羅 垚, 但體純, 施慧烈, 汪 瀟

(1.中核武漢核電運行技術(shù)股份有限公司, 武漢 430223；2.核動力運行研究所, 武漢 430074)

蒸汽發(fā)生器傳熱管是反應(yīng)堆一、二回路的邊界，其性能的優(yōu)劣對反應(yīng)堆安全運行具有重要意義。為提高蒸汽發(fā)生器的導(dǎo)熱性能，其傳熱管壁一般較薄，是整個一回路壓力邊界中最薄弱的部分[1-3]。傳熱管失效破裂可能導(dǎo)致放射性物質(zhì)泄漏，因此傳熱管的選材至關(guān)重要。目前，壓水堆核電站自然循環(huán)式蒸汽發(fā)生器傳熱管材料普遍選用690TT合金。

690TT合金傳熱管經(jīng)軋制成直管后，其為時效熱處理(TT)態(tài)，需要冷彎成U形管，彎管過程會導(dǎo)致彎管區(qū)外側(cè)壁厚減薄；另外，由于彎管過程中傳熱管各部位的塑性變形不均勻，因此彎管后傳熱管上會有殘余應(yīng)力，尤其是小彎曲半徑U形管(R≤10d，R為U形管半徑，d為傳熱管外徑)，其變形更大，殘余應(yīng)力也更大，彎管區(qū)的殘余應(yīng)力會增加傳熱管的應(yīng)力腐蝕開裂(SCC)傾向；此外，小彎曲半徑U形管的消應(yīng)力熱處理工藝可能使彎管區(qū)的顯微組織發(fā)生變化[4]。因此，690TT合金U形管的彎管及消應(yīng)力熱處理易使傳熱管彎管區(qū)在運行期間發(fā)生腐蝕失效。蒸汽發(fā)生器傳熱管在運行期間的檢查結(jié)果也表明：某些小彎曲半徑U形管彎管區(qū)存在缺陷[5]。為此，國產(chǎn)690TT合金U形管彎管區(qū)的性能測定對傳熱管的設(shè)計、工程應(yīng)用以及反應(yīng)堆的安全運行都具有重要意義。筆者對國產(chǎn)蒸汽發(fā)生器690TT合金U形管彎管區(qū)進行壁厚測量、金相檢驗、晶間腐蝕、應(yīng)力腐蝕、殘余應(yīng)力測試等試驗，并與直管區(qū)的性能進行對比。

1 試驗材料與方法

1.1 試驗材料

試驗采用國產(chǎn)690TT合金U形管，其化學(xué)成分如表1所示。試樣狀態(tài)為時效熱處理態(tài)彎管區(qū)、消應(yīng)力熱處理態(tài)彎管區(qū)，R1型彎管半徑為60 mm，R2型彎管半徑為70 mm。時效熱處理為在真空狀態(tài)下加熱至(725±10) ℃，保溫10 h。除保溫時間至少為2 h外，消應(yīng)力熱處理的其他要求與時效熱處理的要求相同。

表1 國產(chǎn)690TT合金U形管的化學(xué)成分 %

1.2 試驗方法

采用超聲測厚儀測量彎管區(qū)外側(cè)的壁厚。按照ASTM E112—2013 《測定平均晶粒度的標準試驗方法》和ASTM E45—2018StandardTestMethodsforDeterminingtheInclusionContentofSteel對試樣進行金相檢驗。按照ASTM A262—2015 《檢測奧氏體不銹鋼晶間腐蝕敏感度的標準規(guī)程》中的C法對試樣進行晶間腐蝕試驗。按照GB/T 17898—1999 《不銹鋼在沸騰氯化鎂溶液中應(yīng)力腐蝕試驗方法》對試樣進行應(yīng)力腐蝕試驗，試驗時間為90 d。殘余應(yīng)力測定按照GB/T 7704—2017 《無損檢測 X射線應(yīng)力測定方法》要求執(zhí)行，采用X射線衍射(XRD)法檢測[6-7]。

2 試驗結(jié)果與分析

2.1 壁厚測量

對R1,R2型U形管的時效熱處理態(tài)彎管區(qū)、消應(yīng)力熱處理態(tài)彎管區(qū)的外側(cè)進行了壁厚測量，測點分別為彎管區(qū)的0°，45°，90°，135°，180°方向，壁厚減薄量的測量結(jié)果如表2所示。由表2可知：彎管后傳熱管彎管區(qū)的壁厚減薄量較小，約為3.5%～7.8%，經(jīng)消應(yīng)力熱處理后，彎管區(qū)的壁厚減薄量幾乎無變化?？紤]到彎管半徑已經(jīng)相當小，說明國產(chǎn)690TT合金U形管的彎管工藝可以有效控制彎管區(qū)的壁厚減薄量，并使其保持在較低水平。

