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压力容器的研发与发展

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压力容器的研发与发展

发布日期:2018-06-22 作者:盐城市大明化工机械有限公司 点击:

 核电站一般通过三道屏障防止放射性物质泄漏到外界,冷却剂压力边界是其中第二道屏障。压力边界的完整性取决于压力容器等部件的可靠性。反应堆压力容器比之于一般常规压力容器工作环境的主要不同是受强中子辐照。中子引起的辐照脆化是压力容器的主要危险。


  由于反应堆压力容器的强度、温度等要求,采用的是体心立方晶格铁素体低合金钢。厚壁和强中子辐照等条件都是引起辐照脆化的不利因素。反应堆压力容器材料在高能中子辐照下会引起脆化。其表现为无延性转变温度偏移升高和冲击韧性试验的吸收能降低。影响辐照脆化程度的因素很多,主要有中子注量的影响、辐照温度的影响、不同部位的影响、钢中杂质残余元素的影响。其中钢中的杂质是主要研究和控制的对象。


  早期的反应堆压力容器由于人们对钢中杂质的影响认识不足,对其杂质没有有效控制,致使材料的无延性转变温度在运行后升得过高。近期人们发现利用压力容器的退火可以恢复其较低的无延性转变温度,俄国和美国进行过压力容器的退火处理。退火后再运行就有再脆化问题,其规律需要研究刚。至于杂质元素的影响,最初发现主要是铜和磷。美国核管会导则旧版有公式根据铜、磷含量和中子注量计算转变温度偏移的公式和曲线,德国标准则有曲线。


  近期又发现镍的影响,美国核管会导则年第二次修改版考虑了镍的影响,有数据可以用于确定转变温度的偏移。法国和日本也有考虑镍影响的经验公式。由于辐照脆化的影响因素至今未被完全认识,因此反应堆压力容器要设监督管,其中放置监督试样,在运行的不同阶段抽出检测,确定辐照脆化程度‘习。


  国际上对反应堆压力容器脆化已经进行了较多的研究,国际原子能机构有反应堆压力部件可靠性国际工作组和美国试验与材料学会的一工作组都组织了研究,并且发表了不少文章。


  西方国家的压力容器钢材料的化学成分相似,对其研究也较多,但对俄国压力容器钢则有待开展深人研究。国际原子能机构正开展两项压力容器钢的辐照脆化研究,一项主要研究高镍含量对辐照脆化的影响,另一项主要研究俄国一压力容器钢的辐照脆化和再脆化规律。


  我们曾申报这两项研究合同,获得一些相关信息,有待开展研究工作。镍对反应堆压力容器材料辐照脆化的影响机理背景镍在反应堆压力容器钢中的存在提高了对中子引起的脆化的敏感性,甚至在低的磷和铜含量情况下。


  控制辐照损伤过程的机理还未很好地被理解。对受辐照的反应堆压力容器钢的微观研究已经显示出镍存在于富铜基体的偏析和铜一镍叠加效应的明显证据。在文献中只见到高镍含量的钢中子脆化率的有限数量的数据。


  从这些文章中得出的主要结论如下镍影响母材和焊缝金属的辐照敏感性焊缝金属转变温度的偏移高于母材中子对高镍含量一焊缝引起的脆化高于较低镍含量一焊缝近期的监督数据表明,由于反应堆压力容器的辐照条件和监督试样的不同而不能充分代表反应堆压力容器完整性评价此时对型压力容器钢预计转变温度的偏移还没有考虑镍含量的经验公式。


  由于转变温度偏移的预计对反应堆压力容器完整性评价的重要性,研究高镍含量焊缝金属的中子脆化率非常重要。从这项研究所获得的数据库应当用于导出描述辐照剂量对转变温度偏移影响的可信赖的一般关系。对转变温度偏移改进了的预计将提高一侧反应堆压力容器完整性评价的可靠性。


  镍对反应堆压力容器钢中子引起的脆化影响的问题已在国际原子能机构“辐照脆化和缓解”的专家会议上讨论。会议建议对反应堆压力容器钢性能高镍含量影响的数据库和理解的进一步开发。研究计划的目的完成的研究将对于镍对辐照脆化作用的机理理解有贡献提供评价和预计含高镍达的一反应堆压力容器焊缝金属辐照老化的可能性提高一反应堆压力容器完整性评价的可靠性保证一机组安全运转提供与中子注量用一种公认的方法确定的西方国家的钢的比较。


  研究计划的科学范围用于一的有关材料是焊缝。主要辐照将基于实际和准实际材料的焊接件。此项计划的主要目标将是研究型的镍含量在一范围内,在中子注量下的母材和焊缝金属的中子引起的脆化效应,建立一个可靠的数据库并导出一个预计确了一发电机组运行期间转变温度偏移的经验公式。


  为此目的应进行下列活动用于研究的合适材料的采购测定接收状态材料的力学性能和微观结构①拉伸试验②夏比缺口试样的冲击试验③硬度和微观硬度测量④微观结构和断口组织研究。


  发电机组在不同中子注量水平下的辐照试样监测辐照的温度和中子注量名义上的辐照温度是℃测量辐照状况下焊缝金属的力学性能和微观结构检查同项测量辐照试样的中子注量分析从不同国家所获得的结果导出考虑镍含量的中子注量对转变温度偏移影响的关系建议。


