奧氏體不銹鋼和鎳基合金因具有較好的塑韌性、耐腐蝕性能和加工性能，在壓水堆核電站 （PWR） 核島主設(shè)備中得到大量的使用。但對應(yīng)力腐蝕開裂（SCC） 的敏感性，使得奧氏體不銹鋼和鎳基合金的 SCC 問題成為國際和國內(nèi)PWR 設(shè)備材料最顯著的降質(zhì)機理，裂紋在內(nèi)部迅速擴展導(dǎo)致部件的失效、冷卻劑的泄漏和機組的停機，并帶來檢查、維修和更換成本的增加。

    國際上， 發(fā)生了大量的沸水堆（BWR）和 PWR 設(shè)備材料 SCC 的失效案例，如法國 Burry-3 核電站最早發(fā)現(xiàn)的反應(yīng)堆壓力容器 （RPV） 頂部控制棒驅(qū)動機構(gòu) （CRDM） 貫穿件 SCC 泄漏；美國Davis-Besse 核電站因 RPV 頂蓋貫穿件處發(fā)生 SCC 導(dǎo)致硼酸泄露，腐蝕出一個大洞；美國 VC Summer 核電站一回路主管道異種金屬焊接接頭 SCC 導(dǎo)致大量硼酸泄漏。為此，世界核電業(yè)主、科研機構(gòu)和核安全監(jiān)管當(dāng)局等都進行了大量的實驗研究，分析了應(yīng)力腐蝕的各種機理、因素和規(guī)律， 發(fā)布了相應(yīng)的技術(shù)報告（如IAEANP-T-3.13） 和管理要求 （ 如美國NUREG 0313），并采取了各種有效的預(yù)防和緩解措施。

    應(yīng)力腐蝕是應(yīng)力和腐蝕協(xié)同作用下，材料發(fā)生裂紋萌生、擴展和開裂。其影響要素包括：敏感材料、拉伸應(yīng)力 （ 外加或殘余應(yīng)力 ）、可以為腐蝕反應(yīng)提供化學(xué)動力的環(huán)境。根據(jù)核電 SCC的機理和影響因素，主要類別有沿晶應(yīng)力腐蝕開裂 （IGSCC）、穿晶應(yīng)力腐蝕開裂 （TGSCC）、一回路水應(yīng)力腐蝕開裂 （PWSCC） 和輻照促進應(yīng)力腐蝕開裂（IASCC）。PWSCC 是指金屬材料在拉伸應(yīng)力 （ 包括外加載荷，熱應(yīng)力，冷加工、熱加工、焊接等所引起的殘余應(yīng)力等 ）和特定的腐蝕介質(zhì) （ 一回路水環(huán)境 ） 協(xié)同作用下，出現(xiàn)的低于其強度極限的脆性開裂現(xiàn)象。

    PWSCC 與單純由機械應(yīng)力造成的破壞不同，它在極低的應(yīng)力水平下也能產(chǎn)生破壞；與單純由腐蝕引起的破壞也不同，腐蝕性極弱的介質(zhì)也能引起 SCC，是危害性極大的應(yīng)力腐蝕破壞形式。

    國內(nèi)現(xiàn)狀

    SCC 是國內(nèi) PWR 設(shè)備部件材料失效的主要原因，在國內(nèi)核電廠安全分析報告審查過程中，“反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界材料”中所選材料與反應(yīng)堆冷卻劑的相容性，包括 SCC 的傾向和控制措施等是重點審查內(nèi)容。根據(jù)國內(nèi)PWR 機組已發(fā)生的 SCC 失效案例，已在包括 SCC 的機理、預(yù)防、檢測、緩解、維修和評價等方面開展了研究和應(yīng)用。

    SCC 失效分析

    根據(jù)統(tǒng)計，奧氏體不銹鋼管道和鎳基合金部件 SCC 導(dǎo)致的失效是國內(nèi) PWR 機組設(shè)備老化最突出的問題。幾乎國內(nèi)所有運行核電站都產(chǎn)生了 SCC 導(dǎo)致設(shè)備部件失效問題。

