王英杰,趙宇強
(1.國核工程有限公司,上海200233;2.山東核電有限公司,山東海陽265116)
反應堆壓力容器(Reactor Pressure Vessel,簡稱RPV)是放置核反應堆堆芯并承受巨大運行壓力的密閉容器,也稱反應堆壓力殼。在壓水反應堆核電站中,在RPV內(nèi)部放置堆芯、堆芯支承結(jié)構(gòu)、控制棒及直接與堆芯連接的其他部件等,它與一體化堆頂結(jié)構(gòu)、反應堆冷卻劑管道相連,并且與置于安全殼內(nèi)混凝土結(jié)構(gòu)上的壓力容器支承相接觸。是一個龐大的、不可更換的密封殼體,是防止放射性物質(zhì)泄漏的第二道安全屏障的一部分。因此,RPV用鋼的選擇是關(guān)系到反應堆安全和壽命的重要部件。
由于壓水堆的RPV長期工作在高溫(約為350℃)高壓(約為17MPa)下運行,并承受中子和γ射線輻照,材料應具有合適的強度、韌性及盡可能低的脆性轉(zhuǎn)變溫度TNDT;在反應堆輻照條件下應具有良好的抗輻照脆化敏感性,具有良好的可焊接性和冷熱加工性;在工作溫度下具有最大的組織穩(wěn)定性,足夠的大截面淬透性和厚斷面組織性能均勻性;合理的經(jīng)濟性。
本文從以下幾個方面分析影響RPV輻照性能的因素及其控制措施。
合金元素是保證鋼材的淬透性、塑韌性、可焊性和高低溫強度的基礎(chǔ),對輻照性能的影響和改進也有重要的作用。
Ni和Mn元素的作用都是擴大壓力容器鋼的γ相、細化晶粒、球化碳化物、提高淬透性以及保證其綜合性能,它們都有增大輻照脆化的趨勢。但是,鋼中加入一定量的Mn后,并保持足夠高的Mn/S比,以去掉基體中S的有害作用,起到強化基體的作用外,對減少壓力容器鋼的輻照脆化是有利的。
目前應用比較廣泛RPV用鋼為SA508,1級、1A級和2級的SA508鋼含Mn為0.4%~1.05%,3級的SA508鋼在2級的基礎(chǔ)上增加至1.2%~1.5%[1]。
Ni是RPV中主要的合金元素,具有一定的抗腐蝕能力,又能提高鋼的淬透性和改善低溫沖擊韌性。但在熱環(huán)境中Ni和S容易化合,在晶界上形成低熔點的NiS網(wǎng)狀組織而產(chǎn)生熱脆。有關(guān)數(shù)據(jù)指出,含Ni量在0.7%~1.5%之間時為中等程度脆化,最大脆化溫度在1.5%~2.0%之間。當Ni的含量在3.8%~8.5%之間時,則增加Ni含量即降低轉(zhuǎn)折溫度,而輻照后ΔNDT的增加與含Ni量無關(guān)[2-3]。ASME規(guī)范對廣泛應用的RPV用鋼SA508中Ni含量為0.4%~1.00%,實際生產(chǎn)中控制在0.85%左右。
Cr和Mo能提高淬透性,降低鋼的零塑性轉(zhuǎn)變溫度。經(jīng)輻照后,固溶在Fe基體晶格內(nèi)的Cr原子可以捕獲自由的C原子和N原子,減少間隙元素C、N、O對輻照的影響,因此Cr被認為是消除間隙原子對輻照效應的“清潔劑”。
Mo與Cr相似,能提高淬透性、耐熱性、減少回火脆性,能明顯抑制輻照硬化。但是,Mo為擴大α相元素[4],Mo的加入提升了鋼的AC3溫度,從而使鋼的奧氏體化溫度升高,輻照后的ΔNDT值比含有Ni和Mn鋼的ΔNDT小,減小了輻照硬化效應。
研究表明,Mo含量過高時將在回火過程中析出Mo2C,致使基體中Mo含量降低,而基體中的Mo有抑制P、S、As等雜質(zhì)原子偏聚的作用[5]。所以,在實際生產(chǎn)中把Mo控制在0.5%左右。
在RPV鋼中添加少量的Nb和V元素對細化晶粒,提高鋼的熱強性,保證鋼的厚截面韌性、強度及均勻性都有較大的作用。
Nb對輻照有利,但V是對輻照有害的元素。這與V的二次硬化有關(guān),即除了輻照硬化外,還有輻照時V的碳化物析出引起的硬化。但由于V對焊接性能和防止晶粒長大有利,故需要加V。SA508鋼中以前規(guī)定加0.08%V,而實際使用中發(fā)現(xiàn)V使焊接開裂的敏感性增加,容易引起焊接熱影響區(qū)脆化,增加了鋼的“再熱裂紋”的敏感性[6]。為了尋求既對輻照無害又對鋼的韌性有利的V含量,國外通過各種V含量鋼的輻照試驗研究指出,現(xiàn)在廣泛應用于RPV鋼的SA508-Ⅲ中規(guī)定V的含量在0.05%以下。至于微量Nb的作用,一方面細化晶粒,提高鋼的屈服強度,輻照試驗表明,它能減少輻照脆化效應。[6]
