环境对核电接管安全端接头断裂行为与断裂韧性影响

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1、环境对核电接管安全端接头断裂行为与断裂韧性影响第1章绪论1.1研究背景人类生存的基础是建立在能源上的，因此能源是保障现代社会快速发展的基石。核电作为一种符合可持续发展精神的新能源，受到世界范围的广泛重视。世界各国核电开发运行的实践证明，核电是一种安全、清洁、经济、可靠的能源。为了改善我国能源结构，大力发展清洁能源，20世纪70年代我国国务院做出了发展核电的决定。经过30多年从无到有的努力，我国核电事业得到了极大的发展。目前我国是世界上少量几个具有相对完备的核工业体系的国家之一。已具有初步的压水堆核电站设计、设备制造、工程建设和

2、运行管理等方面的能力，为实现规模化发展奠定了基础⑴。自从美国第一次使用核能进行发电，核电已经过总共四代堆型的演化，半过多世纪的发展。在未来20年内，世界核电站堆型仍然以压水堆为主（目前全世界压水堆型核电站占65%,沸水堆17%,重水堆8%)[2]，而我国正在服役的11座核电机组均属于第二代核电技术13]。压水堆核电站的核心为反应堆循环系统，回路系统结构及工作原理如图1.1所示。反应堆压力容器的接管连接主管道，主管道将反应堆压力容器、稳压器、蒸发器和主菜连接起来，形成一个密封的一回路系统（primarysystems)。主冷却水

3、菜将高压冷却剂送入反应堆，冷却剂在堆芯中从29:rc被加热到326°C，同时主菜使冷却剂保持在高压（15.8MPa)下循环，高温高压冷却剂通过主管道进入蒸气发生器，在蒸汽发生器里成千上万的传热管道把高温高压冷却剂的热量传给管道外的二回路循环水，二回路水受高温产生蒸汽从而推动汽轮发电机发电。经由蒸汽发生器的高温高压冷却剂冷却后再由主栗送入反应堆，如此循环。..1.2接管安全端异种金属择接接头核电反应堆压力容器及与其相连接的接管嘴材料一般采用Mn-Mo-Ni型的低合金钢，主要是A508锻件和A533B板材。而安全端因与反应

4、堆冷却剂管道连接，均采用Cr-Ni或Cr-Ni-Mo奥氏体不锈钢，主要为304和316L，为了避免在现场进行异种钢的全位爆接，所以出厂前在接管上先燥上一段不绣钢安全端。接管安全端是连接反应堆压力容器与一回路主管道的第一个岸接接头，其所处反应堆的结构位置如图1.2所示[8]。可以看出该部位处于离堆芯活性区很近的位置，运行工况极其复杂，在承受高温、高压、交变复杂应力的作用和承受强烈的中子福照的同时，还在核电一回路的释氢环境中服役。因此，接头不仅应具备足够的强度及塑性，同时还要具备较高的耐腐烛、抗福照脆化和足够的断裂軔性及抗疲劳性能

5、。异种金属爆接接头两侧母材与择缝金属无论是从物理性能还是化学成分上来看都存在相当大的差异，因此其煌接的难度与同类钢燥接要大得多。低合金钢接管与不诱钢安全端间的爆接方式主要有两种，一种是釆用不锈钢燥材煙接，如309L/308L偉材。但后来的研究证明，采用奥氏体化能力更强的镍基合金时，可以使辉接接头的疲劳裂纹产生概率较不锈钢择材低得多。其主要原因是因为当采用不锈钢煌材时，不诱钢傳材线膨胀系数与接管嘴低合金钢母材差异较大，燥接时残余应力集中在低合金钢与不锈钢界面，再加之两种钢的恪合区易存在脆性的马氏体组织，所以疲劳裂纹产生的潜在概率

6、很大。如采用与低合金钢母材线膨胀系数差异较小的镍基合金，残余应力则集中在镇基合金与安全端不绣钢界面，而奥氏体组织的安全端不锈钢具有很强的协调塑性变形能力，能承受很大的残余应变，产生的疲劳裂纹的潜在概率也就要小得多。第2章试验材料及研究方法2.1试验材料研究选用的核电压力容器接管安全端异种金属挥接接头(以下简称接头)由中国第一重型机械股份有限公司制造。接管材料为经调质处理后的16MND5低合金钢（法国牌号），相当于美国牌号SA508-m钢，下述均简写为SA508-3钢。安全端过渡短管采用经固溶处理的Z2D18-12(控氮）（法国

7、牌号）奥氏体不锈钢材料，相当于美国牌号AISI316L，下述简写为316L。隔离层与对接挥缝采用ER309L/ER308L奥氏体不锈钢妈接材料，下述简写为309L/308L。图2.1、图2.2分别为接头几何示意图及试验用接头材料的实物形貌。接头母材及择缝的化学成列于表2.1。图2.3为整个接头的辉接示意图，表2.2对应各部位的燥接规范。在低合金SA508-3钢接管口加工傳接坡口，角度为10度。在进行堆择隔离层前，对低合金SA508-3钢接管嘴进行预热，之后采用热丝非熔化极气体保护燥(热丝TIG)在低合金钢接管嘴利用ER309L

8、挥丝堆燥隔离层首层,首层堆弹后进行250~40(rC><2h热处理，并按照RCC-MS3512要求，进行化学分析。余下隔离层采用热丝TIG堆燥ER308L隔离层，最终堆挥的隔离层厚度约为6mm。在大型压力容器制造过程中，为了防止辉缝氧诱导裂纹的产生，排除辉缝区内有