第六章 压力容器材料.ppt

第六章 核压力容器材料,引言 压力容器是化学工业、石油化工、冶金、火力发电厂和宇航等部门的关键设备，它们的工况比较苛刻，多在高温、高压、流体冲刷和腐蚀等条件下运行核压力容器的工况比它们更苛刻，除承受上述作用外，还包容着放射性极强的反应堆堆芯强烈的中子辐照使材料性能不断被恶化，尤其大型核压力容器多采用低合金高强钢制成，这类铁素体型钢具有冷脆特征，辐照脆化比较明显如果运行不合理或对压力容器的有关技术要求处理不当，都有诱发脆性断裂的危险高压容器一旦发生脆性断裂，后果是爆发性的灾难事故核压力容器的上述隐患和它本身是一个不可更换的庞大部件，使压力容器的设计、选材、制造和检验的要求越来越高核压力容器作用,（1）装载着活性区及堆内所有构件，对堆芯具有辐射屏蔽作用（2）在顶盖上安装着控制棒管座及其驱动机构；（3）密封一回路冷却剂并维持其压力，是冷却剂压力边界的重要部分；（4）燃料元件破损后有防止裂变产物外逸的功能 压力容器是保证反应堆安全和寿命的重要部件，故被定为规范Ⅰ级、安全Ⅰ级、质保Ⅰ级、抗震Ⅰ类的设备，即在正常、异常、紧急和事故工况下，都能保证其可靠性和完整性，杜绝发生容器破坏和冷却剂泄漏。

核压力容器材料,不同堆型团工况各异，核压力容器选材的侧重点也不尽相同快堆选用能承受高温钠腐蚀的奥氏体不锈钢作压力容器材料，保证安全的重点偏重于高温强度和抗腐蚀 气冷堆早期曾采用碳锰钢制作压力容器，随着堆型改进和一体化使体积增大，后改用预应力混凝土作压力容器材料 冷却剂温度较低的试验堆容器用铝合金，温度较高的或有一定压力的试验堆容器采用奥氏体不锈钢它们保证安全的重点也侧重于腐蚀 水冷动力堆因温度和压力较高，体积也比较庞大，故采用低合金超中强钢作压力容器材料．例如 A533B和A508—Ⅲ钢6.1 压力容器钢的发展过程,美国轻水堆第一代压力容器材料用的是焊接性和强度较好的锅炉钢A212B由于A212B钢的淬透性和高温性能较差，第二代改用Mn-Mo钢 A302B（锻材为A336）该钢中的Mn是强化基体和提高淬透性的元素，Mo能提高钢的高温性能及降低回火脆性随着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淬透性，使强度与韧性有良好的配合，60 年代中期又对A302B钢添加了Ni，改用淬透性和韧性比较好的Mn-Mo-Ni钢A533B（锻材为A508-Ⅱ钢），并以精炼、真空浇铸等先进炼钢技术，提高钢的纯净度、减少杂质偏聚，同时将热处理由常化（空冷）改为调质（淬火十高温回火）使组织细化，以获得强度、塑性和韧性良好配合的综合性能。

由于壁厚增加和面对活性区的纵向焊缝辐照性能差，所以将压力容器由板焊结构改为环锻容器，材料采用A508-Ⅱ钢它曾盛行一时，但自1970年西欧发现A508-Ⅱ钢堆焊层下有再热裂纹之后，又发展了A508—Ⅲ钢它是在A508-Ⅱ钢基础上，通过减少硬化元素C， Cr，Mo的含量，以减小裂纹敏感性，使基体堆焊不锈钢材里时，降低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—Ⅲ钢中的Mn含量因锰易增大钢中偏析，故又降低了磷、硫含量硅在上述钢中是非合金化元素硅有增大偏析、降低钢的塑、韧性倾向，其残存量以偏低为好发展过程； A212B→A302B（A336）→A533B（A508—Ⅱ）→A508—Ⅱ→A508—Ⅲ A508—Ⅲ钢一直延用至今并被广泛采用，我国用的也是A508—Ⅲ钢，其成分与法国相近 俄国用的不是Mn-Mo-Ni钢而是Cr-Mo-V钢（15Kh2MFA）及Cr-Ni-Mo-V钢（15Kh2MFA-A）它们已分别用在俄国及东欧的VVER－440和VVER-1000压水堆上以及我国的田湾核电站（VVER-1000）铬-钼-钒钢的优点是高温性能和耐蚀性好，辐照效应小，但缺点是回火脆性倾向大，焊接性不理想（含Cr的A508－Ⅱ钢）和压力容器距堆芯较近，注量高、辐照效应较大。