標準鋼中,C的含量是保證鋼的強度滿足規(guī)范要求的主要元素。C含量低,鋼的強度可能滿足不了要求;C的含量高會降低鋼的可焊性,同時會提高輻照脆化性。因此,最好把C控制在0.18%~0.20%的范圍內(nèi)。
鋼中的雜質(zhì)元素對鋼的冷態(tài)性能是不利的,因此,在RPV鋼中要盡可能地控制雜質(zhì)含量。
Co受中子輻照后生成放射性的核素60Co,60Co的半衰期約為5.3a,衰變后又會反應生成60Ni,并放射出對人體嚴重損害的γ射線,其反應式如下:
大量γ射線的產(chǎn)生使得反應堆的維修工作無法進行,或受到嚴重妨礙,因此必須給予限制,西德和捷克對Co控制在0.01%以下,其他國家限制在0.02%以下。
B有兩種同位素,10B和11B,10B的中子吸收截面為755bar,含B鋼在150℃的輻照脆化大大加劇,受到中子輻照后的反應為+這對材料的核性能是有害的。在250℃輻照后,含B鋼和不含B鋼沒有明顯的差別,但作為RPV用鋼還是不希望含B[3]。從化學成分上分析,不含B的規(guī)定是不科學的,ASTM E350-95中規(guī)定B的含量為0.000 5%~0.02%。
RPV鋼的Si含量并不是有意添加的元素,而是在冶煉過程中,從廢鋼和生鐵原料里帶來的。硅有穩(wěn)定輻照缺陷的作用,隨著輻照溫度升高,點缺陷的自愈能力增強,輻照效應隨之減小,但Si含量過高對輻照有害,因此在可能情況下,硅含量不宜偏高,最好低于0.35%。
P、S不僅對鋼的塑性危害很大,而且有加速輻照脆化的傾向。S易與鋼中的Mn、Fe反應生成熔點較低的MnS、FeS,降低了鋼的最大沖擊功,增加了鋼的脆性。而含P鋼受輻照后出現(xiàn)了P、Ni、Mn的大量富集,含量分別為基體含量的12.5倍、2.2倍和1.6倍。P原子擴散到晶界引起偏析,使晶界表面能減低,因而導致ΔNDT增大,同時,彌散的P能捕集輻照缺陷,形成穩(wěn)定的缺陷雜質(zhì)團,因而對輻照影響較大。
鋼中Cu含量對輻照的影響,逐漸引起人們的注意。不少試驗證實,Cu與Ni、P的交互作用是影響鋼的輻照性能的最不利因素。當鋼中含有Cu或Cu含量較高時,Ni對輻照脆化的促進作用比較大,但當它們之間成分匹配得當,可以明顯減小輻照效應。由圖1可以看出,當Ni含量不變時,Cu含量越高,輻照效應愈大,反之亦然。二者同時增加,脆化效應上升更快,尤其當Ni>1.2%時,ΔT增高更明顯[7]。可見,Ni和Cu之間有相互增大輻照效應的趨勢,因為Ni有促進Cu沉淀的作用。合理的成分匹配是Ni含量不宜過高,Cu含量應盡量低。
當Cu<0.1%時,P對輻照很敏感,每增加0.01%P,ΔNDT升高23~28℃;隨著Cu含量的升高,P的輻照敏感性明顯降低,每增加0.01%P,ΔNDT升高量約為8℃。這主要是因為,當Cu含量降低時,聚集成幾個納米大小的P原子群和磷化物沉淀比較多;而當Cu含量增加時,P被凍結(jié)在富Cu的沉淀中,產(chǎn)生銅磷化物,P的單獨作用被降低了[7-8]。同時,Cu對焊接鋼中的母材、焊縫及熱影響區(qū)都有不利的影響,對輻照脆化的影響更大。我國核電站用鋼要求,Cu<0.10%。
圖1 不同Cu含量范圍的鋼的ΔT與Ni含量的關(guān)系Fig.1 The relationship betweenΔTand Ni content in different range of Cu
N為對輻照有害的間隙原子元素,能與由中子輻照形成的缺陷反應生成較為穩(wěn)定的雜質(zhì)缺陷,鋼中N含量的增加會增大輻照脆化。但是,若RPV鋼中Al/N比合理,可以改善韌性,減少輻照敏感性。
