Inconel 600 в ядрената енергетика: Избор на материал за тръба за парогенератор и опит в обслужването

Във всеки парогенератор на реактор с вода под налягане (PWR) има хиляди тънкостенни-тръби - типично голямо устройство съдържа над 7000 U-тръби. Всяка тръба е граница на налягането, разделяща радиоактивния първичен топлоносител от не-радиоактивната пара и целият сноп образува най-голямата топлопреносна-повърхност в системата на реактора. Материалът, избран за тези тръби, определя дали една инсталация работи надеждно в продължение на 40-60 години или е изправена пред преждевременна подмяна на много-милиони долари парогенератор.

В продължение на приблизително две десетилетия този материал бешеInconel 600 (UNS N06600). Това беше рационален избор: високото му съдържание на никел (минимум 72%) го направи имунизиран срещу хлоридно корозионно напукване, имаше силна висока -температурна якост и устойчивост на окисление и превъзхождаше аустенитните неръждаеми стомани, използвани в най-ранните парогенератори. Тогава полеви данни разказаха различна история. Тръбите започнаха да се напукват отвътре навън и механизмът - първично корозионно напукване под воден стрес (PWSCC) - се превърна в един от най-значимите материални уроци в комерсиалната ядрена история, като в крайна сметка доведе индустрията до сплав 690.

Inconel 600 е отлична високо{1}}температурна сплав, чиято единствена критична слабост - PWSCC в гореща първична вода с висока-чистота - отразява нейното относително ниско съдържание на хром (14-17%). За новите ядрени парогенератори Alloy 690TT (27-31% Cr) сега е глобален стандарт, защото грубо удвоява хрома и повишава устойчивостта на PWSCC с коефициент на подобрение от над 10. Но Inconel 600 остава напълно квалифициран и широко използван в не-ядрени високи-температурни задачи - пещ, химическа и термична обработка - където PWSCC не е управляващият режим на отказ. Изборът между тях е въпрос на съвпадение на сплавта с действителния механизъм на корозия.

Какво представлява Inconel 600 и защо е избран?

Inconel 600 е никел-хром-желязо твърд-сплав с 72% минимум никел и 14-17% хром. Много високото съдържание на никел е ключова характеристика на дизайна: никеловите матрици са имунизирани срещу напукване от хлоридна корозия и не стават водород-крехки по начина, по който го прави феритната стомана. Хромът осигурява устойчивост на окисление и корозия при висока температура. Тази комбинация направи 600 логичното надграждане от аустенитни неръждаеми стомани, когато се проектираха парогенераторите PWR в края на 60-те и 70-те години на миналия век.

Inconel 600 не е утаително{1}}втвърдена сплав - това е твърд-разтвор-подсилен, лицево-центриран-кубичен материал, който остава пластичен и здрав в много широк температурен диапазон, от криогенни условия до високо-температурно окисление. Лесно се изработва в тънко-безшевни тръби, заварени без термична обработка след-заваряване, и издържа на карбуризиране, азотиране и окисляващи атмосфери до приблизително 1095 градуса (2000 градуса F). Тези характеристики обясняват защо е приет не само за тръбопроводи на реактори, но и за вътрешни елементи на пещи, приспособления за топлинна-обработка и оборудване за химически процеси.

[Източник] ASTM B167 / ASME SB-163 (Inconel 600 безшевни тръби); ASME SB-166 (шина/прът).

Защо съдържанието на никел има значение за ядрените дизайнери

Дизайнерите избраха Inconel 600 поради три причини, които се дължат на високото му съдържание на никел: устойчивост на корозионно напукване при хлориден стрес (проблем за неръждаемите стомани от серия 300- в най-ранните парогенератори), силни механични свойства при повишена-температура и устойчивост на химичните вещества каустик и фосфатна вода, използвани след това от вторичната страна. Видът на повреда, който се появи по-късно - PWSCC -, е феномен от-страната на първичната-вода с висока-чистота-, а не проблем с хлорид или обща корозия, поради което не е предвиден от ранните тестове за квалификация.