尽管如此，俄国仍用铬-钼-钒钢(降低磷、硫及杂质含量和改进热处理工艺等)各国轻水堆压力容器钢的化学成分 w %,15Kh2MFA 0.18 0.37 0.7 0.025 0.025 3.0 0.4 0.7 0.15 0.3,各国轻水堆压力容器钢的拉伸性能,L0=5d0,A508Ⅲ钢典型的微观组织,贝氏体组织Bainite(α+Fe3c),25μm,10,6.2 压力容器钢的研究重点与安全规范,就压力容器结构而言，导致失效或事故的原因主要是：腐蚀、蠕变、疲劳、强度破坏和脆性断裂等其中对安全威胁最大的是脆性破坏 因为在压力壳内壁堆焊有6mm左右的不锈钢衬里以及钢的蠕变温度远高于堆的运行温度（3000C），故能有效防止腐蚀和蠕变的危害至于屈服变形、疲劳开裂和强度破坏，因有严格的设计要求；以及通过应力分析、应力测试和强度计算，事先可以预断和避免．而脆性破坏较难预料 脆性断裂的特点是： （1）断裂应力低于屈服强度； （2）断裂之前没有塑性变形，没有任何预兆； （3）裂纹失稳后，以声速扩展，所以脆性断裂常常是爆炸型的突然破坏，一旦发生后果十分严重。

尤其是辐照脆化又增大了这种危险性因此，国内外均把脆性研究作为PWR压力容器的工作和考核重点从冶金学的观点考虑，脆性断裂的诱发原因一般来自钢的低温脆性、回火脆性、高温脆性、氢脆、蓝脆和延迟脆性等其中除低温脆性外，它们都可以通过热处理或合金化的方法加以避免而低温脆性（也称冷脆）较难克服 标准： 1. 美国联邦法规10CFR50§50、60及附录G，H； 2. 美国ASME B&PV Ⅲ NA、NB及附录G； 3.     美国NRC-M的B、M、Z分册； 4.      法国RCC－M的H、M、Z分册； 5.      德国KTA 3Q01.1及3201.2； 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的要求上零塑性转变温度NDT,ASTM-E208GB6803,落锤试验 drop weight test,6.3 防止脆性断裂的措施和判据,,RCC-M试样,转变温度法,CV冲击韧性,1.它和落锤、动态撕裂DT试验有一定的对应关系，尤其和辐照后的落锤试验结果一致 2. 确定CV冲击曲线冷脆转变温度DBTT的当量功来自二次大战时，一千多只船断裂事故的分结果，即有大量实践统计基础。

3. CV冲击试验在国内广泛采用，并被世界公认4. 由于落锤试验的零塑性温度NDT近似等于CV曲线上的冷脆转变温度, 冷脆转变温度的高低可以表征材料韧性储备的大小冷脆温度越低，表明抗脆断能力愈强落锤试验----零塑性转变温度NDTCV冲击试验---冷脆转变温度DBTT,断裂分析图FAD Failure Assessment Diagram,1. 图中NDT是来自落锤试验，其左侧不同裂纹尺寸所对应的开裂应力是从压力容器断裂事故分析和有关试验得到的断裂终止线ABC是来自止裂试验CAT，即凡是在CAT线之下，裂纹尺寸再大也不会发生脆性断裂2. 所有虚线代表相应裂纹尺寸的断裂开始线，它和CAT线之间的区域是危险区3. CAT与σs水平线的交点B称为弹性负荷破断转变温度FTE实测与经验表明FTE=NDT+330C.4. C 点塑性破断转变温度 FTP, 高于此温度,不管现有裂纹尺寸多大，只有当应力大于σb时才会断裂FTP=NDT＋66oC,15,为什么FTE能作为防止脆性断裂的判据呢?由FAD图不难分析出其原因： (1) 当应力低于屈服点，而温度高于FTE（B点）时，因处于CAT线之下，即使裂纹尺寸再大，也不会发生断裂。

