車宏龍，雷明凱（大連理工大學材料科學與工程學院，遼寧 大連 116024）

蒸汽發(fā)生器傳熱管的微動磨損損傷及預測模型

車宏龍，雷明凱
（大連理工大學材料科學與工程學院，遼寧 大連 116024）

蒸汽發(fā)生器是核電廠中能量轉(zhuǎn)換的關鍵裝備，內(nèi)部高速流經(jīng)的高溫、高壓流體引起傳熱管流激振動，造成傳熱管微動磨損損傷，嚴重時發(fā)生管道破裂。文章介紹了傳熱管典型的微動磨損失效案例，相應的模擬實驗研究結(jié)果，以及機械磨損與沖蝕-腐蝕共同作用的損傷機制。采用工作率模型可對傳熱管的磨損失效進行合理的壽命預測評估，該預測模型已經(jīng)在核電廠安全評估方面應用。

蒸汽發(fā)生器傳熱管；微動磨損；工作率模型；安全評估

蒸汽發(fā)生器作為核電廠的核心裝備，其內(nèi)部高速流經(jīng)的高溫、高壓流體，在使役過程中會引起傳熱管的退化失效，嚴重時造成管道破裂。傳熱管的主要失效形式隨使役時間發(fā)生變化，如外徑應力腐蝕開裂、晶間腐蝕、一回路循環(huán)水應力腐蝕開裂、微動磨損等[1]。微動磨損作為主要失效形式之一，主要發(fā)生在傳熱管與支撐架間的受限位置。傳熱管磨損破壞的研究，集中在流激振動、傳熱管及支撐材料磨損特性研究，磨損程度的預測以及裝置結(jié)構(gòu)設計與改進等。文章結(jié)合核電站蒸汽發(fā)生器傳熱管的失效案例，介紹傳熱管破壞表面的形貌，討論微動磨損損傷機制和磨損失效預測問題。

1 微動磨損現(xiàn)象

1.1 傳熱管的微動磨損案例

Hogmark等[2]分析了瑞典Ringhals核電站蒸汽發(fā)生器傳熱管失效的案例。圖1給出了蒸汽發(fā)生器傳熱管損傷表面形貌。類似于沖蝕磨損的區(qū)域由較淺的具有銳利邊緣的凹坑組成，經(jīng)蝕顯的傳熱管表面氧化層厚度為0.05～1 μm，未沖蝕磨損區(qū)域厚度為0.5～2.0 μm。支撐材料磨損區(qū)表面和亞表面都未見明顯的晶界彎曲和孿晶等塑性形變特征。傳熱管磨損過程主要為表面氧化層的移除，流體對磨損過程具有高速水流的沖蝕，空穴化以及化學溶解等加速作用。Magel等[3]采用光學顯微鏡分析了加拿大重水反應堆核電站蒸汽發(fā)生器傳熱管失效現(xiàn)象，觀察到具有敲擊凹坑特征的損傷表面的照片，沖擊和滑動磨損造成的塑性變形和粘著磨損是主要的失效特征。

圖1 Ringhals核電站蒸汽發(fā)生器傳熱管失效表面形貌[2]Fig.1 Failure surface pattern on a steam generator tube in Ringhals nuclear power plant[2]

1.2 傳熱管的磨損模擬實驗

為了研究核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管的損傷機制，除了全尺寸全流量模擬回路實驗外，還通過實驗室模擬研究傳熱管退化失效特性。模擬磨損試驗臺主要分為5種類型[4]：1）對一段傳熱管施加受控沖擊激發(fā)或軌道激發(fā)，使傳熱管與支撐架間隨機作用；2）對一段傳熱管施加受控沖擊激發(fā)或軌道激發(fā)，使傳熱管與支撐架間發(fā)生近受控相互作用；3）對一段傳熱管施加受控沖擊運動，使傳熱管與支撐架間發(fā)生近受控相互作用；4）受控沖擊—往復滑動激發(fā)作用在樣件上的受控相互作用；5）兩個樣品之間的滑動。Hogmark等[2]進行的實驗模擬發(fā)現(xiàn)，試驗件表面下10～20 μm處存在晶界彎曲和孿晶，明顯發(fā)生了局域塑性變形，顯微硬度—深度變化規(guī)律也證實這一組織變化結(jié)果，但是試驗樣品磨損區(qū)域的氧化層厚度為0.01 μm量級，非磨損區(qū)厚度約為0.1 μm，與失效傳熱管件相當。

