Изисквания за сплави за атомна електроцентрала: Какво трябва да знаете

Въведение

Атомната електроцентрала е една от най-взискателните материални среди на Земята. Сплавите, използвани вътре в реактора, трябва едновременно да издържат на екстремна топлина, интензивна радиация, вода или пара под високо{1}}налягане и безмилостната заплаха от корозия - често в продължение на 60 години или повече без подмяна. Сбъркайте материала и последствията варират от скъпи непланирани спирания до, в най-лошия случай, радиоактивно замърсяване.

Това ръководство обяснява кои видове неръждаема стомана и никелови сплави се използват в атомните електроцентрали, защо е избран всеки от тях и какви международни стандарти регулират употребата им. Независимо дали сте инженер, специфициращ материали за нова конструкция, професионалист в снабдяването с пръти и плочи или просто някой, който е любопитен за това как ядрените централи са изградени да издържат, тази статия ви дава фактите, от които се нуждаете.

Ядрени материали Обяснете

Компонентите на ядрените централи са изправени пред четири едновременни заплахи, с които нито един обикновен метал не може да се справи сам:

Висока температура:Първичният охлаждащ агент във воден реактор под налягане (PWR) работи при приблизително 315–343 градуса при 155 бара. Реакторите с кипяща вода (BWR) работят при около 285 градуса при 75 бара.

Висока радиация:Бързите неутрони и гама лъчи причиняват атомно изместване в металите, което води до набъбване, крехкост и промени в механичните свойства с течение на времето - феномен, наречен радиационно увреждане или крехкост от облъчване.

Корозия:Гореща вода с висока{0}}чистота с разтворен водород (PWR) или кислородна вода (BWR) създава силно агресивна електрохимична среда, особено опасна за сплави, податливи на корозионно напукване под напрежение (SCC).

Дълъг експлоатационен живот:Ядрените електроцентрали са лицензирани за 40–60 години, като програмите за-удължаване на живота избутват компонентите до 80 години. Материалите трябва да поддържат свойствата си през целия живот.

Аустенитните неръждаеми стомани и суперсплавите-на базата на никел са решението на това предизвикателство. Техните лицево-центрирани кубични (FCC) кристални структури са устойчиви на радиационна крехкост, високото им съдържание на хром образува самовъзстановяващ се оксиден слой срещу корозия, а повишеното им съдържание на никел осигурява изключителна издръжливост в пълния работен температурен диапазон.

Никелови сплави в атомни електроцентрали

Ако има една сплав, която определя съвременния PWR дизайн, това е Alloy 690 (UNS N06690). С номинален състав от 58 % никел, 29 % хром и 9 % желязо, сплав 690 е разработена специално, за да замени по-старата сплав 600, която се оказа податлива на първично корозионно напукване под въздействието на вода (PWSCC) след години в експлоатация - проблем, който доведе до изключително скъпи ремонти в заводи по целия свят.

Обозначението "TT" означава термично обработено, контролирана топлинна обработка, която утаява хромни карбиди по границите на зърната. Тази микроструктурна модификация на практика елиминира чувствителността към PWSCC. Днес всеки нов PWR парогенератор, построен в световен мащаб - от AP1000 в Китай и Съединените щати до EPR във Франция и Обединеното кралство - определя тръби от сплав 690TT по ASME SB-163, обикновено с 19,05 mm OD с 1,07 mm дебелина на стената. Един голям парогенератор съдържа приблизително 10 000 тръби, всяка с дължина до 21 метра.

Сплав 625внася мощна комбинация от свойства в ядрената услуга: по-голямо или равно на 58 % никел, 20–23 % хром и 8–10 % молибден. Неговата якост на опън в отгрято състояние надвишава 830 MPa и запазва отлична якост след неутронно облъчване. Тези характеристики правят сплав 625 избраният материал за вътрешните части на активната зона на реактора, облицовката на дюзите на реакторния съд под налягане и структурните компоненти вътре в корпуса на реактора, където както излагането на радиация, така и контактът с корозивния охлаждащ агент са неизбежни. Специфициран е за ASME SB-443 (плоча) и ASME SB-446 (бар).