總之,綜合冷、熱態(tài)性能要求,鋼中的合金元素含量和雜質(zhì)元素含量是影響輻照脆化的重要因素,這些因素可通過提高冶煉技術(shù)和熱處理水平等方式改進。但是這些溶質(zhì)元素(合金元素和雜質(zhì)元素)與基體輻照缺陷(如錯位環(huán)等)有著強烈的相互作用,從而加速了溶質(zhì)的沉淀析出,惡化了材料的韌性[9],因此RPV鋼對化學成分有嚴格的要求。
材料的性能是化學成分和微觀結(jié)構(gòu)的綜合表現(xiàn),其中成分和熱處理是保證RPV鋼性能的基礎(chǔ);冶煉是影響鋼材純凈度和質(zhì)量的前提。因此,標準除了規(guī)定鋼中的主要成分范圍之外,對輻照敏感的雜質(zhì)元素,如S、P、Cu、V、Co、B和氣體元素H、O、N等元素都做了限制;生產(chǎn)要求采用電弧爐冶煉,并配合鋼包真空精煉和真空澆鑄;鍛壓比大于3;熱處理采用調(diào)制工藝;實際晶粒度≥5級;各類夾雜物≤1.5級等。輻照實驗和大量的核電站實際經(jīng)驗表明,這些標準規(guī)定對于減小輻照效應、保證RPV安全運行是行之有效的[3-4,7-8]。
生產(chǎn)工藝對鋼材的微觀組織,包括晶粒大小、組織粗細、夾雜物和析出相的數(shù)量、形態(tài)與分布等有直接的影響。日本研究發(fā)現(xiàn)[10],在相同輻照條件下,由LD頂吹電爐煉的A302B鋼,因雜質(zhì)元素少,比電爐鋼輻照效應??;真空熔煉比大氣熔煉的鋼輻照性能好;鋁脫氧的鋼比硅脫氧的鋼輻照敏感性小,后者是因為形成AlN,減少了固溶N對輻照脆化的有害影響。
RPV鍛件的調(diào)制處理是保證其性能的關(guān)鍵環(huán)節(jié)之一,最重要的是奧氏體化溫度和淬火時的冷卻速度。A508-Ⅲ鋼的基體組織為奧氏體,冷卻速度不足時會出現(xiàn)高溫轉(zhuǎn)變的鐵素體和珠光體區(qū),對輻照較敏感。從綜合性能要求出發(fā),應快速淬火,盡量避免鐵素體的產(chǎn)生,減小輻照效應。
核電站用的RPV無論是鍛環(huán)或板焊成型,都涉及焊接問題。鑄態(tài)的焊縫比加工態(tài)母材的輻照效應大,熱影響區(qū)居于二者之間,這說明焊縫是薄弱環(huán)節(jié)。因此,美國標準規(guī)定:當縱向焊縫的RTNDT超過限值132℃,環(huán)向焊縫RTNDT超過限值149℃時,應進行詳盡的力學分析,以便確定安全與否。
鋼的輻照效應是由于快中子使晶格原子離位,產(chǎn)生許多點缺陷及其聚集而成的缺陷團造成的。這些缺陷團無序的分布在晶體中可能部分與輻照敏感元素結(jié)合形成復合的復雜缺陷,它們產(chǎn)生應變能,使位錯啟動和運動受阻,從而引起硬化、強化和脆化。電子顯微分析發(fā)現(xiàn),輻照可以加速有害元素的擴散,及與點缺陷的復合,形成富Cu沉淀、P偏析以及形成穩(wěn)定的集體缺陷團,這些缺陷與輻照硬化和脆化有密切的關(guān)系。
經(jīng)過對RPV輻照效應研究,需嚴格控制材料的冶煉和加工過程,才能達到在提高韌性的同時減小輻照脆化效應的目的[3,8,11]:
(1)冶煉時嚴格控制原料中有害雜質(zhì)和輻照敏感元素(P、Cu)的含量,是減少輻照脆化的主要途徑。因此,應選擇低磷、低銅和雜質(zhì)元素含量少的優(yōu)質(zhì)精料來制備反應堆的RPV。
(2)真空除氣要充分,盡量減少氣體,尤其是O和N,以便減少非金屬夾雜物,提高鋼的純凈度,但要注意Al/N比,最好在1.2~1.8之間。
(3)盡量降低Cu的含量,以減小Cu-Ni,Cu-P的交互輻照脆化。若降低Cu實在有困難,降低P含量,使其控制在0.005%以下,同時,可適當放寬Cu的含量,但不宜超過0.06%。
(4)盡量減少鋼中的非合金化元素,尤其是硅。
(5)在滿足韌性要求下,Ni含量不宜過高,取中上限為宜;在滿足強度要求下,C取中限較好。若為了改善鋼的韌性而需要提高Ni含量的時候,應該盡量降低Cu、P含量。