2 傳熱管微動磨損機制

蒸汽發(fā)生器傳熱管磨損發(fā)生在傳熱管與支撐架接觸部位，可移動范圍一般在微米級，符合典型的微動磨損條件。常規(guī)微動磨損是一個復合過程，在載荷作用下相互配合的接觸峰點形成粘著結(jié)點，接觸表面受到外界微小振動時，粘著結(jié)點被剪切，剪切面逐漸被氧化發(fā)生氧化磨損，產(chǎn)生的磨屑堆積在界面具有磨料作用，接觸表面發(fā)生磨粒磨損。機械相互作用和氧化是微動磨損的兩個主要過程，已有三體理論、過應變-應力機制，以及接觸界面運動調(diào)節(jié)機理等進行描述。傳熱管工作在高溫高壓的高速流體環(huán)境，常規(guī)微動磨損機制不足以解釋其完整的失效過程。Ko等[5]對失效傳熱管件和模擬試驗樣品進行了比較，將磨損表面形貌劃分為5類：1）無化學控制循環(huán)流體實驗臺上的磨損形貌為不規(guī)則花紋混合劃痕、鋸齒缺口，以及火山坑；2）類似蝕刻的腐蝕形貌，在試驗臺以及失效的傳熱管上都存在；3）具有粗糙表面的錘擊形貌，最早在傳熱管及反應堆元件中出現(xiàn)；4）具有光滑表面的淺凹坑，也被稱作扇貝形貌，在試驗臺以及失效的傳熱管上都存在；5）細長的壓痕，經(jīng)常具有粗糙形貌表面和銳利邊緣，大部分存在于試驗臺樣件中。其中3）～5）3種形貌相互關聯(lián)，磨損表面具有相似的均勻分布，半徑或長度在50～200 μm，表層約10 μm較淺，且在同一個表面可同時出現(xiàn)。顯然，磨損損傷表面的形貌取決于具有主導作用的磨損機制。

沖蝕-腐蝕機制是磨損損傷形貌產(chǎn)生的主要控制因素。由流體誘發(fā)的材料老化過程，在單相流或雙相流中均可發(fā)生。在汽-水混合流中，沖蝕-腐蝕和液滴沖蝕往往同時出現(xiàn)。無粒子沖蝕的主要機制則是空穴化、高速水流沖擊或湍流沖破邊界層。在高溫高壓條件下兩相流可在傳熱管和支撐架間隙存在，導致局域空穴化和沖蝕破壞。金屬材料主要依靠形成氧化膜來抵抗腐蝕，磨損或流體湍流對氧化層的破壞都會造成無防護作用的溶解腐蝕。Ko等提出凹坑形貌由液體沖蝕或空穴化形成，細長凹坑形貌是固液共同沖蝕磨損，以及傾斜沖擊作用的結(jié)果。水化學條件、高速水流或雙相流條件也可改變最終的磨損形貌。溶解腐蝕及沖蝕-空穴化造成的連續(xù)材料流失在表面形成了波浪和凹坑，而機械相互作用，如元件之間的沖擊或者傾斜沖擊進一步加劇了錘擊特征。上述過程發(fā)生的順序及其作用程度均會影響最終的磨損損傷表面特征。

全尺寸全流量試驗臺較磨損試驗臺的測試結(jié)果更易發(fā)現(xiàn)沖蝕及空穴化現(xiàn)象。試驗臺樣件的磨損形貌更多反映的是機械相互作用的結(jié)果，如細長凹坑形貌，非均勻擦痕、刮痕、壓痕和塑性變形等。這可能是蒸汽發(fā)生器失效傳熱管的磨損區(qū)沒有發(fā)生塑性變形，而試驗臺樣件出現(xiàn)這種特征的主要原因。在全尺寸全流量試驗臺上測試樣件的金相檢測，主要表現(xiàn)為沖蝕和空穴化的作用，與失效傳熱管具有相似的結(jié)果。

3 磨損預測方法

核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管壽命的預測評估，是保證傳熱管安全運行的重要環(huán)節(jié)。目前，工作率模型是一種廣泛應用的預測模型，由Frick[6]于 1984年提出，經(jīng)不斷改進，發(fā)展出基于Archard磨損方程的工作率模型，磨損體積V為：

式中：F為法向力；S為滑動距離；H為材料硬度；k為無量綱的磨損系數(shù)，確定材料和環(huán)境下，通過實驗獲得的常數(shù)。

因為，工作率模型可由單位時間的磨損體積, 即體積磨損率V′, 經(jīng)式（1）變形得到：

式中:WK具有m2/N或Pa-1量綱的系數(shù)。磨損工作率W為：

式（3）的磨損工作率又稱法向工作率，是單位時間內(nèi)法向接觸力和滑動距離的積分。磨損工作率W表征了傳熱管和支撐材料間通過動力學相互作用耗散的有效機械能，是量化微動磨損的參數(shù)。

為了預測傳熱管磨損損傷破壞，需要對各個支撐位的工作率進行評價。美國電力研究協(xié)會（EPRI）進行的研究，旨在分析傳熱管振動和磨損問題，包括實驗、理論分析和軟件開發(fā)，流體擾動函數(shù)及線性或非線性管束動力學研究，磨損系數(shù)、傳熱管壁厚度損失和體積損失間的比率等實驗測量[7]。Axisa等[8]發(fā)展了模擬非線性流體誘發(fā)振動的數(shù)學方法，計算了在中間有缺口支撐的懸臂梁的法向工作率。Ko等[9]對傳熱管磨損開展了大量的實驗和分析工作。Fisher等[10]和Guerout等[11]分別對不同材料組合、不同支撐板形狀進行了微動磨損實驗，發(fā)現(xiàn)對于流體彈性不穩(wěn)定造成的磨損，磨損率隨著傳熱管與支撐架間隙增大而增加，對于單獨由湍流引起的微動磨損，磨損率變化規(guī)律相反。雖然各個實驗室獲得的實驗數(shù)據(jù)在量級上具有一定差別，但規(guī)律相同。