Сплав 718 е утаително-закалена никелова-хромова сплав с максимална якост на опън над 1380 MPa в -закалено със стареене състояние - сред най-високите от всички налични-устойчиви на корозия сплави. В ядрените централи се използва за високоякостни крепежни елементи, задържащи пружини и вътрешни елементи на реактори, които трябва да поддържат прецизни механични размери в продължение на десетилетия. Неговата устойчивост на отпускане (постепенната загуба на сила на затягане при продължително натоварване при висока температура) е от решаващо значение за болтовите съединения в охлаждащите системи на реактора. Съответства на ASME SB-637 и ASTM B637.

Сплав 600(UNS N06600), с по-голямо или равно на 72 % никел и 14–17 % хром, беше индустриалният стандарт за тръбите за PWR парогенератори от 60-те до 80-те години на миналия век. Опитът от полето обаче разкри, че в мелнично-закалено състояние, сплав 600 е податлива на PWSCC в първична вода с висока-температура - корозионен механизъм, който разпространява пукнатини между гранули при напрежение на опън.

Индустрията е похарчила около 20 милиарда щатски долара+ за подмяна на компоненти от сплав 600 в продължение на няколко десетилетия. Alloy 600 остава в експлоатация в някои по-стари заводи, но вече не е специфициран за ново строителство. Разбирането на тази история е основен контекст, за да се оцени защо Alloy 690TT доминира в съвременните спецификации.

Класове неръждаема стомана в ядрените услуги

Клас 316L(UNS S31603) и неговия-подобрен с азот вариант 316LN са работните коне на тръбопроводите на ядрената охлаждаща система. Спецификацията за ниско-въглерод (По-малко или равно на 0,03 % C) предотвратява сенсибилизация по време на заваряване, запазвайки устойчивостта на корозия в засегнатите от топлина-зони. Добавянето на азот в 316LN (0,10–0,16 % N) компенсира намаляването на якостта, причинено от ниския въглерод, постигайки минимум 0,2 % якост на издръжливост от 205 MPa - важно изискване, тъй като ядрените тръбопроводи трябва да отговарят на строги стандарти за интегритет на границите на налягането съгласно ASME Раздел III, NB Клас 1.

Тръбопровод с голям-диаметър 316LN, изкован по ASME SA-182 или ASME SA-376, образува първичния контур на охлаждащата течност в PWR - контура, който циркулира гореща вода между съда под налягане на реактора и парогенераторите. Това е тръбопровод от-критично значение за безопасността: повреда тук е определението за авария със загуба на охлаждаща течност (LOCA), иницииращото събитие в планирането на ядрени аварийни ситуации.

Клас 304L(UNS S30403) е стандартният материал за облицовки на ядрени контейнери, басейни за отработено гориво, канали за зареждане с гориво и големи{1}}резервоари за съхранение. Неговата заваряемост е изключителна, а ниското -въглеродно съдържание елиминира риска от сенсибилизация в хиляди метри заваръчни шевове в голяма защитна структура. Плочата и листът се доставят на ASME SA-240; тръба и тръба към ASME SA-312.

Степени 321(титан-стабилизиран) и 347 (ниобий-стабилизиран) са определени за компоненти, които претърпяват термичен цикъл - повтарящо се нагряване и охлаждане - като топлообменници, междинни охлаждащи контури и определени тръбопроводни системи. Стабилизиращите елементи химически свързват въглерода, предотвратявайки утаяването на хромен карбид дори след продължително време при температури в диапазона на чувствителност (425–850 градуса). И двата класа отговарят на ASME SA-240 (плочи) и SA-182 (изковки).

Циркониеви сплави - Горивна обвивка

Нито едно обсъждане на ядрени материали не е пълно без споменаване на циркониеви сплави. Zircaloy-4 и Zr-2,5Nb имат напречно сечение на поглъщане на термични неутрони-от само 0,18 барна - приблизително 40 пъти по-ниско от неръждаемата стомана - което ги прави по същество прозрачни за неутроните, необходими за поддържане на верижната реакция. Горивните пелети са обвити в облицовъчни тръби от циркониева сплав (обикновено 9,5 mm OD, 0,57 mm стена), които образуват първата бариера между радиоактивното гориво и охлаждащата течност. Докато циркониевите сплави попадат извън продуктовата гама от неръждаема стомана и никелови сплави, тяхната роля обяснява защо неръждаемата стомана е ограничена до структурни приложения извън самата горивна касета.

Изисквания за ядрени сплави: Таблица за бърза справка

Таблицата по-долу предоставя консолидирана справка за инженери и екипи за доставки, определящи сплави за приложения в атомни електроцентрали.