(6)選擇合適的鍛壓比,鍛壓后的組織最好是等軸晶,晶粒越細越好,奧氏體化溫度不宜過高,熱處理組織最好是細晶粒下貝氏體。
目前,國內(nèi)外廣泛應用的A508-Ⅲ鋼,通過降低和調(diào)整Cu、P和Ni元素含量并配合真空精煉和調(diào)質(zhì)處理,可使輻照性能和力學性能得到改善。
RPV鋼的輻照脆化比較明顯,但若加熱到高于輻照溫度時,內(nèi)部缺陷將會重新排列,使部分或者全部輻照缺陷消除,從而使脆化效應得到一些恢復。但是,恢復效應并非僅在輻照后退火時才有,實際是同時發(fā)生的,即輻照脆化是損傷與退火二者平衡的結(jié)果。
由于核電站設(shè)計溫度高于運行溫度,如能實現(xiàn)高工況現(xiàn)場退火,將會有很大的工程價值,對確保反應堆安全、延長使用壽命等有實用意義[3,10-12]。因此國外對輻照后退火進行了大量研究,得出以下結(jié)論:
(1)輻照敏感的鋼比不敏感的鋼容易退火,因為后者輻照缺陷的穩(wěn)定性比較高;
(2)高溫輻照缺陷的退火比低溫輻照恢復效應慢;
(3)退火溫度高,恢復效果好;退火時間越長,恢復效應越明顯;
(4)循環(huán)進行輻照和退火,其結(jié)果和單次輻照退火相似。
RPV鋼的輻照脆性是由中子轟擊產(chǎn)生的許多缺陷團,它們引起晶格畸變伴生應力場,使位錯的啟動和運動的阻力增大,從而引起硬化。鋼中合金元素、雜質(zhì)元素的含量、鋼的生產(chǎn)工藝是影響RPV使用的主要原因之一,只要合理控制RPV鋼的化學成分,嚴格控制材料的冶煉和加工過程,對于防治RPV的輻照脆性,延長使用壽命及確保壓力容器的安全運行具有重要的意義。
[1] 陳紅宇,杜軍毅,等.核反應堆壓力容器鍛件用SA508系列鋼的比較和分析[J].大型鑄鍛件,2008,(1):1.
[2] 周威廉.原子能電站反應堆壓力容器用鋼[J].大型鑄鍛件,1994,2:16-32.
[3] 楊文斗.反應堆材料學[M].北京:原子能出版社,2000,160-163.
[4] 詹燕南.核電壓力容器用鋼及其性能[J].大型鑄鍛件,1984,(2):21-28.
[5] 盛鐘琦,肖洪,彭峰.A508-3鋼回火時顯微組織的變化[J].核動力工程,1990,(4):27.
[6] 陳書貴.核電站反應堆壓力容器用鋼和制造工藝[J].大型鑄鍛件,1994,64(2):25-34.
[7] 李云良,張漢謙,等.核電壓力容器用鋼的發(fā)展及研究現(xiàn)狀[J].壓力容器,2010,27(5):36-43.
[8] 劉建章.核結(jié)構(gòu)材料[M].北京:化學工業(yè)出版社,AD7.212-213.
[9] Faulkner R G,Song Shenhua,F(xiàn)lewitt P E J,et a1.Grmn Boundary Segregation under Neutron Irradiation in Dilute Alloys[J].Journal of Nuclear Materials,1998,255:189-209.
[10] L E Steele.Neutron irradiation embrittlement of Reactor Pressure Vessel Steels[M].New York:IAEA Publications,1975.117-118.
[11] 康大韜.大鍛件材料及熱處理[M].北京:龍門書局出版社,1998,126-130.
[12] Miller M K,Wirth B D,Odette G R.Precipitation in Neutron-irradiated Fe-Cu and Fe-Cu-Mn Model Alloys:a Comparison of APT and SANS Data[J].Materials Science and Engineering A,2003,353:133-139.