    國內(nèi) SCC 的預(yù)防與緩解手段

    SCC 的主要預(yù)防與緩解措施，應(yīng)從選材、應(yīng)力和環(huán)境三個影響因素出發(fā)，結(jié)合部件的材料、加工工藝和服役條件綜合考慮，目前國際上較成熟和廣泛應(yīng)用的手段如下表所示。

PWR機組SCC預(yù)防和緩解手段

    國內(nèi) PWR 機組針對 SCC 問題，包括潛在 SCC 失效風(fēng)險和已發(fā)生 SCC 失效的部件，主要采取了以下的措施：

    1、選材

    PWR 冷卻劑壓力邊界設(shè)備選用抗 SCC 性能較優(yōu)的合金材料，是 SCC 預(yù)防和緩解的基礎(chǔ)。比如，用 Inconel 690 合金和 Inconel 800 合金替代 Inconel 600 合金。早期PWR 主設(shè)備部件如 RPV 頂蓋及底部貫穿件和 J 型焊縫、穩(wěn)壓器貫穿件和 J 型焊縫、接管安全端和 SG 傳熱管的母材和焊接大量使用 Inconel 600 合金和相關(guān)焊接材料（82/182 合金 ）。而大量失效案例證明其在核電高溫高壓水中易發(fā)生 SCC，為此設(shè)計上改進采用了比 Inconel 600 合金更高抗 SCC 性能的 Inconel690 合金和相關(guān)焊接材料 （52/152 和 52M 合金 ）。國內(nèi)大亞灣和秦山一期 RPV 頂蓋貫穿件多次發(fā)生 SCC 導(dǎo)致的冷卻劑滲漏事件，為此業(yè)主在十年大修期間更換了 RPV 頂蓋，新貫穿件全部采用了抗 SCC 更強的 Inconel 690 合金和相應(yīng)焊材。

    2、應(yīng)力改善

    部件的外加應(yīng)力或殘余應(yīng)力是誘發(fā)SCC 失效關(guān)鍵要素之一。零部件加工、熱處理和焊接都易產(chǎn)生局部的高殘余應(yīng)力，因此需要在這些制造過程中采取措施控制部件的殘余應(yīng)力，以抑制 SCC 的發(fā)生。包括表面的機加工或打磨操作應(yīng)保證表面粗糙度等滿足技術(shù)規(guī)范的要求，消除機加工刀痕等 SCC 敏感源的存在；對于熱處理應(yīng)嚴格按照技術(shù)規(guī)范要求的流程和工藝參數(shù)實施，防止部件強度過高或產(chǎn)生內(nèi)表面硬化層；對于焊接應(yīng)控制焊接熱輸入量和優(yōu)化焊接工藝等減少焊接殘余應(yīng)力。改進焊接工藝可以有效降低 SCC 可能性，其中窄間隙焊接（NGW） 就是目前較成熟的一種方法。NGW 相對輸入熱量低，焊縫的收縮和母材變形小，可有效降低殘余應(yīng)力。目前，國內(nèi)核電主管道焊接已經(jīng)逐漸使用自動NGW。此外，還可以通過特殊的工藝設(shè)計，如表面噴丸工藝、機械應(yīng)力改善工藝 （MSIP） 等，改善部件表面應(yīng)力或形成壓應(yīng)力抑制 SCC 的發(fā)生。自 2008 年美國 Salem 核電廠為緩解 PWSCC 在 RPV接管安全端 82/182 合金焊縫上成功實施 MSIP 起，這些工藝已在美國 BWR 和PWR 中得到較多應(yīng)用實踐，而在國內(nèi)還處于實驗研究階段。

    3、環(huán)境改善

    通過改善部件材料的服役環(huán)境也可以控制 SCC 的發(fā)生和發(fā)展。應(yīng)嚴格控制機組運行期間冷卻劑氧含量等水化學(xué)指標，并通過設(shè)計改善材料的局部冷卻劑環(huán)境，避免由于死水區(qū)內(nèi)有害元素的濃縮導(dǎo)致的 SCC。國內(nèi) AP1000 機組 CRDMCanpoy 密封焊縫設(shè)計加強了此區(qū)域的內(nèi)部充水和排水能力，Canpoy 密封焊縫區(qū)域設(shè)有排氣孔，在 CRDM 充水時能使它容易得到充水，從而減少了 SCC 的風(fēng)險。此外，可以通過加強通風(fēng)等方式來降低部件服役溫度，從而降低 SCC 的敏感性。此外，AP1000 設(shè)計中將 Zn 以液態(tài)醋酸鋅的形式加入反應(yīng)堆一回路冷卻劑系統(tǒng)，在降低主系統(tǒng)的放射性劑量的同時還可以緩解 PWSCC，其主要原理是在材料的表面形成鉻氧化膜，以延緩 PWSCC 的萌生，實驗證明添加一定量的 Zn 可以使材料的腐蝕速率降低 3倍或更多。

