技术类《材料学水化学》第3部分-压力容器材料

3压力容器材料主要内容3.1压力容器材料3.2压力容器材料性能3.3压力容器制造工艺和辐照监督要求1)了解压力容器在压水堆核电厂的重要性。2)了解压力容器钢的特点，了解压力容器制造的关键工艺3)了解压力容器进行全寿期监督的重要性以及监督的方法。3.1压力容器材料PWR压力容器第三道安全屏障容纳冷却剂、支持堆芯、密封放射性和维持堆内运行压力等。体积庞大、不可更换、决定了电厂寿命工作条件15～17MPa300oC中子辐射相似部件蒸汽发生器压力壳稳压器压力壳主泵压力壳百万千万级压水堆压力容器压水堆压力容器是核岛主设备，一回路的承压边界设计/工作压力17.2/15.5MPa，温度343oC，水出口325oC；1000MWe压力容器尺寸：活性段内径约4.0m，壁厚约210mm，高度约12.7m，总重量约330吨；以往设计寿命一般为40年，当今要求达到60年；压力容器为核一级设备，因体积庞大、材料感生放射性，寿期内不可更换，决定了电厂的寿命；严酷的使用环境堆芯活性段的压力容器受到强中子辐照、伽马射线辐照一回路冷却剂含有腐蚀性的硼酸(反应性补偿剂，可溶毒物)、氢氧化锂(pH值调节剂)LOCA事件时的应急冷却水注入时承压热冲击，甚至堆芯熔毁时承受高温蠕变…压力容器主要部件用材要求1000MWe反应堆压力容器主要部件大致规格及用材要求对压力容器的要求设计、选材、制造核检验要符合规范要求：ASME规范第三卷锅炉压力容器规范中要求对核压力容器极其所在的一回路进行“分析设计”，即根据“正常”、“异常”、“紧急”和“事故”不同工况的后果和危害程度确定其安全系数和许用应力。为了防止压力容器在役期间发生脆性断裂，美国联邦法规10CFR50附录H及ASTM-E185要求，在水堆核电站中必须安放辐照脆化随堆监督试样管，定期检验调整参考温度ART的变化，并以此不断修订开停堆的运行限制曲线。法国RCC-M规范H、M、Z分册

德国KTA3Q01.1及3201.2规范我国HAF法规要求(HAF102等)在这些标准中，虽然涉及的内容很多，但重点都是集中缺陷和RTNDT的要求上对容器材料性能的主要要求GBT15443-95拉伸性能：室温：s0.2>400MPa,sb>670MPa,d5>20%350oC:s0.2>300MPa,sb>552MPa冲击韧性基本要求：RTNDT<=-12oC，上平台能量>130J，寿命末期预期调整温度ART<93oC指定温度下的韧性要求(单位：J/cm2)为防止压力容器在役期间发生脆性断裂，10CFR50附录H及ASTM-E185要求，反应堆临界时候，容器的温度不应低于水压实验的最低允许温度，也不应该低于ART+33oC取样方向0oC20oC-20oC三个试样最小平均值和试样长度方向垂直于加工方向≥70≥130≥50平行于加工方向≥100≥150≥70压力容器材料开发历史美国轻水堆第一代用的是锅炉钢A212B，配套煅材为A350Lfa，1956年后改用Mn-Mo钢A302B，煅材为A336后因核电站向大型化发展，压力容器也随之增大和增厚，为保证厚截面钢的综合性能，60年代中期又改用淬透性Mn-Mo-Ni钢A533B（煅材为A508II）,同时将热处理由常化改为调质（淬火＋高温回火）。由于壁厚增加和面对活性区的纵向焊缝辐照性能差，因此将压力容器由板焊结构改为环煅容器，材料是A508II。但自1970年发现A508II堆焊层下有再热裂纹之后，又发展了A508III钢，它是在A508II基础上，通过减少硬化元素C、Mo、Cr含量，使堆焊不锈钢里衬时，降低了基体上产生裂纹的倾向。为弥补因减少硬化元素而降低的强度和淬透性，特提高了A508钢中的Mn含量，因Mn易增大钢中偏析，故又降低了磷、硫含量。压力容器材料发展历史为：A212B→A302B→A533B→A508II→A508III。我国用的是A508III钢。3.2压力容器材料性能材料开发中性能改进途径各国的A508III钢对应牌号及其成分各国PWR压力容器钢拉伸性能比较材料标准室温高温(350oC)σb/MPaσ0.2/MPaδ5(％)ψ(％)σb/MPaσ0.2/MPaδ5(％)A533B

