分享：国产690TT合金 U形管弯管区性能测定

罗 垚1,2,但体纯1,2,施慧烈1,2,汪 潇1,2 

(1.中核武汉核电运行技术股份有限公司,武汉 430223;2.核动力运行研究所,武汉 430074)

摘 要:对国产蒸汽发生器690TT 合金 U 形管弯管区进行壁厚测量、金相检验、晶间腐蚀、应力 腐蚀、残余应力测试等试验,并与直管区的性能进行对比。结果表明:国产蒸汽发生器690TT 合金 U 形管弯管区外侧壁厚减薄最大为7.8%,弯管区的显微组织、晶粒大小及晶间腐蚀速率均与直管 区相当。弯管后弯管区内侧表面残余应力为拉应力,外侧表面残余应力为压应力,消应力热处理后 弯管区残余应力绝对值减小,不易发生应力腐蚀。采用弯管及消应力热处理可以使国产690TT 合 金 U 形管弯管区的各项性能满足使用要求。 

关键词:690TT 合金;U 形管;弯管区;残余应力;晶间腐蚀 

中图分类号:TG133.4 文献标志码:A 文章编号:1001-4012(2022)07-0013-05

蒸汽发 生 器 传 热 管 是 反 应 堆 一、二 回 路 的 边 界,其性能的 优 劣 对 反 应 堆 安 全 运 行 具 有 重 要 意 义。为提高 蒸 汽 发 生 器 的 导 热 性 能,其 传 热 管 壁 一般较薄,是 整 个 一 回 路 压 力 边 界 中 最 薄 弱 的 部 分[1-3]。传热管 失 效 破 裂 可 能 导 致 放 射 性 物 质 泄 漏,因此传热管的选材至关重要。目前,压水堆核 电站自然循环式蒸汽发生器传热管材料普遍选用 690TT合金。

690TT合金传热管经轧制成直管后,其为时效热 处理(TT)态,需要冷弯成 U 形管,弯管过程会导致弯 管区外侧壁厚减薄;另外,由于弯管过程中传热管各 部位的塑性变形不均匀,因此弯管后传热管上会有残 余应力,尤其是小弯曲半径 U 形管(R≤10d,R 为 U 形管半径,d 为传热管外径),其变形更大,残余应力 也更大,弯管区的残余应力会增加传热管的应力腐蚀 开裂(SCC)倾向;此外,小弯曲半径 U 形管的消应力 热处理工艺可能使弯管区的显微组织发生变化[4]。 因此,690TT合金 U 形管的弯管及消应力热处理易 使传热管弯管区在运行期间发生腐蚀失效。蒸汽发生器传热管在运行期间的检查结果也表明:某些小弯 曲半 径 U 形 管 弯 管 区 存 在 缺 陷[5]。为 此,国 产 690TT合金 U 形管弯管区的性能测定对传热管的设 计、工程应用以及反应堆的安全运行都具有重要意 义。笔者对国产蒸汽发生器690TT合金 U 形管弯管 区进行壁厚测量、金相检验、晶间腐蚀、应力腐蚀、残 余应力测试等试验,并与直管区的性能进行对比。 

1 试验材料与方法 

1.1 试验材料   

试验采用国产690TT 合金 U 形管,其化学成 分如表1所示。试样状态为时效热处理态弯管区、 消应力热处理态弯管区,R1型弯管半径为60mm, R2型弯管半径为70mm。时效热处理为在真空状 态下加热至(725±10)℃,保温10h。除保温时间 至少为2h外,消应力热处理的其他要求与时效热 处理的要求相同。 

1.2 试验方法 

采用超声测厚仪测量弯管区外侧的壁厚。按照 ASTM E112—2013《测定平均晶粒度的标准试验 方 法 》 和 ASTM E45—2018 Standard Test MethodsforDeterminingtheInclusionContentof Steel对试样进行金相检验。按照 ASTM A262— 2015《检测奥氏体不锈钢晶间腐蚀敏感度的标准规 程》中的 C法对试样进行晶间腐蚀试验。按照 GB/ T17898—1999《不锈钢在沸腾氯化镁溶液中应力 腐蚀试验方法》对试样进行应力腐蚀试验,试验时间 为90d。残余应力测定按照 GB/T7704—2017《无 损检测 X射线应力测定方法》要求执行,采用 X 射 线衍射(XRD)法检测[6-7]。

