国产690TT合金U形管弯管区性能测定

罗 垚, 但体纯, 施慧烈, 汪 潇

(1.中核武汉核电运行技术股份有限公司, 武汉 430223；2.核动力运行研究所, 武汉 430074)

蒸汽发生器传热管是反应堆一、二回路的边界，其性能的优劣对反应堆安全运行具有重要意义。为提高蒸汽发生器的导热性能，其传热管壁一般较薄，是整个一回路压力边界中最薄弱的部分[1-3]。传热管失效破裂可能导致放射性物质泄漏，因此传热管的选材至关重要。目前，压水堆核电站自然循环式蒸汽发生器传热管材料普遍选用690TT合金。

690TT合金传热管经轧制成直管后，其为时效热处理(TT)态，需要冷弯成U形管，弯管过程会导致弯管区外侧壁厚减薄；另外，由于弯管过程中传热管各部位的塑性变形不均匀，因此弯管后传热管上会有残余应力，尤其是小弯曲半径U形管(R≤10d，R为U形管半径，d为传热管外径)，其变形更大，残余应力也更大，弯管区的残余应力会增加传热管的应力腐蚀开裂(SCC)倾向；此外，小弯曲半径U形管的消应力热处理工艺可能使弯管区的显微组织发生变化[4]。因此，690TT合金U形管的弯管及消应力热处理易使传热管弯管区在运行期间发生腐蚀失效。蒸汽发生器传热管在运行期间的检查结果也表明：某些小弯曲半径U形管弯管区存在缺陷[5]。为此，国产690TT合金U形管弯管区的性能测定对传热管的设计、工程应用以及反应堆的安全运行都具有重要意义。笔者对国产蒸汽发生器690TT合金U形管弯管区进行壁厚测量、金相检验、晶间腐蚀、应力腐蚀、残余应力测试等试验，并与直管区的性能进行对比。

1 试验材料与方法

1.1 试验材料

试验采用国产690TT合金U形管，其化学成分如表1所示。试样状态为时效热处理态弯管区、消应力热处理态弯管区，R1型弯管半径为60 mm，R2型弯管半径为70 mm。时效热处理为在真空状态下加热至(725±10) ℃，保温10 h。除保温时间至少为2 h外，消应力热处理的其他要求与时效热处理的要求相同。

表1 国产690TT合金U形管的化学成分 %

1.2 试验方法

采用超声测厚仪测量弯管区外侧的壁厚。按照ASTM E112—2013 《测定平均晶粒度的标准试验方法》和ASTM E45—2018StandardTestMethodsforDeterminingtheInclusionContentofSteel对试样进行金相检验。按照ASTM A262—2015 《检测奥氏体不锈钢晶间腐蚀敏感度的标准规程》中的C法对试样进行晶间腐蚀试验。按照GB/T 17898—1999 《不锈钢在沸腾氯化镁溶液中应力腐蚀试验方法》对试样进行应力腐蚀试验，试验时间为90 d。残余应力测定按照GB/T 7704—2017 《无损检测 X射线应力测定方法》要求执行，采用X射线衍射(XRD)法检测[6-7]。

2 试验结果与分析

2.1 壁厚测量

对R1,R2型U形管的时效热处理态弯管区、消应力热处理态弯管区的外侧进行了壁厚测量，测点分别为弯管区的0°，45°，90°，135°，180°方向，壁厚减薄量的测量结果如表2所示。由表2可知：弯管后传热管弯管区的壁厚减薄量较小，约为3.5%～7.8%，经消应力热处理后，弯管区的壁厚减薄量几乎无变化。考虑到弯管半径已经相当小，说明国产690TT合金U形管的弯管工艺可以有效控制弯管区的壁厚减薄量，并使其保持在较低水平。

表2 R1，R2型U形管壁厚减薄量的测量结果 %

2.2 金相检验

690TT合金U形管弯管后,需对小弯曲半径U形管进行消应力热处理，热处理可能使材料的显微组织发生变化[8]。对R1，R2型U形管时效热处理态和消应力热处理态弯管区的中心处(90°)以及直管区取样进行金相检验，结果如表3，4和图1，2所示。由表3可知：R1，R2型U型管的弯管区和直管区非金属夹杂物含量均较低，消应力热处理前后非金属夹杂物含量变化较小。由表4可知：R1，R2型U型管的弯管区和直管区晶粒度大小相当，消应力热处理前后晶粒度几乎无变化。由图1，2可知：消应力热处理前后，U形管同一区域(弯管区和直管区)所取试样的显微组织、晶粒大小无明显差别。说明弯管及消应力热处理未改变690TT合金传热管的显微组织。