2) 因规定工作温度必须高于FTE，当高于屈服强度水平之上时，在此状态下如果发生断裂，已不是脆断而是塑性断裂3) 反之，如果温度小于FTE，则也可能使工作状态处于CAT线的上侧，即处于危险区，因此存在有脆性断裂的危险4) AC线与 σb线交点C称为塑性破断转变温度FTP（＝NDT＋660C），在FTP温度之上，不管裂纹尺寸大小，只有大于σb时才断裂依靠冷脆转变温度DBTT防止脆性断裂的理论根据是断裂分析图（FAD图） 根据是：美国海军研究所利用FAD图已成功地防止了舰、用钢板的脆性断裂．从FAD分析看出，压力容器在工作温度高于FTE＝NDT+330C，脆性裂纹就不会发生失稳扩展，使用就安全可见，只要准确测出NDT值，即可防止庞大的核压力容器断裂，但为了安全起见，现已改用RTNDT代替NDT FAD图把NDT和弹性负荷破断转变温度FTE与工程安全设计联系起来了，而且给出了断裂开始与断裂终止曲线，故为防止脆性断裂提供了一个直观、有效的方法在防止脆断上用RTNDT代替NDT 韧性相同的材料，由于成分、工艺不同，对应的强度差别甚大，强度相同的材料又因组织和析出相、夹杂物的形态、分布不同，它们之间的韧性也有很大差别（见图阴影带）。

因此，单凭一个参数NDT难以确定避免偶然性，所以，1972年后美国ASME标准提出用参考零塑性温度RTNDT代替NDT，作为防止脆断的判据,RTNDT的测量,,参考零塑性温度的调整ART (Adjusted Reference Temperature)指考虑了辐照效应而经过修正后的参考温度，即RTNDT加上辐照前后韧脆转变曲线上，由特定冲击功确定的转变温度增量ΔRTNDT此增量有ΔT68J和ΔT0.9mm两种表示方法，,20,核压力容器运行限制图,左上角脆性断裂危险区的纵坐标的压力安全限由FAD图中CAT线水平段的应力范围(35～56MPa)确定；横坐标温度安全限由不同寿期的FTE＝ART＋33oC确定由于辐照效应升高冷脆转变温度，寿命末期时，温度安全限(ART＋33oC)由A升到B，即扩大了图中左上角产生脆性断裂的危险区范围图中最下端实线，表示寿命末期开堆时的升温和升压，以及停堆时的降压和降温的速率曲线运行限制曲线的目的是防止开堆启动参数和停堆过程中的参数（P、T），经过或进入图中左上角的脆性断裂区压力容器基体材料的主要性能要求,压水堆压RPV材料应具备较高的纯净度、致密度和良好的力学性能、耐腐蚀性和抗辐照的性能，需要材料从冶炼阶段就应该具有优良的冶金质量。

RPV体积庞大，主容器是由法兰、接管段、桶体段和下封头等4～6段材料焊接而成的其中，由于桶体段面对堆芯活性区，所受到的辐照通量最大，因此，对桶体段的要求也最高，其中对材料的拉伸性能和韧性的要求比较严格,,RPV主要力学性能的要求GB/T15443-95,,6.4.1 辐照损伤及机理,辐照损伤（irradiation damage）：射线或入射粒子与 物质相互作用造成晶体结构缺陷的现象通常把辐照在材料中产生的宏观性质的改变归类为辐照效应，而把出现性质变化以前的初始微观事件称为辐照损伤 对金属材料，主要辐射影响来自中子电离效应：与靶原子轨道上的电子发生碰撞--电离外层丢失的电子被公有电子补充---影响不大嬗变：靶原子核吸收一个中子，变成异质原子的核反应快中子对镍反应明显，其他材料影响不大离位效应：原子脱离点阵节点，留下一个空位；离位原子不能回位时，形成间隙原子----Frenkel对缺陷初级离位原子产生级联碰撞----多点缺陷---辐照效应的主要原因6.4 辐照效应,辐照效应机理,因快中子能量很高，可连续地击出许多离位原子，直至中子逸出或能量耗尽为止由于初级离位原子PKA受中子轰击时吸收了大量能量，所以它们也能将其它原子从所在的点阵位置上轰击出去，从而构成了二级、三级以至更多级的串级碰撞效应。

PKA原子驱使碰撞链上的原子向外运动，导致碰撞区域中心主要是空位，间隙原子分布在空位区的周围空位和间隙原子相互分离的现象称为离位峰,。