Таблица 1: Основни сплави и класове неръждаема стомана, използвани в атомните електроцентрали, с приложимите стандарти. *Сплав 600, запазена в някои наследени заводи; не е посочено за ново строителство. Zircaloy е посочен само за справка.

Ядрени кодекси и стандарти: Какво управлява материалната квалификация

Ядрените материали са сред най-строго регулираните във всяка индустрия. Един материал не може просто да отговаря на своите химически и механични спецификации - той трябва да бъде проследим, тестван, документиран и квалифициран съгласно програма за осигуряване на качество. Основните управляващи рамки са:

ASME Кодекс за котли и съдове под налягане (BPVC) Раздел III: Основният код за ядрени съдове под налягане, тръбопроводи, помпи и клапани в Съединените щати и много международни пазари. Материалите трябва да фигурират в таблици с одобрени материали (напр. код N-60 за сплав 690).

RCC-M (Френски ядрен кодекс): Френският еквивалент, задължителен за EPR реактори и широко използван в международен план. RCC-M M4105 покрива тръби от сплав 690TT.

ASME NQA-1: Изисквания за осигуряване на качеството за ядрени съоръжения. Всеки сертификат за материал, запис за топлинна обработка и протокол от изпитване трябва да могат да бъдат проследени до уникален топлинен номер.

10 CFR 50 Приложение B (US NRC): Критериите на Комисията за ядрено регулиране на САЩ за осигуряване на качеството за атомни електроцентрали, приложими за всички материали,-свързани с безопасността.

Стандарти за безопасност на МААЕ (SSR-2/1): Изисквания на Международната агенция за атомна енергия за проектиране на атомни електроцентрали, цитирани от регулаторните органи в над 40 държави.

На практика това означава, че сертификатът за изпитване на мелница (MTC) за тръби от -клас сплав 690 за ядрено оръжие може да обхваща 10 или повече страници, като документира химията (топлинен анализ и анализ на продукта), свойства на опън при стайна и повишена температура, твърдост, тестове за корозия, проверка на размерите и резултати от не-разрушителни изследвания -, всички подписани от оторизиран инспектор.

Какво да търсите, когато се снабдявате с ядрени -сплави

Екипите за доставки, определящи неръждаема стомана или никелови сплави за ядрени услуги, трябва да проверят следното, преди да издадат поръчка за покупка:

Ядрена квалификация: Потвърдете, че материалът е одобрен съгласно приложимия код (ASME III, RCC-M, JSME или KEPIC) и че мелницата разполага с необходимата програма за ядрено качество (NQA-1 или еквивалент).

Проследяемост на топлината: Всяко парче трябва да се проследи до уникален топлинен номер на топене. Смесването на топлина без документация не-е съответствие във веригите за ядрени доставки.

Инспекция-от трета страна: Упълномощен ядрен инспектор (ANI) или одобрена трета страна трябва да присъства и да удостовери ключови тестове в мелницата. Изискванията за точка на свидетелство (W) и точка на задържане (H) са определени в поръчката за покупка.

Положителна идентификация на материала (PMI): XRF или OES проверка на-на място, че получената сплав съответства на поръчаната сплав, е задължителна за-класифицираните за безопасност компоненти.

Фалшиви и измамни артикули (CFSI): Ядрените поръчки трябва да включват мерки за предотвратяване на CFSI съгласно NRC ПРЕЗ 2012-10 г. Купувайте само от одобрени доставчици с документиран одобрен списък на доставчиците (ASL).

Заключение

Атомните електроцентрали изискват сплави, които надхвърлят стандартните индустриални класове. Alloy 690TT е еталонът за тръбите на парогенераторите именно защото решава проблема с PWSCC, който измъчваше Alloy 600 от десетилетия. Сплав 625 и сплав 718 осигуряват здравината и устойчивостта на радиация, необходими за вътрешните елементи на ядрото и крепежните елементи с високо-напрежение. Аустенитните неръждаеми стомани -, особено 316LN, 304L и стабилизираните класове 321 и 347 - формират гръбнака на тръбопроводите за охлаждаща течност, херметизацията и системите за топлообмен.

Това, което обединява всички тези материали, е строгата квалификация: химия, механични тестове, проследимост на топлината, съответствие с кода и независима проверка. В ядрената енергетика документацията не е бюрокрация -, а инженерна почтеност. Изборът на квалифициран доставчик с доказана програма за ядрено качество не е предпочитание; това е изискване.