图1 R1型U形管弯管区中心处及直管区显微组织形貌

表3 R1,R2型U形管消应力前后非金属夹杂物检验结果 级

表4 R1，R2型U形管消应力前后晶粒度检验结果 级

2.3 晶间腐蚀试验

弯管消应力热处理温度与时效热处理温度相同，消应力热处理可能导致690TT合金碳化物的重新分布，使材料的耐晶间腐蚀性能发生改变[9]。因此，对时效热处理态和消应力热处理态U形管的弯曲区的中心区域(90°)以及直管区取样进行晶间腐蚀试验。试验按照标准ASTM 262-2015中的C法执行，试验时间为240 h，每48 h对试样进行称重，并计算腐蚀速率，试验结果如表5所示。由表5可知：消应力前后U形管各部位的晶间腐蚀速率无明显变化，弯管区和直管区的晶间腐蚀速率相当，平均晶间腐蚀速率均满足压水堆核电站对蒸汽发生器690TT合金传热管的晶间腐蚀速率要求(≤20 mg/dm2·d)。因此，国产690TT合金传热管的弯管及消应力热处理有效保障了传热管弯管区的耐晶间腐蚀性能，且弯管区和直管区的耐晶间腐蚀性能相当。

图2 R2型U形管弯管区中心处及直管区显微组织形貌

表5 R1，R2型U形管消应力前后腐蚀速率 mg/dm2·d

2.4 应力腐蚀试验

690TT合金U形管弯管后弯管区会有残余应力，尤其是小弯曲半径的U形管，残余应力更大，使其弯管区的应力腐蚀倾向增大。对时效热处理态和消应力热处理态U形管的弯曲区的中心处(90°)以及直管区取样，按照GB/T 17898—1999标准要求，试验温度为(143±1) ℃，腐蚀溶液为42%(质量分数)的沸腾氯化镁溶液，试验时间为90 d，每7 d取样观察一次，并更换腐蚀溶液。腐蚀后的试样宏观形貌如图3所示，由图3可以看出：试样未发现应力腐蚀宏观裂纹，说明经弯管和消应力热处理后，690TT合金U形管弯管区无明显应力腐蚀倾向。

图3 腐蚀后试样宏观形貌

2.5 残余应力测试

为确定U形管消应力前后的残余应力分布情况，对U形管弯管区在消应力前后分别取样，依据标准GB/T 7704—2017 ，采用XRD法测试B，C，D，E，F5个截面处和直管区距起弯点(B)约100 mm的A点截面处的残余应力，每个截面检测1，2，3，4点处的残余应力，1，3点为弯管两侧外圆面，2，4点分别为外凸和内凹外圆面(见图4)。

图4 U形管残余应力测试位置示意

R1，R2型U形管残余应力测试结果如图5，6所示，由图5，6可知：弯管及消应力热处理后，U形管弯管区(B，C，D，E，F处)的表面残余应力绝对值均大于直管区(A处)；消应力热处理后，弯管区残余应力绝对值呈下降趋势，消应力热处理工艺效果良好。弯管后，传热管弯管区内圈、两侧外圆面的轴向及环向表面残余应力均为拉应力，拉应力是诱导传热管发生应力腐蚀的因素之一，其中传热管弯管区内侧的轴向及环向表面残余应力最大；消应力后，弯管区内圈、两侧外圆面的轴向及环向表面残余应力变小，但仍为拉应力，且弯管区内侧表面残余应力仍为最大，说明弯管区内侧更易发生应力腐蚀。弯管后，传热管弯管区外圈的轴向及环向表面残余应力均为压应力，减小了传热管发生应力腐蚀的风险；消应力后，弯管区轴向及环向表面残余应力仍均为负值，但应力变小，且分布更为均匀。RCC-M-2000 《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》中的MC1362章节规定，引起奥氏体不锈钢管材发生应力腐蚀的残余应力为大于150 MPa[10]。经消应力热处理后，传热管弯管区的残余应力均小于150 MPa，且690TT合金的耐腐蚀性能优于奥氏体不锈钢，说明国产690TT合金U形管的弯管及消应力热处理工艺有效降低了残余应力绝对值，减小了弯管区发生应力腐蚀失效的风险。

图5 R1型U形管残余应力测试结果

图6 R2型U形管残余应力测试结果

3 结论

(1) 对弯管半径为60 mm和70 mm的国产蒸汽发生器690TT合金U形管弯管区进行了一系列性能测定，发现国产690TT合金U形管的弯管及消应力热处理工艺可以保障弯管区的各项性能满足使用要求。

(2) 弯管后， 690TT合金U形管弯管区外侧壁厚减薄量较小，约为3.5%～7.8%；消应力热处理后，弯管区的壁厚减薄量几乎无变化。

(3) 弯管消应力后，690TT合金U形管的弯管区和直管区显微组织基本相同，晶粒度均为6～7级，消应力热处理前后晶粒度几乎无变化。消应力热处理前后传热管的晶间腐蚀速率也无明显变化，弯管区和直管区的晶间腐蚀速率均满足压水堆核电站对蒸汽发生器690TT合金传热管的晶间腐蚀速率要求。

(4) 弯管后，弯管区内侧表面残余应力为拉应力，外侧表面残余应力为压应力；消应力后，弯管区残余应力绝对值减小，应力腐蚀倾向较小。其中，弯管区内侧的拉应力最大，说明弯管区内侧更易发生应力腐蚀。