热老化敏感；静态铸造的铁素体含量≤14%以及离心铸造的铁素体含量≤20%的高Mo钢对热老化不敏感。NRC对CASS部件热老化敏感性的分析判断如图2所示。

a CF-8级不锈钢(铁素体含量16%)

图2 NRC对CASS部件热老化敏感性分析过程

Fig. 2 Analysis Process of Sensitivity for

CASS Components by NRC

b CF-8M级不锈钢(铁素体含量28%)

图1 离心铸造奥氏体-铁素体不锈钢典型微观

组织(奥氏体基体上分布着岛状的铁素体)

Fig. 1 Typical Microstructures of Centrifugally Cast

Austenitic-Ferritic Stainless Steels, with Islands of Ferrite in an Austenite Matrix

控制CASS中铁素体-奥氏体平衡的主要因素是化学成分。Cr、Si、Mo、Nb等是促进铁素体形成的元素，而Ni、C、Mn、N等则是促进奥氏体形成的元素。因此，目前也有利用元素的化学成份计算Cr当量(Creq)，然后根据Creq来间接判断CASS热老化敏感性的方法。例如，法国电力公司(EDF)给出了Creq计算公式[式(1)]。 Creq =Cr%+Si%+Mo% (1)

式中，元素含量为重量百分比。

据此给出了热老化敏感性的判据：当Creq>23.5%时，部件是热老化敏感性的；当Creq≤23.5%时，部件对热老化不敏感。

铁素体含量的确定有两种方法，一种由部件材料的化学成份根据经验公式进行推算，另一种则为直接测量法。

目前，根据元素含量来计算当量铁素体含量的经验公式较多，例如Schaeffle方法、国际原子能机构(IAEA)和NRC推荐的HULL当量公式等。这些方法都是构造经验公式，通过计算当量Cr

铸造不锈钢热老化后机械性能发生变化，表现为抗拉强度和屈服强度提高、而拉伸塑性下降，抗拉强度增加远比屈服强度增加要快；而且使得铸造不锈钢的断裂韧性下降、铸造不锈钢的韧脆转变温度上升。

3 奥氏体不锈钢热老化管理方法及步骤

3.1 敏感性甄别

根据美国核管会(NRC)GALL(Generic Aging Lessons Learned)中提出的准则，CASS热老化敏感性由铸造方式、Mo含量以及铁素体含量来确

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元素含量和当量Ni元素含量来计算铁素体含量的。

CASS中铁素体的大小、分布和形态取决于铸造过程的凝固状态。因此，根据化学成份计算得到的当量铁素体含量未必能反映CASS的实际情况。为了能够准确进行评估，可以实际测量有代表性区域的铁素体含量。

3.2 铸造不锈钢部件热老化评估的准则

铸造不锈钢部件热老化评估的准则可参考ASME BPV Section XI卷关于埋弧焊奥氏体不锈钢焊缝的缺陷验收标准，对双相不锈钢进行验收。 3.3 更新ISI大纲

根据部件的评估结果，对当前ISI中有关该部件执行的检验方法、检验频度进行更新。并根据执行新大纲得到的部件检验结果对部件进行重新评估，完成热老化的管理循环。

XI要求的检验，进行内部目视检查。同时，有关CASS热老化状态评估的研究目前正在进行中。

表1 主冷却剂回路CASS部件的热老化敏感性分析Table 1 Analysis of Thermal Aging Sensitivity for

CASS Component of Primary Loop

部 件％冷段直管 热段直段 过渡段直段 热段50°弯头 过渡段40°弯头主泵泵壳 冷段28°弯头 隔离阀阀体

20.1820.3120.4020.4120.2120.1219.9720.19

Mo/%%eq/％/% 19.5 18 19 18 18 20 17 18

①

注：①符号Fer为铁素体

4 针对CASS热老化的老化管理实践

在国外， 20世纪70年代以后设计的核电站，在设计阶段就会考虑热老化的问题。为了研究材料热老化之后的性能状况，在模拟部件及更换下来的实际部件上进行了大量的试验研究，积累了大量的试验数据，本文提到的一些评估经验公式正是这些试验研究的结果。现在，法国已经对核电站所有在役检查结果进行了详细评估，并且根据评估结果对一些核电站主管道的弯头进行了更换。