Полезен начин за разбиране на компромиса-: Inconel 600 е оптимизиран за висока-температурна якост, устойчивост на окисление и устойчивост на хлорид -, всички управлявани от много високото ниво на никел. Това, за което не беше оптимизиран, беше дългосрочна-устойчивост на пукнатини в гореща, висока-чистота, хидрогенирана първична вода. Това второ изискване се превърна в доминиращ двигател на дизайна едва след като се появи крекинг на място и се управлява от съдържанието на хром - елементът Inconel 600 има най-малко сред семейството си.

Inconel 600 Механични и физически свойства

Inconel 600 в закалено състояние осигурява грубо 550 MPa (80 ksi) минимална якост на опън, 240 MPa (35 ksi) минимална граница на провлачване, най-малко 30% удължение и твърдост от около 184 HB максимум. Това са средни стойности на якост според стандартите за суперсплави, но истинската стойност на сплавта е комбинацията от здравина с пластичност, издръжливост и устойчивост на корозия в широк температурен диапазон - свойства, подходящи за тънко-тръби на парогенератора и за високо-температурни структурни компоненти.

[Източник] Лист с данни за специални метали Inconel 600; ASTM B167, ASME SB-163, ASME SB-166.

Как се представя Inconel 600 при висока температура?

Inconel 600 издържа на окисление във въздуха до приблизително 1095 градуса (2000 градуса F) и поддържа полезна якост до приблизително 650-815 градуса в зависимост от натоварването и необходимия живот. Под около 540 градуса може да се използва и в редуциращи или сулфидизиращи атмосфери. В ядрените парогенератори обаче работният прозорец е много по-нисък - около 290-325 градуса първична вода - и корозията, а не окисляването, управлява работата там.

Това разграничение е важно за избора. Репутацията на Inconel 600 за „високи-температури“ идва основно от услугите за газ и пещи, където защитната нагар от хром-оксид (Cr₂O₃) запазва метала непокътнат. При работа с гореща вода същият оксиден филм е предизвикан от химическия състав на водата, състоянието на механично напрежение и металургичното състояние на границите на зърната - напълно различен режим. Поуката от ядрения опит е, че една сплав може да бъде изключителна при висока-температурна суха работа и все още да е уязвима при висока-температурна водна работа, тъй като управляващите механизми не са еднакви.

Опит в обслужването - Механизмите на деградация, които промениха индустрията

Първичното корозионно напукване под натиск на водата (PWSCC) е механизъм на междукристално напукване, който възниква, когато се появят три условия заедно: продължително напрежение на опън в стената на тръбата (от производство, навиване в тръбния лист или U-огъване), податлива микроструктура и дълго излагане на гореща борирана първична вода при приблизително 290-325 градуса. Alloy 600 беше най-податливата на PWSCC сплав за парогенератори, тъй като нейните 14-17% хром не бяха достатъчни, за да запазят пасивния филм непокътнат и да избегнат изчерпването на хром по границите на зърната. Пукнатините започват и растат по границите на зърната от вътрешната повърхност навън.

PWSCC е опасен именно защото е бавен и скрит. Една тръба може да работи с години, преди да се появи измерима индикация за пукнатина; до момента, в който се открие чрез тестване с вихрови токове, тръбата вече е компрометирана. Индустрията никога не е третирала това като внезапна грешка в дизайна - това беше бавно натрупване на полеви данни, които през 1970-те и 1980-те години разкриха пукнатини в голяма част от работещите PWR парогенератори и принудиха комуналните услуги да предприемат скъпи програми за управление и подмяна.

