三代核電堆內(nèi)構(gòu)件用304H奧氏體不銹鋼晶間腐蝕分析

沈潔，李延葆

(1.國核工程公司，上海　200233;2.上海第一機床廠有限公司，上海　201302)

三代核電堆內(nèi)構(gòu)件用304H奧氏體不銹鋼晶間腐蝕分析

沈潔1，李延葆2

(1.國核工程公司，上海200233;2.上海第一機床廠有限公司，上海201302)

介紹三代核電與二代加核電堆內(nèi)構(gòu)件所采用主體材料的區(qū)別，分析三代核電所采用的304H不銹鋼在實際制造過程中的抗晶間腐蝕性能，為304H不銹鋼在三代堆內(nèi)構(gòu)件中的合理使用提出建議。

三代核電;堆內(nèi)構(gòu)件;晶間腐蝕;304H不銹鋼

三代核電的堆內(nèi)構(gòu)件(Reactor Vessel Internals，RVI)作為核島主設(shè)備之一，是反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)為堆芯部件提供支承、對中和導(dǎo)向，引導(dǎo)冷卻劑流入和流出，為堆內(nèi)測量儀表提供導(dǎo)向和支承的結(jié)構(gòu)部件。它的主體材料采用300系列的304和304H奧氏體不銹鋼［1］。由于堆內(nèi)構(gòu)件在反應(yīng)堆整個服役期內(nèi)長期處于高溫、高壓的工作環(huán)境，同時經(jīng)受一回路冷卻劑的流動沖刷，該材料應(yīng)具有良好的力學(xué)性能和抗腐蝕性能。因此，分析奧氏體不銹鋼的抗腐蝕性能對堆內(nèi)構(gòu)件設(shè)備長期穩(wěn)定運行具有重要意義。

筆者從堆內(nèi)構(gòu)件適用材料規(guī)范出發(fā)，對三代及二代加堆內(nèi)構(gòu)件所采用的不銹鋼材料進行對比。對首次在三代核電中采用的304H不銹鋼，通過晶間腐蝕對比試驗，分析其在不同條件下的抗腐蝕性能，為304H不銹鋼在實際生產(chǎn)過程中制造和使用提供合理的建議。

1　核電用奧氏體不銹鋼材料

1.1三代核電和二代加核電用奧氏體不銹鋼區(qū)別

三代核電堆內(nèi)構(gòu)件原材料執(zhí)行ASME規(guī)范(1998版及2000補遺)，二代加執(zhí)行RCC-M規(guī)范(2000版及2002補遺)。三代及二代加核電站堆內(nèi)構(gòu)件中使用的不銹鋼材料見表1。三代堆內(nèi)構(gòu)件主要采用304，堆芯支承件由于考慮高溫下的高強度部分，關(guān)鍵部件采用304H奧氏體不銹鋼。二代加堆內(nèi)構(gòu)件主要采用Z2CN19-10+N2和Z3CN18-10+N2的超低碳奧氏體不銹鋼［2］。三代及二代加核電站堆內(nèi)構(gòu)件中使用的不銹鋼材料的化學(xué)成分和力學(xué)性能見表2和表3，其成分主要差異是C元素含量的不同。

表1　三代和二代加堆內(nèi)構(gòu)件主體材料

表2　化學(xué)成分對比%

表3　力學(xué)性能對比

1.2晶間腐蝕機理

一般對于“18-8型”不銹鋼，在450～850℃的溫度下加熱易產(chǎn)生晶間腐蝕的傾向，故該溫度區(qū)間被稱為敏化區(qū)間［3］。敏化的機理有兩個方面:一是材料在室溫下是奧氏體+鐵素體兩相區(qū)，固溶熱處理后的材料由于快速冷卻，將單一奧氏體的高溫平衡相保留下來，此時的材料耐腐蝕性能最好。如果材料在固溶熱處理后又經(jīng)過部分的冷熱加工，將導(dǎo)致材料向平衡相轉(zhuǎn)變，即產(chǎn)生部分鐵素體相而導(dǎo)致材料耐腐蝕性能下降;二是材料部分冷熱加工會使材料內(nèi)部殘余應(yīng)力增加，導(dǎo)致在固溶熱處理中均勻溶解到奧氏體中去的碳化物在微觀能量較高的區(qū)域，特別是晶界上析出，但凡碳化物(主要是碳化鉻)析出區(qū)域的近鄰區(qū)域必然造成貧鉻區(qū)，而碳化物的析出主要集中在晶界上，這也導(dǎo)致材料耐腐蝕性能下降。敏化的不銹鋼極易產(chǎn)生晶間腐蝕和晶間應(yīng)力腐蝕斷裂。

實踐表明:合適的固溶處理(足夠高的加熱溫度、充分的保溫時間和盡快的冷卻速度)、穩(wěn)定化處理、降低碳元素的含量等，都是降低晶間腐蝕敏感性和防止晶間腐蝕的有效措施。

304H不銹鋼相對較高的碳含量增加了敏化和后續(xù)應(yīng)力腐蝕斷裂的傾向，本文通過ASTM 262 E法試驗，評估304H不銹鋼的晶間腐蝕敏感性。

2　試驗方法及結(jié)果

2.1試驗介紹

本次研究的目的是確定在ASTM A262 E法的晶間腐蝕試驗下304H奧氏體不銹鋼產(chǎn)生晶間腐蝕的傾向，并為304H不銹鋼的使用提供指導(dǎo)意見。

試驗分為兩個部分:

