随着我国核电工业的飞速发展，如何延长已建和在建核电站无故障工作年限，特别是防止核岛内各部件受各类腐蚀损伤的课题已引起当前核电建设工作者们的高度重视。

   图一：为保证核电站安全运行的外层保护墙

       以下是各主要核电国家现有机组及其安全运行寿命的一个简单的比较：

                           表一     注：这是2000年的统计数字

我国计划到2020年底核电站总数将超过40座，装机容量将达到创纪录的40,000兆瓦。因此保证这些核电站的安全长寿运行已成为我国核电工作者所面临的严峻挑战。

核电安全长寿以及日常老化管理的课题相当复杂；例如各种材料的疲劳和老化，中子辐射所引起材料的脆化，高温及核辐射对绝缘及屏蔽材料造成的损 伤，核电站启动和停堆瞬间由于温度压力的急剧变化对材料所造成的损伤等，其中又以壳体材料，特别是各种焊层或焊缝受到各类腐蚀所产生的故障占较高的比例。 因此本文试图从防止材料及焊道腐蚀的角度来探讨这个题目。

从核电站所发生这类事故的性质来看，主要集中在以下几个方面：

（1）        在受辐射纯水的长期腐蚀作用下，蒸气发生器传热管及管板焊接根部产生晶间应力腐蚀裂纹。（美国、日本、法国均有报道）。

（2）        反应堆压力容器顶盖上控制镉棒进给的管座（CRDM）曾发现应力腐蚀裂纹(美国、法国有报道)。此外，上述控制镉棒中心位置的销钉曾发现晶间应力腐蚀裂纹（美国西屋公司报道）

（3）        90年代美国海军研究人员发现在蒸气发生器管板焊接中，存在再热条件下晶间塑性下跌裂纹。（美国海军报道）

由于种种原因，有关核电厂内部故障的公开报道并不多见，事实在上述故障公开报道后，对这些故障都进行了紧急维修。同时为了从根本上杜绝这类故障 的再次发生，一些核电材料的供应商在有关材料改进和新材料的研制和开发上都投入了大量的人力和物力。其中以提供防腐高镍合金材料的SMC公司 （Special Metal Coperation）协同西屋公司和爱迪生焊接实验室为从根本上解决这些课题做出了不少重要的贡献。核电行业在使用了SMC公司及其他公司在各个时期所 提供的各种高镍合金核电专用材料及相关焊接材料后，上述各种由于晶间应力腐蚀而产生的故障已得了到有效的控制，从而提高了核电站工作的安全系数和使用寿 命。以下对这些难题的解决分述如下：

（一）如何解决蒸气发生器中辐射环境下的纯水腐蚀以及引起相关部件解决应力腐蚀裂纹的难题：

蒸气发生器是核电站的关键设备，它是一个包括上千支U型管的热交换器，而所有这些U型管的终端将全部倒插在单面敷有多层高镍合金堆焊的大型管板 上，该管板的直径通常要超过5米，厚度达数百毫米。所有这些U型管需经深孔钻穿过管极，并且每一个U型管的末端需要和带堆焊层的管板致密地焊接在一起。这 些焊缝要求长年在纯水的腐蚀环境下生存。

                                图 二 核电站的主要组成：核反应堆和蒸气发生器

上世纪60年代，法国Coriou等人发表了一般镍基合金在高温纯水、及高应力环境下会产生晶间应力腐蚀裂纹（IGSCC）的理论。之后，在压 水反应堆的一次冷却的循环系统中，在当时普遍采用的防腐镍基合金，如INCONEL600合金、X－750合金、INCONEL 718合金以及和这些母材配套的INCONEL 82焊丝/焊带及INCONEL 182焊条所制作的焊道中均发生了不少IGSCC的损伤事例。下表中所示的是INCONEL600合金和INCONEL82焊丝和INCONEL182焊 条的化学成分表。

                                                               表 二

SMC的科研人员经过多年的研究及跟踪考察，终于在80年代初期发现这类ISGCC裂纹和铬元素在INCONEL 600合金中所含的比例有直接关系。由此SMC的研究人员设法将INCONEL 600合金中所含14.0％－17.0%的铬含量提到接近30％，并在80年代中期推出含有30％铬的INCONEL 690 合金。随后SMC公司下属的焊接产品公司也在90年代开始推广INCONEL 52 填充金属（含铬量28－31.5%）和INCONEL 152焊条（含铬量28％－31.5％）。这二种焊材和INCONEL690合金配合使用在核电工程上以后，上述ISGCC裂纹得到了有效的控制。下表所 示的是INCONEL 690，INCONEL 52和INCONEL 152的化学成分。

                             表     三

（二）在压力壳顶部可能产生的腐蚀裂纹：

       为控制核反应连锁反应的速度，需要将控制镉棒伸进核燃料反应区吸收增殖中子以减低反应速度或抽起镉棒让核燃料反应区内的连锁的反应加快。所以在反应堆的壳 顶需要设置一定数量的贯穿件：包括镉棒进给机构（CRDM）及固定这一进给机构的基座（如下图所示）。在80年代以前，为了为防止产生腐蚀裂纹，这一部分 的基座及相关部件，特别是用于上述用于控制镉棒中心位置的定位销钉，都采用INCONEL600，或x－750合金来制造。结果仍然检测到晶间应力腐蚀裂 纹。近年来不少工程开始改变规范，用INCONEL690，及与其相配合的INCONEL52/INCONEL152焊材来替代传统的 INCONEL600合金以及与之相配合的INCONEL82/182焊材来制作壳顶贯穿件及其基座和壳顶间