2 试验结果与分析 

2.1 壁厚测量

对 R1,R2型 U 形管的时效热处理态弯管区、 消应力热处理态弯管区的外侧进行了壁厚测量,测 点分别为弯管区的0°,45°,90°,135°,180°方向,壁厚 减薄量的测量结果如表2所示。由表2可知:弯管 后传热管弯管区的壁厚减薄量较小,约为3.5%~ 7.8%,经消应力热处理后,弯管区的壁厚减薄量几 乎无变化。考虑到弯管半径已经相当小,说明国产 690TT 合金 U 形管的弯管工艺可以有效控制弯管 区的壁厚减薄量,并使其保持在较低水平。

2.2 金相检验

690TT 合金 U 形管弯管后,需对小弯曲半径 U 形管进行消应力热处理,热处理可能使材料的显微 组织发生变化[8]。对 R1,R2型 U 形管时效热处理 态和消 应 力 热 处 理 态 弯 管 区 的 中 心 处 (90°)以 及 直管区取样进行金相检验,结果如表3,4和图1,2所示。由表3可知:R1,R2型 U 型管的弯管区和直 管区非金属夹杂物含量均较低,消应力热处理前后 非金属夹杂物含量变化较小。由表4可知:R1,R2 型 U 型管的弯管区和直管区晶粒度大小相当,消应 力热处理前后晶粒度几乎无变化。由图1,2可知: 消应力热处理前后,U 形管同一区域(弯管区和直 管区)所取试样的显微组织、晶粒大小无明显差别。 说明弯管及消应力热处理未改变690TT 合金传热 管的显微组织。

2.3 晶间腐蚀试验 

弯管消应力热处理温度与时效热处理温度相 同,消应力热处理可能导致690TT 合金碳化物的重 新分布,使材料的耐晶间腐蚀性能发生改变[9]。因 此,对时效热处理态和消应力热处理态 U 形管的弯 曲区的中心区域(90°)以及直管区取样进行晶间腐 蚀试验。试验按照标准 ASTM 262-2015中的 C 法执行,试验时间为240h,每48h对试样进行称 重,并计算腐蚀速率,试验结果如表5所示。由表5 可知:消应力前后 U 形管各部位的晶间腐蚀速率无 明显变化,弯管区和直管区的晶间腐蚀速率相当,平 均晶间腐蚀速率均满足压水堆核电站对蒸汽发生器 690TT 合 金 传 热 管 的 晶 间 腐 蚀 速 率 要 求 (≤20mg/dm 2·d)。因此,国产690TT 合金传热管 的弯管及消应力热处理有效保障了传热管弯管区的 耐晶间腐蚀性能,且弯管区和直管区的耐晶间腐蚀 性能相当。

  q

2.4 应力腐蚀试验

690TT 合金 U 形管弯管后弯管区会有残余应 力,尤其是小弯曲半径的 U 形管,残余应力更大,使 其弯管区的应力腐蚀倾向增大。对时效热处理态和 消应力热处理态 U 形管的弯曲区的中心处(90°)以 及直管区取样,按照 GB/T17898—1999标准要求, 试验温度为(143±1)℃,腐蚀溶液为42%(质量分 数)的沸腾氯化镁溶液,试验时间为90d,每7d取 样观察一次,并更换腐蚀溶液。腐蚀后的试样宏观 形貌如图3所示,由图3可以看出:试样未发现应力腐蚀宏 观 裂 纹,说 明 经 弯 管 和 消 应 力 热 处 理 后, 690TT 合金 U 形管弯管区无明显应力腐蚀倾向。

2.5 残余应力测试 

为确定 U 形管消应力前后的残余应力分布情 况,对 U 形管弯管区在消应力前后分别取样,依据 标准 GB/T7704—2017 ,采用 XRD 法测试 B,C, D,E,F 5 个 截 面 处 和 直 管 区 距 起 弯 点 (B)约 100mm 的 A 点截面处的残余应力,每个截面检测 1,2,3,4点处的残余应力,1,3点为弯管两侧外圆 面,2,4点分别为外凸和内凹外圆面(见图4)