    安全管理和建議

    國內(nèi) PWR 機組運行時間相對于世界核電 PWR BWR 機組來說還較短，但目前已經(jīng)出現(xiàn)上文所述的多起 SCC 引發(fā)的設(shè)備失效事件。隨著國內(nèi) PWR 機組運行時間延長，SCC 問題將不可避免地不斷出現(xiàn)，對于核電站機組的正常運行和反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界的完整性都將是嚴峻的挑戰(zhàn)。因此，有必要開展相關(guān)的技術(shù)研發(fā)、儲備和壽命管理等工作，以提高國內(nèi)核電站應(yīng)對 SCC 問題的行業(yè)水平，以加強設(shè)備部件的壽命管理。

    1、核電廠SCC壽命管理

    目前國內(nèi)運行核電廠均已編制了設(shè)備部件老化管理大綱，但缺少專門的應(yīng)力腐蝕老化管理大綱。有效的核電廠SCC 老化管理大綱，應(yīng)包括預(yù)防、緩解、監(jiān)測、檢查、維修和更換等要素，其實施可以幫助減少 SCC 問題對核電廠可用性和安全性的影響。對于國內(nèi) PWR 存在SCC 失效風(fēng)險的部位，如 CRDMΩ 奧氏體不銹鋼焊縫及相鄰母材、使用 Inconel600合金的貫穿件及相應(yīng)使用 82/182 合金焊材的管道和貫穿件焊縫、高溫服役下的奧氏體不銹鋼彎管區(qū)域等，建議編制并納入 SCC 老化管理大綱管理。

    2、無損檢測技術(shù)的驗證

    針對 SCC 導(dǎo)致設(shè)備部件失效問題，較有效的手段是早期的無損檢測 （UT 為主 ）。鑒于 SCC 的萌生和擴展模式，其裂紋的形態(tài)、走向和開口尺寸均對 UT的靈敏度提出了較高要求，有必要在 UT靈敏度和定量精確性方面進行相應(yīng)研究，包括尖端衍射法、相控陣檢測技術(shù)和真實應(yīng)力腐蝕裂紋模擬體考核等。

    3、緩解手段的開發(fā)和鑒定

    針 對 SCC 失 效 部 件， 國 內(nèi) 采 用OVERLAY 方式進行維修主要委托外國專業(yè)公司實施，有必要針對 OVERLAY 技術(shù)開展相應(yīng)的技術(shù)研發(fā)和鑒定，包括OVERLAY 焊道的布置、焊縫壽命評價和焊接工藝等關(guān)鍵技術(shù)要點。此外，還應(yīng)對 MSIP 等應(yīng)力改善工藝進行技術(shù)研發(fā)和儲備。

    4、經(jīng)驗反饋的實施

    針對應(yīng)力腐蝕問題，經(jīng)驗反饋是其中較重要的環(huán)節(jié)。應(yīng)及時將核電廠運行期間發(fā)生的設(shè)備材料應(yīng)力腐蝕失效案例反饋給相關(guān)的設(shè)計、制造和安裝等環(huán)節(jié)。

    如秦山二期主管道射線插塞及密封焊縫應(yīng)力腐蝕失效，反饋到安裝環(huán)節(jié)，應(yīng)根據(jù)安裝技術(shù)要求，注意插塞安裝的質(zhì)量以防止局部的螺紋損傷或產(chǎn)生較大的裝配應(yīng)力。只有加強經(jīng)驗反饋，才能有效利用失效案例，促使設(shè)計、制造和安裝等環(huán)節(jié)的改進和優(yōu)化，防止類似應(yīng)力腐蝕失效案例的重復(fù)發(fā)生。

(資料來源：知網(wǎng)）