肖青山,趙傳禮,王儀美,陳銀強(qiáng),徐 柱
(1.中核武漢核電運行技術(shù)股份有限公司,湖北 武漢 430223;2.中核核電運行管理有限公司,浙江 海鹽 314300)
核級主管道部件是保障核反應(yīng)堆安全運行的關(guān)鍵設(shè)備,其廣泛使用的核級鑄造不銹鋼在高溫環(huán)境中的老化降質(zhì)現(xiàn)象十分普遍,是制約核設(shè)施服役壽期延續(xù)乃至安全運行的關(guān)鍵問題[1]。主管道不銹鋼熱老化后韌性下降到一定程度時存在突然脆斷的風(fēng)險,在運行應(yīng)力作用下可能會出現(xiàn)裂紋[1-2]。如果已出現(xiàn)裂紋或缺陷,檢修過程中能發(fā)現(xiàn)并可定量探測部件上的裂紋或缺陷尺寸,則可依據(jù)裂紋擴(kuò)展速率和機(jī)理對其進(jìn)行缺陷分析,確定可接受的服役期限[3],但如果沒有缺陷,部件的熱老化狀態(tài)難以檢測和評估。美國核管會(NRC)認(rèn)為,對于可能出現(xiàn)斷裂韌性顯著損失的熱老化敏感部件,不直接監(jiān)測由熱老化引起的斷裂韌性降低,其對部件完整性的影響可通過使用目視或體積檢測技術(shù),進(jìn)行間接管理以監(jiān)測部件中的裂紋,采用如加強(qiáng)型目視檢查(EVT-1)或超聲檢測(UT)等方法[4]。但對于管壁較厚的主管道彎頭部件,目前UT方法存在困難,且如果未產(chǎn)生裂紋,EVT-1或UT均不能確定主管道的熱老化狀態(tài)。美國阿貢國家實驗室于2016年發(fā)布了新的熱老化評估程序,針對高鉬含量的CF-8M材料,對熱老化敏感性篩選標(biāo)準(zhǔn)的鐵素體含量限值進(jìn)行了降低等內(nèi)容更新[1]。
針對核電廠金屬部件的熱老化檢測和評估問題,法國開發(fā)了熱電勢(TEP)和小角中子散射(SANS)技術(shù),用于定期檢測和評估主管道等部件的熱老化狀態(tài)[5-6]。法國電力集團(tuán)(EDF)對反應(yīng)堆壓力容器(RPV)和主管道材料熱老化脆化后的熱電勢性能與力學(xué)性能的關(guān)系進(jìn)行了研究和應(yīng)用,不銹鋼材料脆化后力學(xué)性能的變化伴隨著熱電勢的變化,可通過測量熱電勢來反映不銹鋼材料的力學(xué)性能[7]。不銹鋼熱老化后微觀結(jié)構(gòu)會發(fā)生變化[8],在基于現(xiàn)場數(shù)據(jù)及實驗數(shù)據(jù)檢測熱老化程度的研究方面,瑞士Structural Integrity Group通過測量核電站RPV材料輻照脆化后熱電勢性能的變化診斷材料的脆化[9]。美國電力協(xié)會(EPRI)近年來也開始針對鑄造不銹鋼熱老化問題進(jìn)行熱電勢無損檢測和評估技術(shù)的研發(fā)[10]。國內(nèi)薛飛等[11-12]對馬氏體不銹鋼熱老化進(jìn)行了熱電勢檢測研究,評估值和實測值符合良好;并采用顯微硬度法分析了核電站主管道材料Z3CN20-09M的熱老化趨勢。張長義等[13]采用掃描電子顯微鏡和電子背散射衍射等微觀分析方法對熱老化后17-4PH馬氏體不銹鋼閥桿材料的脆化行為和斷裂機(jī)制進(jìn)行了研究。張佩佩等[14]對閥桿熱老化樣品開展了小角中子散射實驗,結(jié)果顯示散射強(qiáng)度與材料的宏觀力學(xué)性能變化有明顯的關(guān)聯(lián)性。