R1,R2型 U 形管残余应力测试结果如图5,6 所示,由图5,6可知:弯管及消应力热处理后,U 形 管弯管区(B,C,D,E,F 处)的表面残余应力绝对值 均大于直管区(A 处);消应力热处理后,弯管区残余 应力绝对值呈下降趋势,消应力热处理工艺效果良 好。弯管后,传热管弯管区内圈、两侧外圆面的轴向 及环向表面残余应力均为拉应力,拉应力是诱导传 热管发生应力腐蚀的因素之一,其中传热管弯管区 内侧的轴向及环向表面残余应力最大;消应力后,弯 管区内圈、两侧外圆面的轴向及环向表面残余应力 变小,但仍为拉应力,且弯管区内侧表面残余应力仍 为最大,说明弯管区内侧更易发生应力腐蚀。弯管 后,传热管弯管区外圈的轴向及环向表面残余应力 均为压应力,减小了传热管发生应力腐蚀的风险;消 应力后,弯管区轴向及环向表面残余应力仍均为负 值,但应力变小,且分布更为均匀。RCC-M-2000 《压 水 堆 核 岛 机 械 设 备 设 计 和 建 造 规 则 》中 的 MC1362章节规定,引起奥氏体不锈钢管材发生应 力腐蚀的残余应力为大于150MPa [10]。经消应力 热 处 理 后,传 热 管 弯 管 区 的 残 余 应 力 均 小 于 150MPa,且690TT 合金的耐腐蚀性能优于奥氏体 不锈钢,说明国产690TT 合金 U 形管的弯管及消 应力热处理工艺有效降低了残余应力绝对值,减小 了弯管区发生应力腐蚀失效的风险。 

3 结论

(1)对弯管半径为60mm 和70mm 的国产蒸 汽发生器690TT 合金 U 形管弯管区进行了一系列 性能测定,发现国产690TT 合金 U 形管的弯管及 消应力热处理工艺可以保障弯管区的各项性能满足 使用要求。 (2)弯管后, 壁厚减薄量较小,约 69 为 0TT 合金 U 形管弯管区外侧 3.5%~7.8%;消应力热处理 后,弯管区的壁厚减薄量几乎无变化。 (3)弯管消应力后,690TT 合金 区 和 直 管 区 显 微 组 织 基 本 相 同, U 晶 形 粒 管 度 的 均 弯管 为 6~7级,消应力热处理前后晶粒度几乎无变化。消 应力热处理前后传热管的晶间腐蚀速率也无明显变 化,弯管区和直管区的晶间腐蚀速率均满足压水堆 核电站对蒸汽发生器690TT 合金传热管的晶间腐 蚀速率要求。 (4)弯管后,弯管区内侧表面残余应力为拉应力, 外侧表面残余应力为压应力;消应力后,弯管区残余应 力绝对值减小,应力腐蚀倾向较小。其中,弯管区内侧 的拉应力最大,说明弯管区内侧更易发生应力腐蚀。 

参考文献: [1] 林震霞,邱绍宇,肖军.蒸汽发生器690合金传热管的 应力腐蚀研究进展[J].材料导报,2014,28(增刊1): 406-409. [2] 丁训慎.核电站蒸汽发生器传热管的腐蚀与防护[J]. 腐蚀与防护,2000,21(1):15-18. [3] 唐占梅,丰涵,张平柱,等.热挤压690合金管材在高 温水中的长期均匀腐蚀行为[J].原子能 科 学 技 术, 2019,53(3):408-413. [4] 王超,章清泉,吴会云,等.热处理工艺对690合金的 性能和碳化析出物的影响[J].金属材料研究,2016, 42(4):19-23. [5] 焦殿辉,张文广,李禅,等.蒸汽发生器传热管应力腐 蚀案例分析[J].热加工工艺,2014,43(16):224-226. [6] 陈玉安,周上祺.残余应力 X 射线测定方法的研究现 状[J].无损检测,2001,23(1):19-22. [7] 于翔,云腾.中空玻璃传热系数测定结果的不确定度 评定[J].理 化 检 验 (物 理 分 册),2011,47(10):637- 640. [8] 李强,周邦新.690合金的显微组织研究[J].金属学 报,2001,37(1):8-12. [9] 丁训慎.核电站蒸汽发生器传热管二次侧晶间腐蚀和 晶间应力腐蚀及防护[J].腐蚀与防护,2002,23(10): 441-444. [10] 黄大鹏,刘红伟,阚玉琦.基于 RCC-M 标准的核级换 热器传热管残余 应 力 的 检 验[J].理 化 检 验(物 理 分 册),2014,50(3):191-193.

< 文章来源>材料与测试网 >