  材料名称镍含量中子注量中子注量率重量,母材焊缝注中子注量的评估用公认的剂量测定方法。辐照温度辐照温度为℃试验夏比和拉伸试验。评价堆压力容器辐照损伤以国际原子能机构的反应堆压力容器材料数据库评价反应堆压力容器的辐照损伤。背景俄国现行的反应堆压力容器辐照脆化评价规范核电站部件和管道强度计算标准一在大约年以前批准,并且主要是基于从研究堆获得的实验数据。


  上述规范在没有世纪一年代制作的监督试样结果的情况下已确认。有数据表明在试样辐照时中子注量率通量可能是影响反应堆压力容器材料辐照脆化的因素。


  有一些没有监督大纲的劝下反应堆压力容器,是从运行机组的反应堆压力容器内表面取所谓的“盘试件”。而“盘试件”试验的结果可以做为反应堆压力容器辐照脆化评价的参考点。然而,采样不能对有堆焊层的反应堆压力容器进行。


  这意味着对有堆焊层的一反应堆压力容器的辐照脆化预计只能基于“盘试件”及一料戊一和一监督管内的辐照材料的监督试样结果的评价,甚至对有监督大纲的也没有使用特定机组的监督结果进行反应堆压力容器完整性评价的标准工序。大多数老一代的一反应堆压力容器已经退火。这些反应堆环带区焊缝的再脆化动力学还不能很好地了解。


  至今只有少量的再脆化数据。由于这些反应堆的完整性是被主要关注的,对再脆化率和保证电厂安全运行的安全评价的方法有一个共同理解是极端重要的。因此,收集和分析这些数据以及制定退火(不锈钢固溶退火炉的概述)后反应堆再脆化的导则也是研究计划的重要部分。至今已经从运行型反应堆的国家获得了大量监督数据。几年以前也已经建立了国际原子能机构反应堆压力容器材料的国际数据库。然而至今只有少数一的业主参加。大量的反应堆压力容器辐照脆化的数据也已经在国家研究大纲的框架中获得。使用这些有监督结果的数据能大大扩展反应堆压力容器的数据库并有助于反应堆压力容器完整性评价。这项研究的主要目的应当是建立由反应堆压力容器材料国际数据库内的其它类似重要数据所扩展的一个完整的一监督数据库。


  反应堆压力容器材料国际数据库由于它由国际原子能机构的目的和任务导出,所以是一个研究数据库。数据库有份档案描述材料的生产历史、在验收和老化条件下的化学成分和力学性能,也可包括图和目视资料例如金相显微图等。数据库主要收集原始数据,能在将来按评价方法、标准和规范的新发展进行分析和再分析。数据库有两部分用户监督数据和研究数据。用户数据的使用严格限制于签了协议并提供用户数据的参加者。研究数据库收集过去年国际原子能机构协调研究计划所获得的数据,并且有从参与的欧共体年计划项目和经济合作发展组织项目以及其它的国家研究计划的贡献。


  目前包括了从不同材料获得的多于个夏比试验记录、数千个断裂力学和拉伸试验数据。数据库有过滤软件,它能按使用者规定的特性或任何综合特性收集数据,并且以优化的或文本档案格式输出收集的数据。使用者也能规定用于输出的机组。脆化数据也有助于理解和修改反应堆压力容器钢的一般辐照脆化模型。项目的主要目标项目的主要目标为通过用国际原子能机构数据库收集补充的一反应堆压力容器材料辐照脆化和再脆化的监督及研究数据来扩大国际原子能机构的反应堆压力容器材料数据库制定脆化与材料化学成分和中子注量和可能的中子通量关系的预计公式开发评价特定材料运行机组监督数据的方法论开发用于预计料型运行反应堆压力容器辐照脆化和再脆化的国际原子能机构的导则。数据的收集包括使用标准和小尺寸试样包括盘试件的初始脆化、退火效果以及再脆化效果和热老化。


  收集的用于数据的中子剂量测量的扩大信息包括在用于这个研究大纲的数据库之内。阶段分析用统一方法测定转变和其它辐照损伤参数的原始实验数据的数据库。


  这项分析需要获得来自不同的国家规划的用于制定材料预计公式的数据结果的可比较数据。阶段制定一反应堆压力容器材料辐照脆化的预计趋势的公式,它要考虑由来自扩大的国际原子能机构一反应堆压力容器材料数据库的材料化学成分、金属类型母材金属、焊缝金属、中子注量和可能的中子通量以及热老化可能的影响。


  将所制定的公式与俄国“核电站部件强制计算标准”已有的公式进行比较。阶段制定国际原子能机构用于预计运行的一型反应堆压力容器辐照脆化和再脆化的导则,包括评价和使用来自特定机组的监督数据。为最终使用者和审管机关组织关于说明和使用导则有关信息的国际原子能机构研讨会网。项目的科学范围项目分个阶段,包括收集和分析与反应堆压力容器完整性评价有关的实验数据。阶段收集和确认来自各国的监督以及研究规划已有的一反应堆压力容器辐照脆化的监督和研究数据。主要兴趣集中在还未包括在国际原子能机构反应堆压力容器材料数据库的发电机组的数据和在运行核电厂的监督管内辐照的数据。


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