將實驗室大量的老化研究數(shù)據(jù)和評估關(guān)系式應(yīng)用于核電主管道等部件的無損檢測和評估,可防止部件發(fā)生脆性破壞,為部件維修或更換提供依據(jù),滿足延壽時執(zhí)照更新申請的檢測要求。本文對核級CF-8M靜態(tài)鑄造不銹鋼主管道材料在400 ℃下長期熱老化試驗的樣品進(jìn)行熱電勢測量,研究不同熱老化時間后材料的力學(xué)性能(沖擊能)、熱電勢值與老化參數(shù)之間的關(guān)系,獲得熱老化影響因素歸一化后的參數(shù)值與力學(xué)性能、熱電勢值的關(guān)系式,為現(xiàn)場金屬部件的熱電勢檢測和熱老化評估提供試驗依據(jù)。
試驗材料為核級CF-8M靜態(tài)鑄造不銹鋼,取自國內(nèi)某核級主管道廠依據(jù)ASME標(biāo)準(zhǔn)(1983版)[15]生產(chǎn)和制造的模擬90°主管道彎頭試驗件,材料的化學(xué)組成(質(zhì)量分?jǐn)?shù))為:C,0.029%;Si,1.16%;P,0.024%;S,0.004%;Cr,18.36%;Ni,9.45%;Cu,0.042%;Co,0.018%;Mo,2.33%;N,0.075%;Fe,余量。鐵素體含量為11%。
為研究服役主管道的熱老化脆化行為,采用實驗室加速熱老化的方法使主管道試驗件材料快速達(dá)到等效服役運行狀態(tài)下的老化程度,選取高于服役溫度的400 ℃進(jìn)行加速熱老化試驗,熱老化試驗取樣的時間點設(shè)為0、100、1 000、5 000、8 000、10 000 h。
對1.2節(jié)所取樣品進(jìn)行加工,去除表面的氧化物并消除變形,加工出標(biāo)準(zhǔn)夏比V型缺口試樣,尺寸為55 mm×10 mm×10 mm,然后在Zwick/Roell RKP 450擺錘沖擊試驗機(jī)上進(jìn)行儀器化沖擊試驗。
當(dāng)試樣或部件的兩端存在溫度差ΔT時,由于溫度的不均勻性導(dǎo)致體系電子的不對稱性分布,在材料兩端產(chǎn)生一個電勢差ΔV,它與試樣兩端由于溫度差ΔT引起的電勢差ΔV之比為熱電勢(TEP),也叫賽貝克(Seebeck)系數(shù),該系數(shù)僅與材料性質(zhì)有關(guān),與幾何形狀無關(guān),其原理如圖1所示,賽貝克(Seebeck)系數(shù)(STEP)定義[16]為:
STEP=ΔV/ΔT
(1)
圖1 熱電勢原理(Seebeck效應(yīng))Fig.1 Thermoelectric power principle (Seebeck effect)
便攜式TEP測量儀的原理是利用2個冷、熱探頭直接接觸并測量金屬的熱電勢,先用熱端探頭進(jìn)行加熱,然后使冷端探頭處于加熱區(qū)域外。隨著2個探頭之間產(chǎn)生溫度差ΔT,在熱端、試樣(部件)和冷端組成的環(huán)路中由于Seebeck效應(yīng)產(chǎn)生了電壓差ΔV,該測量儀不僅可用于室溫環(huán)境下金屬試樣熱電勢的測量,還可用于核電站內(nèi)主管道等金屬部件的熱電勢測量。利用該測量儀對上述不同熱老化階段的主管道試樣進(jìn)行測量,測量過程中熱端探頭與試樣接觸時壓力保持在30 N左右,以減少接觸電阻的影響。熱端探頭與冷端探頭的溫差保持在15 ℃左右[17],熱端探頭在試樣上多個點進(jìn)行移動測量,每個測量點進(jìn)行多次測量和數(shù)據(jù)采集,獲取熱電勢平均值等參數(shù)。