• Основните-странични места на PWSCC, които предизвикват безпокойство в парогенераторите Alloy 600, бяха:
• Разширителен преход от тръба-към-тръбен лист - високо остатъчно напрежение от търкаляне/разширяване.
• Област на U{0}}огъване - високо остатъчно напрежение от студено огъване, особено най-тесните радиуси.
• Места на вдлъбнатини и вдлъбнатини, където механичните повреди повишават локалното напрежение.
• Заварете засегнатите от топлината-зони на тръба-към-тръбен лист и други съединения.

Какви други механизми на разграждане са засегнали тръбите от сплав 600?

Освен PWSCC, тръбите на парогенераторите от сплав 600 претърпяха вторична-странична деградация - извън-диаметър корозионно напукване (ODSCC), междукристална атака (IGA), каустик SCC, олово-индуциран SCC (PbSCC), вдлъбнатини, хлътване и-течение/износване. Те се задвижват от вторичната -химия на водата, натрупване на утайки и условия на пукнатини в опорните плочи на тръбата - не от първичната страна. Заедно с PWSCC те превърнаха Alloy 600 в най-активно управлявания материал в парка от парогенератори.

[Източник] NRC/EPRI PWR Насоки за изследване на парни генератори; NRC регистрира разграждането на Alloy 600 и подмяната на парогенератора.

Колко лош беше полевият запис - и какъв беше отговорът?

До 90-те години първичен-воден крекинг беше открит в голяма част от работещите парогенератори PWR и комуналните услуги се сблъскаха с програми за подмяна десетилетия преди графика. Незабавният отговор беше запушване на тръби и гилзи -, изваждане на повредени тръби от експлоатация или ремонтирането им със заварени маншети. Дългосрочният-отговор беше пренастройване на тръби или подмяна на цели парогенератори с термично обработени тръби от сплав 690. Облицовката печели време, но добавя ограничение на потока и тежест при инспекция, а достатъчно запушени тръби намаляват капацитета за пренос на топлина-на генератора над икономическите ограничения.

Ускореното лабораторно тестване определи количествено разликата между условията на сплавта и даде на индустрията увереността да направи промяната. В една широко цитирана програма за статично натоварени образци с обратно U-огъване в първична вода от 680 градуса F (360 градуса), напукване се появява за приблизително 300 часа за-загрята сплав 600 и около 800 часа за термично обработена сплав 600 -, но не се наблюдава при термично обработена сплав 690 дори след това 12 000 часа.

При статични тестове на опън при 680 градуса F, мелнично{1}}загрят 600 се напука в рамките на около 2900 часа, докато термично обработеният 690 не показа напукване след 7000 часа. При тестване с ускорена пара при 760 градуса F, мелнично{10}}загрят 600 се напука в рамките на около 1000 часа, докато термично обработеният 690 не показа напукване след 6000 часа.

[Източник] Изследване на EPRI, обобщено в заявления за лицензиране на NRC за резервни парогенератори (напр. Южен Тексас Проект Unit 1 RSG, термично обработена сплав 690, дизайн Westinghouse Delta 94).

Практическият резултат: подобрение на-състоянието на сплавта с приблизително един порядък на съпротивлението на PWSCC (коефициент на подобрение над 10 в първичната вода) е причината термично обработената сплав 690 да стане рекорден заместващ материал.

Мел{0}}закален срещу термично обработен Inconel 600

Термичната обработка (TT) е допълнителен контролиран топлинен цикъл - около 700-725 градуса за 10-15 часа -, прилаган след нормалната стъпка на отгряване в мелница/разтвор. Той утаява богати на хром-M23C6 карбиди по границите на зърната в Alloy 690 (и M7C3-тип карбиди в Alloy 600), което повишава наличността на хром на границата на зърното и намалява зоната с изчерпване на хром, която позволява междукристално напукване. Мелнично отгрята (MA) сплав 600 е температурата, която претърпя най-много PWSCC в експлоатация; TT Alloy 600 е значително по-устойчив, но все още не е еквивалентен на TT Alloy 690.