A508-3美国ASME551/690551/724≥345≥345≥18≥18≥38≥38≥526

－≥285≥285≥16≥1620MnMoNi55德国

TuV≥559≥392≥19≥45≥490≥314≥1416MND5法国RCCM550/670≥400≥20－≥497≥300－SFVV3日本JIS≥549≥345≥18≥38－－－15Kh2NMFA-A俄国rocr≥620≥500≥15≥55≥550≥450≥14中国A508-3GB-T15443-95552/670≥400≥20≥45≥552≥300－断裂韧性－落锤实验－Pellini法试样厚度为所试钢板的全厚度(一般12～25mm，RCC-M要求为16mm)，且保留一轧制面，在板宽中点沿长度方向堆焊一脆性堆焊层。在堆焊层中间开一缺口，缺口的方向与试验的拉力方向相垂直，以便引发裂纹。试验之前试样在所选的低温条件下保温30-45分钟，然后迅速移至支座上，用落锤对其冲击。落锤实验所用试样尺寸大，接近实际部件服役条件，因此，实验结果更准确。落锤法测定材料的NDT是由W.S.Pellini发明的。V形缺口试样冲击实验

－－唯一认可的容器材料韧性评判标准SampleholderPendulumedgePendulumSampleholdermeterNotchsize单位:mmCharpyimpacttestingmachine堆内辐照监督Charpy-V冲击试样Testpiece冲击试样辐照监督管包含基体和焊缝两种材料辐照对冲击性能曲线的影响Temperature(℃)Absorptionenergy(kgf・m)DBTT

韧脆转变温度参考零塑性温度RTNDTl.先由落锤试验测出NDT；2.选择一个TNDT温度略大于NDT，然后在TNDT＋33oC下作三个Cv冲击试验，当冲断功≥68J，侧膨胀值≥0.9mm（相当于35mil）时，确认TNDT就是RTNDT。3.当三个试样结果不满足上述规定条件时，以三个试样为一组在更高的温度下做补充试验，每次提高5oC，找到一个满足上述条件的温度TCV，用满足上述TCV温度减去33℃，即为所求的参考零塑性温度RTNDT。由上可知，RTNDT是经过一个68J韧性指标和一个塑性指标（0.9m膨胀量）互相鉴定并有三个试样作对证才确认的，所以比NDT更加可靠和安全。RTNDT相当于68J和35mil两条线交点A，也即一个确定值，而不是一个波动值很大的范围带，这就克服了受冶金因素影响所带来的偶然性。参考零塑性温度的调整

ART--AdjustedReferenceTemperature因FTE＝RTNDT+33℃是防止脆性断裂的最常用判据，所以只要准确测出辐照后的RTNDT，即可防止运行中的核压力容器发生脆性断裂．尽管RTNDT的确定比较严格，但试验偏差不能忽略，所以需对塑性参考后的RTNDT进行修正，称此为调整零塑性参考温度ART，即：式中：ART相当于辐照后的RTNDT；