沖擊能常作為金屬熱老化后的力學(xué)性能表征參數(shù)[1,18-19],它是試樣缺口根部裂紋萌生和擴(kuò)展前后試樣的彈塑性變形的能量總和。CF-8M靜態(tài)鑄造不銹鋼在400 ℃下長期熱老化,室溫沖擊能(CV)隨對數(shù)熱老化時間的變化如圖2所示,初始階段沖擊能下降較快,熱老化到8 000 h后,沖擊能下降趨勢趨于平緩,且其標(biāo)準(zhǔn)差也在逐漸減小,10 000 h和8 000 h的沖擊能近似相等,在沖擊能-對數(shù)熱老化時間曲線上表現(xiàn)出逐漸趨于飽和狀態(tài)。
圖2 沖擊能隨對數(shù)熱老化時間的變化Fig.2 Variation of impact energy with logarithmic thermal aging time
對不同熱老化時間后的不銹鋼試樣進(jìn)行熱電勢測量,分別研究熱電勢TEP與熱老化時間t的關(guān)系TEP(t)及與沖擊能CV的關(guān)系TEP(CV):
TEP=TEP(t)
(2)
TEP=TEP(CV)
(3)
其中,TEP(t)、TEP(CV)分別為包含熱老化時間t、沖擊能CV的函數(shù)。
將力學(xué)性能(沖擊能)作為熱老化程度的表征參數(shù),建立熱電勢TEP和力學(xué)性能之間的關(guān)系,依據(jù)Arrhenius公式可得到以熱電勢TEP表示的熱老化脆化動力學(xué)公式,從而對不同熱老化溫度TS、不同熱老化時間t下的不銹鋼熱老化程度進(jìn)行評價。管道材料的力學(xué)性能(沖擊能)可通過TEP的測量值進(jìn)行評估,實驗室樣品加速熱老化后的室溫沖擊能CV和TEP的關(guān)系可用以下關(guān)系模型[20]描述:
CV(TEP)=CVsat+0.5(CVint-CVsat)·
{1-tanh[(TEP-M)/S]}
(4)
其中:CV(TEP)為包含TEP作為變量的沖擊能;CVsat和CVint分別為飽和沖擊能和初始沖擊能;M為材料熱老化后沖擊能下降50%后的TEP值;S為材料對熱老化現(xiàn)象的敏感系數(shù),可通過對材料熱老化試驗數(shù)據(jù)統(tǒng)計分析得到。
CF-8M靜態(tài)鑄造不銹鋼的TEP與熱老化時間和沖擊能的關(guān)系如圖3所示。由圖3a可看出,在試驗周期內(nèi),隨著對數(shù)老化時間lgt的增加,TEP呈線性增加;由圖3b可看出,隨著熱電勢TEP的增加,沖擊能開始迅速下降,后期下降趨勢變緩,逐漸趨于飽和狀態(tài),沖擊能隨熱電勢變化的CV-TEP曲線形式和1.2節(jié)沖擊能隨熱老化時間變化的CV-lgt曲線形式相似。
每個核電機(jī)組的主管道直管、彎頭部件一般來自于不同的爐批號,其化學(xué)成分、鐵素體含量[21]等因素對熱老化脆化曲線影響較大,甚至?xí)袛?shù)量級的差異[1],而目前實驗室研究的主管道試件樣本數(shù)量有限,所以進(jìn)行主管道的熱老化評估時,有必要將鑄造不銹鋼熱老化的主要影響因素進(jìn)行歸一化。
圖3 TEP分別與老化時間、沖擊能的關(guān)系Fig.3 Relationship between TEP and aging time and impact energy, respectively