Последователността на топлинна-обработка е толкова важна, колкото химията. За оптимална устойчивост на SCC, сплавта трябва първо да бъде отгрята в разтвор/мелница при температура, достатъчно висока, за да постави целия въглерод в разтвор (за сплав 690, над приблизително 1940 градуса F / 1060 градуса), след това термично обработена, за да се утаят карбидите по границите на зърната. Устойчивостта е най-голяма, когато границите на зърната са гъсто заселени с карбиди и матрицата не е чувствителна. Ето защо тръбите на парогенератора се доставят с определено условие за топлинна-обработка, а не само химия.

[Източник] Документи за лицензиране на NRC; Материали на семинара на EPRI за термично обработена сплав 690; Kai et al., Ядрено инженерство и проектиране 144 (1993).

Защо термичната обработка не спасява напълно сплав 600?

Термичната обработка подобрява сплав 600, но не може да я направи еквивалентна на сплав 690, тъй като двете сплави се различават по съдържанието на хром - основната променлива. Подобрението от утаяването на карбид е реално (приблизително 2-3 пъти при ускорени тестове), но само с 14-17% хром сплавта все още има твърде малко хромни резерви, за да запази границите на зърната защитени в продължение на десетилетия в първична вода. Сплав 690 започва с почти двойно повече хром, така че нейните граници на зърната остават защитени дори преди термична обработка, а стъпката TT след това разширява тази граница допълнително.

Това е основният металургичен урок от историята на Inconel 600: микроструктурните контроли могат да подобрят производителността на сплавта с коефициент няколко, но промяната на фундаменталната химия на сплавта може да промени самия режим на повреда. За да премине от „управляемо напукване“ към „без потвърдени повреди на PWSCC“, индустрията трябваше да промени сплавта, а не само термичната обработка.

Inconel 600 срещу 690 срещу 800NG

Три сплави определят историята на тръбите на парогенератора. Alloy 600 (N06600) беше оригиналната тръба за PWR, но се провали от PWSCC и беше оттеглена от новия SCC-критичен ядрен режим. Сплав 690 (N06690) удвои съдържанието на хром до 27-31% и сега е глобален стандарт в термично обработена форма, без потвърдени повреди на PWSCC тръба при експлоатация. Alloy 800NG (N08800) е алтернативният път, стандартизиран от дизайните на Siemens/KWU PWR и CANDU, използващ контролирано съотношение титан-към-въглерод вместо високо съдържание на хром, за да устои на междукристална атака. Изборът между тях се определя от дизайна на реактора, вторичната химия и натрупаните експлоатационни данни - не от едно число за ефективност.

[Източник] ASTM B167/B163/B407/B408; ASME SB-163; EPRI и NRC литература за материали за парогенератори.

Коя сплав трябва да посочите за тръбите на парогенератора?

За нови или резервни PWR тръби за парогенератор, посочете термично обработена сплав 690 (UNS N06690). Това е глобалният стандарт, има най-силния PWSCC рекорд и е подкрепен от десетилетия данни за квалификация. Alloy 800NG е правилният избор за дизайните на реакторите KWU/Siemens и CANDU, които са стандартизирани върху нея, където нейният баланс на желязо-никел-хром съответства на вторичната химия на тези инсталации. Сплав 600 не трябва да се посочва за нови SCC-критични ядрени тръби; той остава подходящ за не{10}}обслужване при високи-ядрени температури и за наследени компоненти на инсталации, управлявани съгласно одобрена-програма за управление на стареенето.

За съществуващи инсталации с тръби от Alloy 600 решението зависи от жизнения цикъл: продължете подобрената инспекция (изпитване с вихрови токове) плюс запушване/втулка или планирайте замяна на парогенератора с 690TT. Компромисът-е тежестта на проверката, ограничаването на потока от запушените тръби и времето за прекъсване спрямо капиталовите разходи за подмяна. Повечето комунални услуги в крайна сметка заключиха, че замяната с Alloy 690TT е единственият траен път.