表2 R1，R2型U形管壁厚減薄量的測量結(jié)果 %

2.2 金相檢驗

690TT合金U形管彎管后,需對小彎曲半徑U形管進行消應(yīng)力熱處理，熱處理可能使材料的顯微組織發(fā)生變化[8]。對R1，R2型U形管時效熱處理態(tài)和消應(yīng)力熱處理態(tài)彎管區(qū)的中心處(90°)以及直管區(qū)取樣進行金相檢驗，結(jié)果如表3，4和圖1，2所示。由表3可知：R1，R2型U型管的彎管區(qū)和直管區(qū)非金屬夾雜物含量均較低，消應(yīng)力熱處理前后非金屬夾雜物含量變化較小。由表4可知：R1，R2型U型管的彎管區(qū)和直管區(qū)晶粒度大小相當，消應(yīng)力熱處理前后晶粒度幾乎無變化。由圖1，2可知：消應(yīng)力熱處理前后，U形管同一區(qū)域(彎管區(qū)和直管區(qū))所取試樣的顯微組織、晶粒大小無明顯差別。說明彎管及消應(yīng)力熱處理未改變690TT合金傳熱管的顯微組織。

圖1 R1型U形管彎管區(qū)中心處及直管區(qū)顯微組織形貌

表3 R1,R2型U形管消應(yīng)力前后非金屬夾雜物檢驗結(jié)果 級

表4 R1，R2型U形管消應(yīng)力前后晶粒度檢驗結(jié)果 級

2.3 晶間腐蝕試驗

彎管消應(yīng)力熱處理溫度與時效熱處理溫度相同，消應(yīng)力熱處理可能導(dǎo)致690TT合金碳化物的重新分布，使材料的耐晶間腐蝕性能發(fā)生改變[9]。因此，對時效熱處理態(tài)和消應(yīng)力熱處理態(tài)U形管的彎曲區(qū)的中心區(qū)域(90°)以及直管區(qū)取樣進行晶間腐蝕試驗。試驗按照標準ASTM 262-2015中的C法執(zhí)行，試驗時間為240 h，每48 h對試樣進行稱重，并計算腐蝕速率，試驗結(jié)果如表5所示。由表5可知：消應(yīng)力前后U形管各部位的晶間腐蝕速率無明顯變化，彎管區(qū)和直管區(qū)的晶間腐蝕速率相當，平均晶間腐蝕速率均滿足壓水堆核電站對蒸汽發(fā)生器690TT合金傳熱管的晶間腐蝕速率要求(≤20 mg/dm2·d)。因此，國產(chǎn)690TT合金傳熱管的彎管及消應(yīng)力熱處理有效保障了傳熱管彎管區(qū)的耐晶間腐蝕性能，且彎管區(qū)和直管區(qū)的耐晶間腐蝕性能相當。

圖2 R2型U形管彎管區(qū)中心處及直管區(qū)顯微組織形貌

表5 R1，R2型U形管消應(yīng)力前后腐蝕速率 mg/dm2·d

2.4 應(yīng)力腐蝕試驗

690TT合金U形管彎管后彎管區(qū)會有殘余應(yīng)力，尤其是小彎曲半徑的U形管，殘余應(yīng)力更大，使其彎管區(qū)的應(yīng)力腐蝕傾向增大。對時效熱處理態(tài)和消應(yīng)力熱處理態(tài)U形管的彎曲區(qū)的中心處(90°)以及直管區(qū)取樣，按照GB/T 17898—1999標準要求，試驗溫度為(143±1) ℃，腐蝕溶液為42%(質(zhì)量分數(shù))的沸騰氯化鎂溶液，試驗時間為90 d，每7 d取樣觀察一次，并更換腐蝕溶液。腐蝕后的試樣宏觀形貌如圖3所示，由圖3可以看出：試樣未發(fā)現(xiàn)應(yīng)力腐蝕宏觀裂紋，說明經(jīng)彎管和消應(yīng)力熱處理后，690TT合金U形管彎管區(qū)無明顯應(yīng)力腐蝕傾向。

圖3 腐蝕后試樣宏觀形貌

2.5 殘余應(yīng)力測試

為確定U形管消應(yīng)力前后的殘余應(yīng)力分布情況，對U形管彎管區(qū)在消應(yīng)力前后分別取樣，依據(jù)標準GB/T 7704—2017 ，采用XRD法測試B，C，D，E，F(xiàn)5個截面處和直管區(qū)距起彎點(B)約100 mm的A點截面處的殘余應(yīng)力，每個截面檢測1，2，3，4點處的殘余應(yīng)力，1，3點為彎管兩側(cè)外圓面，2，4點分別為外凸和內(nèi)凹外圓面(見圖4)。