                                   图三 反应堆压力壳顶部贯穿件的示意图

的环焊缝。从此,上述被腐蚀的情形得到了有效的控制。

INCONEL 690合金，以及INCONEL52 （或称为ERNiCrFe－7）和INCONEL 152（或称为ENiCrFe-7）的出现，使它们在近20年的核电站建设中扮演了十分重要的角色。目前这些材料在一些拘束度不大的焊接环境下仍是十分理 想的首选材料。INCONEL 52焊丝和焊条特别适合大面积的自动埋弧或电焊堆焊。而INCONEL 152焊条则十分适用于在核岛内外，对一些管道或部件进行修补。

（三）多层焊道中类似热裂纹的发现和解决：

    上世纪90年代，美国海军的研究人员在一些高拘束度的多层焊道中发现一些类似热裂纹的开裂。进一步的研究发现这些所谓的“热裂纹”没有出现在液相区或凝固 区，这表明这些裂纹不是真正的热裂纹。其次，发现容易产生这类裂纹的温度范围是760°－1038°C 。这表明这类裂纹也不是冷裂纹。而这类裂纹经常发生在某些管道或蒸发器的管板交界的位置。这些位置我们通常称之为”焊根”。此外这一类裂纹也常常焊层的再 热影响区内被发现。因此这些裂纹被称为“焊根裂纹”或“再热裂纹”。

    为了解决这一类在技术发展进程中出现的新问题，SMC公司的专家会同相关公司专家先设法了解这一种裂纹产生的机理，并随即开始研发可以防止这一类裂纹的新材料及新焊材。

    进一步的研究发现这类裂的产生和材料的晶体内部的塑性随温度发生的变化有关。最后科学家们确认：在大拘束度和多道焊接的条件下，由于在上面焊层的温度变化 （如新敷设的焊层中所携带的高温对下层已逐渐冷却焊层所产生的再热现象），可以使下焊层中的某些部位产生超出材料最大屈服强度的临界值。即在温度回升时， 晶界的塑性会产生下跌。正是由于这一种塑性的下跌就引发了这种所谓的“再热开裂”（DDC）。在以下的Gleeble曲线（晶界塑性随温度变化的曲线）上 可以发现在760°－1204°C的范围内二者变化有一种成反比例的关系。

                                     表 四 晶间塑性变化随温度变化曲线

    经过这一系列材料性能的研究后，SMC公司决定为此开发一种全新的母材和焊材，使它们在上述再热的情况下晶界塑性变化仍能和温度变化保持正比关系。这一种新材料的性能指标是：

•        适当降低Al,Ti的含量，以保证表面抗氧化的能力。

• 加入适量的Nb,Mn以继续保持原有材料优异的抵抗热裂纹的能力。

• 增加防止焊根开裂的能力。

• 加入适量的Zr和B以提抗DDC的能力。

这样，一种全新的专用焊材INCONEL 52M焊丝和INCONEL 152M焊条就诞生了。从以下的这张照片中可以看到使用这种新焊材所带来的一种革命性的效果。

                                  
图 四 用INCONEL 52M堆渗漏管道进行紧急修补

由图四所见是用INCONEL 52M焊丝来紧急修补一条有渗漏的管道。维修工程师可以在该管道上不进行任何表面处理而直接连续地进行三层全自动Tig焊。我们可以发现每一个焊层的表面 基本上没有氧化，效果类似不锈钢焊。并且在焊后所做的各项力学试验，特别包括在焊根位置所进行各种弯曲试验都取得了良好的结果。

    迄今为止的实验及实际使用过程中，INCONEL 52M和INCONEL 152M所制作的焊道中没有产生热裂纹，或再热裂纹。

    INCONEL 690及其配套的INCONEL 52M 和INCONEL 152M已成为迄今为止最佳的核电防腐焊材，以下是INCONEL 52M的化学成分。

                                       表五

目前，INCONEL 52M和152M已开始在实际施工中得以应用。特别是使用INCONEL 52M制作的大面积堆焊层（埋弧堆焊或电渣堆焊）已获得核电业界一致推崇。以下二张图片是用电渣焊制作的多层堆焊，从图片中可以清楚地看到焊层表面十分光 洁，基本没有任何氧化的迹象。除了焊道表面的光洁和没有氧化迹象外，INCONEL 52M和INCONEL 152M继承了INCONEL 52/152优良的抗热裂纹能力。同时首次解决了再热裂纹的难题（再热塑性下跌裂纹或简称DDC）。除此之外INCONEL 52M/152M的各种力学性能以及金相检测的结果都十分优异，图七及图八为INCONEL 52M金相截面图。

           

图五 用INCONEL 52M制作的电渣堆                           图六 INCONEL 52M电渣堆焊表面  焊试板

                                               

图七，52M金相截面图之一                                          图八 52M金相截面图之二

从以上三个实例的分析，使我们看到各种核电防腐新材料的出现都是为了针对核电站运营中所产生的各种故障及其引发的材料损伤而研发出来的。 相信随着核电技术的不断发展，各种新问题的出现必将继续催生各种更新的材料以及防护措施，并促使核电作业的安全长效的运营达到一个更臻完美的境界。