試驗A，同種304H不銹鋼板材固溶態(tài)晶間腐蝕和敏化態(tài)晶間腐蝕結(jié)果對比。

試驗B，不同C含量304H板材敏化態(tài)晶間腐蝕試驗結(jié)果對比。

2.2試驗A過程

2.2.1試驗用材料試驗用SA-240 304H板材化學(xué)成分見表4。

表4　SA240 304H試板化學(xué)成分%

試驗采用兩個大小為3 mm×12 mm×50 mm的SA-240 304H試樣，其中試樣1同板材熱處理狀態(tài)一致，是固溶處理狀態(tài)，按照A262 E法進行晶間腐蝕試驗;試樣2取自板材上試樣1的臨位，隨后進行(675±5)℃保溫1 h的敏化處理，再按照A262 E法進行晶間腐蝕試驗。

2.2.2試驗結(jié)果

試樣1:固溶狀態(tài)下，按照A262 E法晶間腐蝕，結(jié)果合格，見圖1。

試樣2:固溶狀態(tài)下(675±5)℃保溫1 h敏化處理，并按照A262E法晶間腐蝕，結(jié)果不合格，見圖2。

2.3試驗B過程

2.3.1試驗用材料

本試驗采用3種不同C含量的SA-240 304H板材制備試樣，其化學(xué)成分見表5。

表5　SA240 304H試板化學(xué)成分%

試驗采用3個大小為3 mm×12 mm×50 mm的SA-240 304H試樣，上述3個試樣均在(675± 5)℃保溫1 h進行敏化處理。其中試樣3w(C)是0.059%;試樣4w(C)是0.055%，試樣5w(C)是0.043%，均符合SA-240 304H要求的0.04%～0.08%。

2.3.2試驗結(jié)果

上述3種試樣均在(675±5)℃保溫1 h進行敏化處理，并按照A262E法進行晶間腐蝕試驗，結(jié)果見圖3～圖5。

2.4試驗結(jié)果分析

經(jīng)過上述試驗結(jié)果可見:

(1)試驗A表明同種碳含量的304H不銹鋼，不經(jīng)過敏化的材料能夠通過晶間腐蝕試驗。

(2)試驗B表明3種不同碳含量的304H板材在敏化后均發(fā)生晶間腐蝕，從圖3～圖5看出隨著碳含量增加，晶間腐蝕傾向更嚴(yán)重。

3　二代加和三代核電標(biāo)準(zhǔn)或規(guī)范要求

三代核電技術(shù)執(zhí)行ASME規(guī)范(1998版及2000增補)，二代加核電技術(shù)執(zhí)行RCC-M規(guī)范(2000版及2000補遺)。ASME在不銹鋼晶間腐蝕上執(zhí)行ASTM A262和RG1.44標(biāo)準(zhǔn)，二代加則遵循RCC-M G2321、G2322的要求，見表6。

表6　標(biāo)準(zhǔn)或規(guī)范要求

上述要求均表明，對于304H不銹鋼，不需要進行敏化后的晶間腐蝕試驗。

4　結(jié)語

依據(jù)上述試驗，對三代堆內(nèi)構(gòu)件中304H不銹鋼的使用提出以下建議:

(1)三代核電堆內(nèi)構(gòu)件所采用304H不銹鋼應(yīng)在原材料階段應(yīng)當(dāng)經(jīng)過充分的固溶熱處理。

(2)采用304H不銹鋼的部件應(yīng)當(dāng)在焊接過程中盡量避免通過奧氏體敏化溫度區(qū)間。

(3)三代核電堆內(nèi)構(gòu)件中所選用的304H不銹鋼，應(yīng)當(dāng)盡量在許可范圍內(nèi)降低其碳含量。

(4)充分固溶后的304H不銹鋼，能通過ASTM A262 E法的晶間腐蝕試驗的檢驗，但是一般無法通過敏化后的晶間腐蝕試驗。因此，對于在制造和使用過程中會長期經(jīng)歷敏化溫度區(qū)間的部件，304H不銹鋼是不適合的。

［1］戴佩琨.壓水堆核電站核島主設(shè)備材料和焊接［M］.上海:上海科學(xué)技術(shù)文獻出版社，2008.

［2］陳亮，唐茂，張明乾，等.AP1000堆內(nèi)構(gòu)件主體材料替代研究［J］.發(fā)電設(shè)備，2013，27(1):40-43.

［3］張述林，李敏嬌，王曉波，等.18-8奧氏體不銹鋼的晶間腐蝕［J］.中國腐蝕與防護學(xué)報，2007，27(2):124-128.

Analysis on Intergranular Corrosion of 304H Austenitic Stainless Steel for Gen-III Reactor Vessel Internals

Shen Jie1，Li Yanbao2
(1.State Nuclear Power Engineering Company，Shanghai 200233，China; 2.Shanghai No.1 Machine Tool Works Co.，Ltd.，Shanghai 201302，China)

An introduction is presented to the difference of main materials for the reactor vessel internals of Gen-II+and Gen-III，with focus on analyzing the property of 304H stainless steel against intergranular corrosion during actual manufacturing process for the Gen-III nuclear power station，thus presenting suggestions for rational application of 304H stainless steel in Gen-III reactor vessel internals.

Gen-IIInuclearpowerstation;reactorvesselinternal;intergranularcorrosion;304H stainless steel

TM623.7

A

1671-086X(2016)01-0040-03

2015-07-08

沈潔(1979—)，女，工程師，主要研究方向為核島主設(shè)備。

E-mail:shenjie@snepc.com.cn