Практически правила за избор - Съвпадение на сплавта с мита

Петте правила за избор на сплав 600 срещу 690

• Правило 1Is the failure mode PWSCC in hot (>290 градуса ) първична вода с висока-чистота? - Ако отговорът е „ДА“, посочете Alloy 690TT. Това е глобален стандарт с коефициент на подобрение над 10 в първичната вода и без потвърдени повреди на PWSCC тръба.
• Правило 2Конструкцията на реактора KWU/Siemens PWR или CANDU (AECL) ли е? - Ако отговорът е „ДА“, Alloy 800NG (Ti/C по-голямо или равно на 12:1) е проектът-стандартизиран избор и се поддържа напълно от оперативните записи на този парк.
• Правило 3Службата за не{0}}неядрено високотемпературно окисление, карбуризация или каустик ли е? - Ако отговорът е „ДА“, Inconel 600 е напълно квалифициран, по-икономичен и няма PWSCC наказание.
• Правило 4Това съществуващ парогенератор Alloy 600 ли е? - Управлявайте го с подобрена проверка на вихрови токове, запушване и затваряне; план за подмяна на 690TT, когато капацитетът-за пренос на топлина или наличността станат ограничаващи.
• Правило 5Посочвате ли условие за топлинна-обработка? - Винаги го посочвайте изрично (мелнично-закален срещу термично обработен). Ефективността на PWSCC зависи както от състоянието, така и от химията; TT 690 не е същият продукт като MA 690.

Контрол на кобалта и доза радиация

В ядрените услуги изборът на материал не е само за крекинг -, но и за контрол на радиационното поле. Кобалт-59, естествена следа от примеси, се трансформира под действието на неутронен поток в кобалт-60, силен гама излъчвател, който доминира дозата на персонала по време на прекъсвания за поддръжка. Следователно ядрените класове на сплав 690 ограничават кобалта на много ниски нива (По-малко или равно на 0,10%, често по-малко или равно на 0,05% или 0,02%), а сплав 690 освобождава по-малко метални йони в охлаждащата течност на реактора от сплав 600, намалявайки натрупването на активирани корозионни продукти.

Ето защо съвременните спецификации на тръбите на парогенератора ограничават стриктно кобалта, бора и остатъчните елементи и защо подобряването на дозата на радиация се третира като предимство при избора-на материал наред с устойчивостта на SCC. За едно комунално предприятие по-слабо активираните корозионни продукти означават по-ниска доза при прекъсване - пряка безопасност и ползи от разходите, които се увеличават през целия живот на инсталацията. Когато определяте тръби за ядрен-клас, потвърдете ограниченията за кобалт и бор в протокола от теста на материала, а не само за основния химичен състав.

Често задавани въпроси

В: Защо беше избран Inconel 600 за тръби за ядрен парогенератор?

О: Inconel 600 беше избран през 60-те-70-те години на миналия век, тъй като високото му съдържание на никел (72% мин.) го прави имунизиран срещу корозионно напукване при хлориден стрес, има силна якост при високи-температури и устойчивост на окисление и издържа на разяждащите и фосфатните вторични-химикали, използвани по това време. Той беше по-устойчив-на корозия от аустенитните неръждаеми стомани, които замени. Неговата по-късна слабост - PWSCC - не беше очевидна, докато не се натрупаха десетилетия на данни за обслужване.

В: Какво е PWSCC и защо засяга Alloy 600?

О: PWSCC (първично корозионно напукване под воден стрес) е механизъм за междукристално напукване в първична борирана вода с висока{0}}чистота при приблизително 290-325 градуса. Изисква три едновременни условия: продължително напрежение на опън, чувствителна микроструктура и дълго излагане на гореща първична вода. Сплав 600 е уязвима, тъй като нейното относително ниско съдържание на хром (14-17%) позволява на защитния оксиден филм да се разруши локално и изчерпването на хрома по границите на зърната позволява появата и нарастването на междукристални пукнатини.