鑄造不銹鋼熱老化的影響因素主要有熱老化時間t、熱老化溫度TS、材料類型(如CF-3、CF-8、CF-8M等)、化學(xué)組成(如Mo、Ni、Cr及其含量等)、鑄造方法(如靜態(tài)鑄造或離心鑄造)、鐵素體含量δ等,其中材料類型、化學(xué)組成、鑄造方法的影響可統(tǒng)一用激活能Q進(jìn)行表征,然后將激活能Q和熱老化時間t、熱老化溫度TS統(tǒng)一用老化參數(shù)P進(jìn)行表征。假設(shè)上述6種鑄造不銹鋼熱老化的影響因素之間沒有交互作用,熱老化脆化行為可用歸一化的熱老化參數(shù)P和鐵素體含量δ的乘積Pδ進(jìn)行統(tǒng)一描述[7],如圖4所示。
圖4 鑄造不銹鋼熱老化的影響因素Fig.4 Factor affecting thermal aging of cast stainless steel
通過對所選CF-8M靜態(tài)鑄造不銹鋼在實驗室環(huán)境下的加速熱老化樣品進(jìn)行熱電勢測量,可構(gòu)建熱電勢TEP和鐵素體含量δ、Arrhenius老化參數(shù)P之間的線性關(guān)系模型[20]:
TEP=αPδ+β
(5)
P=lgt-1 000Q/19.143×
(1/(TS+273)-1/673)
(6)
其中:α、β均為實驗室數(shù)據(jù)擬合參數(shù),α為直線斜率,β為純奧氏體(δ=0%)的TEP;Q為激活能,可依據(jù)美國阿貢國家實驗室推薦的關(guān)系式[1]進(jìn)行估算。
CF-8M靜態(tài)鑄造不銹鋼TEP和歸一化參數(shù)Pδ的關(guān)系如所圖5所示。從圖5可看出,在試驗周期內(nèi),隨著Pδ的增加,TEP逐漸增大,歸一化參數(shù)Pδ與TEP呈線性關(guān)系。對同一種材料,熱老化過程中鐵素體含量δ為固定值,隨著熱老化時間的增加或老化溫度的提高,老化參數(shù)值P也會增加,TEP值的變化主要由老化時間或熱老化溫度的變化引起。因此基于上述關(guān)系式,利用熱電勢檢測技術(shù)可評估服役部件熱老化后的性能下降程度。
圖5 TEP和歸一化參數(shù)Pδ的關(guān)系Fig.5 Relationship between TEP and normalized parameters Pδ
熱電勢和老化參數(shù)關(guān)系曲線的擬合精度和預(yù)測可靠度的提高有賴于試驗樣本量的增加,國際原子能機(jī)構(gòu)(IAEA)針對鑄造不銹鋼熱老化的監(jiān)測和趨勢分析,推薦了法國采用的方法,即對服役中部件的材料樣本、替換部件和具有代表性的樣本,在實驗室環(huán)境下進(jìn)行加速熱老化試驗研究為預(yù)測模型提供數(shù)據(jù),或從主要部件上取試樣直接進(jìn)行斷裂韌性測試驗證[2]。
本文通過對所選的CF-8M靜態(tài)鑄造不銹鋼主管道材料進(jìn)行10 000 h熱老化試驗,開展了熱電勢檢測及熱老化評估研究,得到如下結(jié)論。
1) 400 ℃下長期熱老化后,在初始階段沖擊能下降較快,熱老化到8 000 h后沖擊能下降趨勢已趨于平緩,在沖擊能-對數(shù)熱老化時間曲線上表現(xiàn)出逐漸趨于飽和狀態(tài)。
2) 在試驗周期內(nèi)隨著對數(shù)熱老化時間的增加,TEP呈線性增加;隨著TEP的增加,沖擊能開始下降較快,后期下降趨勢變緩,逐漸趨于飽和,沖擊能隨TEP變化的形式和沖擊能隨熱老化時間變化的形式相似。
3) 對熱老化影響因素進(jìn)行歸一化后的參數(shù)與TEP呈線性關(guān)系,基于該關(guān)系式可利用熱電勢檢測技術(shù)評估服役部件熱老化后的性能下降程度。