圖4 U形管殘余應(yīng)力測試位置示意

R1，R2型U形管殘余應(yīng)力測試結(jié)果如圖5，6所示，由圖5，6可知：彎管及消應(yīng)力熱處理后，U形管彎管區(qū)(B，C，D，E，F(xiàn)處)的表面殘余應(yīng)力絕對值均大于直管區(qū)(A處)；消應(yīng)力熱處理后，彎管區(qū)殘余應(yīng)力絕對值呈下降趨勢，消應(yīng)力熱處理工藝效果良好。彎管后，傳熱管彎管區(qū)內(nèi)圈、兩側(cè)外圓面的軸向及環(huán)向表面殘余應(yīng)力均為拉應(yīng)力，拉應(yīng)力是誘導(dǎo)傳熱管發(fā)生應(yīng)力腐蝕的因素之一，其中傳熱管彎管區(qū)內(nèi)側(cè)的軸向及環(huán)向表面殘余應(yīng)力最大；消應(yīng)力后，彎管區(qū)內(nèi)圈、兩側(cè)外圓面的軸向及環(huán)向表面殘余應(yīng)力變小，但仍為拉應(yīng)力，且彎管區(qū)內(nèi)側(cè)表面殘余應(yīng)力仍為最大，說明彎管區(qū)內(nèi)側(cè)更易發(fā)生應(yīng)力腐蝕。彎管后，傳熱管彎管區(qū)外圈的軸向及環(huán)向表面殘余應(yīng)力均為壓應(yīng)力，減小了傳熱管發(fā)生應(yīng)力腐蝕的風險；消應(yīng)力后，彎管區(qū)軸向及環(huán)向表面殘余應(yīng)力仍均為負值，但應(yīng)力變小，且分布更為均勻。RCC-M-2000 《壓水堆核島機械設(shè)備設(shè)計和建造規(guī)則》中的MC1362章節(jié)規(guī)定，引起奧氏體不銹鋼管材發(fā)生應(yīng)力腐蝕的殘余應(yīng)力為大于150 MPa[10]。經(jīng)消應(yīng)力熱處理后，傳熱管彎管區(qū)的殘余應(yīng)力均小于150 MPa，且690TT合金的耐腐蝕性能優(yōu)于奧氏體不銹鋼，說明國產(chǎn)690TT合金U形管的彎管及消應(yīng)力熱處理工藝有效降低了殘余應(yīng)力絕對值，減小了彎管區(qū)發(fā)生應(yīng)力腐蝕失效的風險。

圖5 R1型U形管殘余應(yīng)力測試結(jié)果

圖6 R2型U形管殘余應(yīng)力測試結(jié)果

3 結(jié)論

(1) 對彎管半徑為60 mm和70 mm的國產(chǎn)蒸汽發(fā)生器690TT合金U形管彎管區(qū)進行了一系列性能測定，發(fā)現(xiàn)國產(chǎn)690TT合金U形管的彎管及消應(yīng)力熱處理工藝可以保障彎管區(qū)的各項性能滿足使用要求。

(2) 彎管后， 690TT合金U形管彎管區(qū)外側(cè)壁厚減薄量較小，約為3.5%～7.8%；消應(yīng)力熱處理后，彎管區(qū)的壁厚減薄量幾乎無變化。

(3) 彎管消應(yīng)力后，690TT合金U形管的彎管區(qū)和直管區(qū)顯微組織基本相同，晶粒度均為6～7級，消應(yīng)力熱處理前后晶粒度幾乎無變化。消應(yīng)力熱處理前后傳熱管的晶間腐蝕速率也無明顯變化，彎管區(qū)和直管區(qū)的晶間腐蝕速率均滿足壓水堆核電站對蒸汽發(fā)生器690TT合金傳熱管的晶間腐蝕速率要求。

(4) 彎管后，彎管區(qū)內(nèi)側(cè)表面殘余應(yīng)力為拉應(yīng)力，外側(cè)表面殘余應(yīng)力為壓應(yīng)力；消應(yīng)力后，彎管區(qū)殘余應(yīng)力絕對值減小，應(yīng)力腐蝕傾向較小。其中，彎管區(qū)內(nèi)側(cè)的拉應(yīng)力最大，說明彎管區(qū)內(nèi)側(cè)更易發(fā)生應(yīng)力腐蝕。