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拉伸性能 A508Ⅲ钢典型的微观组织 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（300