В: Каква е разликата между мелнично{0}}загрята (MA) и термично обработена (TT) сплав 600?

О: Мел{0}}отгрята (MA) сплав 600 е-отгрята при около 900-1000 градуса и е температурата, която претърпя най-много PWSCC в експлоатация. Термично обработената (TT) сплав 600 получава допълнителна топлинна обработка при около 700-725 градуса за 10-15 часа, която утаява хромни карбиди по границите на зърното; тази контролирана карбидна мрежа подобрява устойчивостта на PWSCC (приблизително 2-3 пъти спрямо MA 600 при ускорени тестове), но не я прави еквивалентна на Alloy 690TT.

Въпрос: Защо ядрената индустрия премина от сплав 600 към сплав 690?

О: Широко разпространеният PWSCC в мелнично-закалени тръби от сплав 600 наложи скъпоструващо запушване, втулка и преждевременна смяна на парогенератора. Сплав 690 (UNS N06690) грубо удвоява хрома до 27-31%, което стабилизира пасивния филм и повишава устойчивостта на PWSCC с коефициент на подобрение над 10 в първичната вода. В термично обработена форма, почти всички резервни и новопостроени парогенератори от края на 80-те години използват Alloy 690TT, без потвърдени повреди на PWSCC тръби до момента.

Въпрос: Инконел 600 все още ли се използва някъде днес?

A: Да. Inconel 600 остава широко използван в не-ядрени високотемпературни-температурни услуги, където високото му съдържание на никел е превъзходно: муфели на пещи, реторти, лъчисти тръби и приспособления за термична-обработка с устойчивост на окисление до около 1095 градуса (2000 градуса F), атмосфери за карбуризиране и азотиране, химическа и нефтохимическа обработка, каустик производство и компоненти за газови-турбини. Той е напълно квалифициран за тези задължения и е икономичен, когато високотемпературният воден SCC не е основният режим на повреда.

В: Какви други сплави се конкурират с Inconel 600 за тръби за парогенератори?

О: Трите основни сплави на тръбите на парогенератора са сплав 600 (N06600), сплав 690 (N06690) и сплав 800 (N08800) в ядрен клас (800NG). Alloy 690TT е модерният световен стандарт поради превъзходната устойчивост на PWSCC. Сплав 800NG с контролирано съотношение на титан-към-въглерод от най-малко 12:1 е стандартизиран от Siemens/KWU PWRs в Германия и от по-късно CANDU реактори под налягане с тежка вода, изградени по AECL проекти -, доказвайки, че устойчивостта на PWSCC може да бъде постигната по повече от един металургичен път.

В: Как да проверя тръбите от инконел 600 или 690 за ядрен клас?{0}}

О: Проверете протокола от теста на материала (MTC, EN 10204 3.1 или 3.2, или ASME SB-163 сертификат): той трябва да посочва UNS обозначението (N06600, N06690 или N08800), химичния състав, включително контролирани граници на кобалт и бор, условията на топлинна-обработка (мелнично{-закалено срещу термично третирани), размер на зърното, механични свойства и резултати от безразрушително изследване (вихрови токове и ултразвуково изпитване). Ядрените спецификации също така изискват пълна проследимост и критерии за дефекти, които отхвърлят припокриване, шевове, маркировки, пукнатини и включвания.

Въпрос: Може ли термично обработената сплав 690 да се напука?

О: Термично обработената сплав 690 има отлични полеви резултати, но не е абсолютно имунизирана. Заварките от сплав 690 с добавъчни метали от сплав 52/152 могат да бъдат податливи на PWSCC при високо остатъчно напрежение или дефекти на заваръчните шевове и изследванията на вторичната-страна на ODSCC продължават в няколко страни. Правилното заключение е, че 690TT значително разширява границата на безопасност и е елиминирала PWSCC като доминиращ{8}}режим на повреда в целия флот за самите тръби -, но стабилното производство, контролът на остатъчното-напрежение и-контролът на химията на водата остават от съществено значение.