RTNDT＝辐照前的参考零塑性温度；

σ1＝辐照前实测RTNDT的标准偏差；

σ△＝测△RTNDT时的标准偏差；对母材σ△＝9.4oC，对焊缝σ△＝15.6oC，但σ△值不能大于0.5×△RTNDT。规范要求压力容器材料寿期末ART≤93℃，高于此值必须经过严格评审和安全分析才能再运行。否则，即退役。防止热冲击的韧性要求如果一回路发生失水事故，堆芯温度将会急剧上升，接着应急冷却系统向堆内立即注入大量水，在这种先急热后急冷的过程中，必然在压力容器内因热冲击而显著产生应力，故称此为承压热冲击，简称PTS。为防止核压力容器在高温状态下急速过冷引起破坏有关标准特规定以下要求：应对容器束带区每条焊缝、锻件或板材按以下公式进行RTPTS计算并取两公式中的最小值：式中：I=辐照前RTNDT，M=裕度；对(1)式，RTNDT为实测值时M=27oC，否则M=33oC；对(2)式，RTNDT为实测值时M=0，否则M=19oC;Cu，Ni为钢中含量的百分数，f是注量1019n/cm2的系数，另外，NRC-RG1.99规定对煅件纵向焊缝限值为132oC，环向焊缝限值为149oC。(1)(2)3.3压力容器制作工艺和辐照监督压力容器辐照监督材料试样母材焊缝热影响区夏比V冲击121212拉伸试样33－反应堆压力容器活性段在长期经受能量>1MeV以上快中子轰击后会发生：钢的强度尤其是屈服强度上升，钢的屈强比将越近于1；钢的塑性降低，延伸率和断面收缩率将趋近于零；钢的韧性降低，表现在Charpy－V型缺口试样的冲击韧性方面为无延性转变温度升高，上平台功下降。压力容器上需要监督的材料部位：活性区中线偏下部金属－受到的通量最大，

达到1011n/cm2·sec数量级；活性区下部环向焊缝－通量最大的焊缝，

达到1010n/cm2·sec数量级；活性区下部环向焊缝靠活性区的热影响区；活性区

环向焊缝ASTME185要求辐照监督最少的试样数量辐照监督管1测温盒；2剂量盒；3熔焊封口

4母材冲击；5焊缝冲击；6热影响区冲击

7母材拉伸；8焊缝拉伸；9热影响区拉伸辐照监督管(奥氏体不锈钢外套)内一般装有：拉伸试样、冲击试样，有的还有紧凑拉伸试样，

(有的采用小型拉伸和冲击试样)；测温盒(测温锥－记录经受的最高温度)辐照剂量盒AP1000每个辐照监督管中含有的试样数量：拉伸试样9个冲击试样60个紧凑拉伸试样6个代表母材、焊缝金属和焊接热影响区金属控制棒组件导向管热电偶引出管支撑柱热电偶引出管上部堆芯支撑板上部堆芯支撑柱堆芯槽冷却剂入口上部堆芯板堆芯围板照射试验片支架导向管堆芯围板安装板热屏蔽下部堆芯板下部堆芯支撑柱横向支撑下部堆芯支撑板堆内仪表导向管减震器辐照监督管的布置辐照监督管的位置一般在热屏蔽与压力容器内壁之间，接受的辐照量大于压力容器壁，超前因子一般为2～4;法国设计的1000MW级堆型一般有六根辐照监督管，其中三根超前因子为2.86，另外三根为3.45左右。西屋公司AP1000有8根监督管，位于吊兰筒体外侧堆芯中部：环向焊缝纵向焊缝接管锻件环向焊缝环形锻件反应堆压力容器的活性段制造卷板焊接的容器活性段焊缝数量多，纵向焊缝辐照脆化倾向严重，对压力容器的安全性造成重大影响。锻造园环焊接的活性段焊缝数量大大减少，仅有环向焊缝，抗辐照辐照脆化大大增强，制造工艺简化。压力容器不锈钢安全端异种材料焊接主要问题bcc与fcc不同晶体结构的材料焊接

焊接应力很大、热膨胀率相差远，

导热系数不同焊接材料镍基堆焊一般采用焊条：AWSENiCrFe-3型INCONEL182带极：采用AMSERNiCr3型INCONEL82焊条要求含P，S量严格控制，从而尽量避免裂纹焊接方法镍基堆焊可采用热丝TIG焊材料常用焊接材料化学成分

(wt%)CSiMnPSFeCrNiCuAlTiNb+TaMoAl+TiAlloy1320.050.222.80.0050.0049.715.069.9<0.01――1.8――Alloy820.0300.213.080.0010.0021.3918.3273.940.02―0.332.61――Alloy1820.601.07.00.030.01510.015.060.0<0.5―<1.01.~2.5――Alloy1520.0260.344.520.0040.0028.1428.6756.360.010.17