在我国，核电站的热老化管理问题已经引起了足够的关注，一些电站启动了相关的老化管理研究项目。笔者根据上述的甄别评估准则，对大亚湾和岭澳压水堆核电站的CASS进行了热老化敏感性甄别工作。结果表明，在所研究的范围内未发现有铁素体含量(或等效Cr含量)超出限值的部件存在，但发现3个铁素体含量达到临界限值(20％)的主泵泵壳。表1给出了该电站某主回路中主要CASS部件的铁素体含量和Creq含量计算结果。图3是某一离心铸造奥氏体不锈钢直管组织照片，其铁素体含量为19.5%。

根据计算结果对照甄别标准，笔者向电站提出了建议，即在选择主泵解体检验时，优先考虑这些泵壳铁素体含量已达到热老化敏感临界限值(20%)的主泵，并在解体主泵时安排符合ASME

图3 主回路管道离心铸造奥氏体不锈钢微观组织 Fig. 3 Microstructures of Centrifugally Cast

Stainless Steel of Primary Piping

5 建 议

我国现在已经有5个核电站，其中主要是压水堆核电站。尽管国际上自20世纪70年代末就已经开始关注CASS的热老化问题，并在其后的设计中已经考虑到热老化的问题。但是，在部件甄别时仍然发现了铁素体含量达到临界限值的铸件。

CASS在运行温度下发生热老化，材料的断裂韧性随着运行时间不断下降，是一个不可逆转的过程。3.1节中，在进行敏感性甄别时提到的不敏感，实际上只是在该水平的铁素体含量下，在部件的设计寿期内这些铸件出现脆断的可能性很小。因此，从安全的角度出发，核电站应该尽快建立起电站CASS数据库并进行敏感性甄别，并在此基础上进行后续的评估工作，以了解电站CASS的实际热老化状况。同时，这也是电站延寿时必须考虑和解决的问题。

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另外，我国计划在2020年之前核电装机容

量达到40GW，开展热老化的研究对核电站设备自主设计和制造将起到指导作用。同时，对热老化问题的透彻认识对核电设备的引进也有积极的意义。

6 结 论

(1)轻水堆核电站CASS存在热老化问题，热老化使CASS的断裂韧性下降，同时韧脆转变温度上升。

(2)CASS的热老化主要是由其中的铁素体相引起，铁素体的数量和形态决定了铸造不锈钢的

热老化程度。

(3)核电站CASS的热老化管理工作主要包括部件敏感性甄别、老化状态评估和在役检查大纲更新等。

(4)当前，我国核电站CASS热老化管理活动已经启动，但尚需进一步深入。

参考文献：

[1] International Atomic Energy Agency. Assessment and

Management of Aging of Major Nuclear Power Plant Components Important to Safety: Primary piping of PWRs[R]. IAEA-TECDOC-1361，2003.

Thermal Aging and Aging Management of Cast Stainless

Steel in LWR Nuclear Power Station

LIU Peng1，XUE Fei2，DAI Zhong-hua，CHEN Shi-jun，ZHU Wen-bin，

1

1

1

WANG Xiao-long2，TI Wen-xin2

（1. Daya Bay Nuclear Power Operation and Management Co. Ltd.，Shenzhen，Guangdong，518124，China；

2. Suzhou Thermal Research Institute，Suzhou，Jiangsu，215004，China）

Abstract：Austenitic Stainless Steel Castings in LWR nuclear power plants are susceptible to thermal aging at operating temperature. This article describes the mechanism of thermal aging for CASS compo-nents. It gives a general procedure for thermal aging management in nuclear power plants (three steps: susceptibility screening, assessment of degree of material embrittlement and ISI programme renew) on the basis of the aging management practices. Then it gives some advices about thermal aging management of nuclear power plants in China.

Key words：Cast austenitic stainless steel，Thermal aging, Aging management，Assessment

作者简介：

刘 鹏(1977—)，男，工程师。1999年毕业于大连理工大学。现从事核电站老化和寿命管理工作。

薛 飞(1975—)，男，高级工程师，副所长。 2001年毕业于西安工业学院金属材料及热处理专业，获硕士学位。主要从事电站金属部件寿命管理与失效分析研究。

戴忠华(1964—)，男，研究员级高级工程师。1990年毕业于清华大学反应堆工程和安全专业，获硕士学位。主要从事电站的技术管理工作。

(责任编辑：查刚菊)

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