大部分正在運行的核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管處于流體彈性穩(wěn)定狀態(tài)，過程的預測評估可以利用流激振動的非線性動力學進行。通過將不同激發(fā)原因預測的結(jié)果和失效傳熱管對比，單純渦流誘發(fā)機制預測的磨痕深度較淺，目前渦流檢測手段有限，僅利用流體彈性不穩(wěn)定性誘發(fā)機制預測，傳熱管則會出現(xiàn)過早磨穿?？紤]到渦流檢測可檢測到的磨損痕跡，可能的振動誘發(fā)機制是低于臨界速度的流體彈性力誘發(fā)機制，即振幅限制的流體彈性不穩(wěn)定性[12]和流體彈性機制[13]。

已經(jīng)發(fā)表的代表性磨損率數(shù)據(jù)主要包括：EPRI針對常規(guī)的Inconel 600傳熱管和碳鋼支撐架磨損體積和磨損工作率關系數(shù)據(jù)[7]；Chalk River核工程實驗室數(shù)據(jù)[10]和日本中央電力研究所的實驗數(shù)據(jù)[14]，均證實長期磨損條件下，體積磨損率和磨損工作率呈線性關系。圖2給出了EPRI不同材料組合的體積磨損率和工作率關系的實驗結(jié)果[7]。傳熱管材料為J600，測試時采用的Inconel 600。圖3給出了EPRI磨損體積和磨損厚度關系的實驗結(jié)果[7]。Inconel 600與碳鋼支撐配合獲得的體積磨損率與磨損工作率比為WK =1.4×10-15Pa-1。蛋簍型支架厚度損失與體積損失的比為Δh=0.009 333 mm-2。Au-Yang[15]利用EPRI的實驗數(shù)據(jù)，計算了傳熱管最苛刻支撐位的磨損率，工作率利用了Brenneman和Gurdal[16]計算的支撐位磨損工作率，假設在傳熱管運動的非線性方程中同時存在流體彈性機制和湍流機制，得到經(jīng)過10年的運行，在傳熱管支撐外圍急劇磨損位置的壁厚磨損率大約為0.27 mm，與渦流檢測所得的結(jié)果一致，而且盡管只通過傳熱管一個支撐位的實驗結(jié)果，但經(jīng)受局域橫流的其他位置也有相似的磨損結(jié)果。

圖2 EPRI不同材料組合的體積磨損率和工作率關系實驗結(jié)果[7]Fig.2 EPRI experimental result of volumetric wear rate versus normal work rate for different material combinations[7]

圖3 EPRI磨損體積和磨損厚度關系的實驗結(jié)果[7]Fig.3 EPRI results of tube wall thickness loss versus volumetric wear[7]

4 結(jié)束語

蒸汽發(fā)生器傳熱管的磨損是受高溫高壓流體高速流動影響的微動磨損過程，傳熱管受到介于流體彈性不穩(wěn)定性和湍流機制間的流體力的作用而發(fā)生振動，并與支撐材料間發(fā)生沖擊和滑動作用，產(chǎn)生磨損失效。磨損過程除了常規(guī)微動磨損外，還包含流體和磨粒的沖蝕，傳熱管和支撐架間隙處的空穴化，沒有防護作用的溶解腐蝕，正常沖擊下兩個近共形彎曲部件之間的擠壓膜效應等的共同作用。核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管的主要失效機制，以及各個機制作用的順序決定了最終的磨損形貌。利用流激振動的非線性理論計算結(jié)合磨損工作率模型，可對傳熱管磨損進行合理壽命預測評估，目前已經(jīng)廣泛地應用于核電廠的運行管理中。

感謝大連理工大學材料科學與工程學院2011級部分碩士生參與文獻調(diào)研工作，以及佟碩、張鋒剛、李廣宇等同學的有關討論和幫助。

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Fretting Wear Damage of Steam Generator Tubes and Its Prediction Modeling

CHE Hong-long，LEI Ming-kai
(School of Materials Science and Engineering, Dalian University of Technology, Dalian of Liaoning Prov. 116024, China)

The steam generator is the key equipment used for the energy transition in nuclear power plant. Since the high-temperature and high-pressure fluid flows with high speed, the steam generator tubes will be excited and vibrate, leading to the tremendous fretting wear problem on the tubes, sometimes even leading to tube cracking. This paper introduces typical fretting wear cases, the result of corresponding simulation wear experiment and damage mechanism which combining mechanical wear and erosion-corrosion. Work rate model could give a reasonable life prediction about the steam generator tube, and this predictive model has been used in nuclear power plant safety assessment.

steam generator tube；fretting wear；work rate model；safety assessment

TL34 Article character: A Article ID: 1674-1617(2013)02-0115-05

TL34

A

1674-1617(2013)02-0115-05

2012-12-06

車宏龍（1988—），男，河北張家口人，碩士研究生，從事材料表面工程研究。