Inconel 600 در انرژی هسته ای: انتخاب مواد لوله ژنراتور بخار و تجربه خدمات

در داخل هر ژنراتور بخار راکتور آب تحت فشار (PWR) هزاران-لوله جدار نازک - قرار دارد که یک واحد بزرگ معمولی حاوی بیش از 7000 لوله U- است. هر لوله مرز فشاری است که خنک کننده اولیه رادیواکتیو را از بخار غیر رادیواکتیو جدا می کند و کل بسته نرم افزاری بزرگترین سطح انتقال حرارت را در سیستم راکتور تشکیل می دهد. مواد انتخاب شده برای این لوله ها تعیین می کند که آیا یک کارخانه به مدت 40{10}}60 سال به طور قابل اعتماد کار می کند یا با تعویض زودرس و چند میلیون دلاری ژنراتور بخار مواجه می شود.

تقریباً برای دو دهه، این مواد وجود داشتInconel 600 (UNS N06600). این یک انتخاب منطقی بود: محتوای نیکل بالای آن (حداقل 72٪) باعث می‌شود که در برابر ترک خوردگی تنش کلرید ایمن باشد، استحکام دمایی بالا و مقاومت در برابر اکسیداسیون قوی داشته باشد، و نسبت به فولادهای زنگ نزن آستنیتی که در اولین تولیدکننده‌های بخار استفاده می‌شد، بهتر عمل می‌کند. سپس داده های میدانی داستان متفاوتی را بیان کردند. لوله‌ها از داخل شروع به ترک خوردن کردند و مکانیسم - ترک خوردگی ناشی از تنش آب اولیه (PWSCC) - به یکی از مهم‌ترین درس‌های مواد در تاریخ تجاری هسته‌ای تبدیل شد که در نهایت صنعت را به سمت آلیاژ 690 سوق داد.

Inconel 600 یک آلیاژ با دمای بالا{1}} عالی است که یکی از ضعف های مهم آن - PWSCC در-آب اولیه داغ و با خلوص بالا - نشان دهنده محتوای کروم نسبتاً کم آن (14-17%) است. برای ژنراتورهای بخار هسته‌ای جدید، آلیاژ 690TT (27-31% کروم) اکنون استاندارد جهانی است زیرا کروم را تقریباً دو برابر می‌کند و مقاومت PWSCC را با ضریب بهبودی بیش از 10 افزایش می‌دهد. اما Inconel 600 کاملاً واجد شرایط است و به طور گسترده در هسته‌های غیر{13}{1}{1}{4} غیرقابل استفاده است. خدمات کوره، مواد شیمیایی و عملیات حرارتی - که در آن PWSCC حالت خرابی حاکم نیست. انتخاب بین آنها مسئله تطبیق آلیاژ با مکانیزم خوردگی واقعی است.

Inconel 600 چیست و چرا انتخاب شد؟

Inconel 600 یک آلیاژ محلول نیکل-کروم-آهن جامد- با حداقل 72% نیکل و 14-17% کروم است. محتوای بسیار بالای نیکل ویژگی کلیدی طراحی است: ماتریس های نیکل در برابر ترک خوردگی ناشی از تنش کلرید ایمن هستند و مانند فولاد فریتی هیدروژن-ترد نمی کنند. کروم اکسیداسیون و مقاومت در برابر خوردگی در دمای بالا را تامین می کند. این ترکیب باعث ارتقاء منطقی 600 از فولادهای زنگ نزن آستنیتی شد، زمانی که ژنراتورهای بخار PWR در اواخر دهه 1960 و 1970 طراحی می شدند.

Inconel 600 یک ماده ریزشی-آلیاژ سخت شده - نیست، بلکه یک ماده{3}}محلولی-مکعبی-مرکز{6}} جامد-استحکام یافته-مرکز- است که در یک محدوده دمایی بسیار وسیع، از شرایط برودتی تا درجه حرارت{7}، انعطاف‌پذیر و سخت می‌ماند. به آسانی در لوله‌های بدون درز با دیواره نازک-، بدون عملیات حرارتی پس{10}جوشکاری جوش داده می‌شود، و در برابر کربوهیدگی، نیترید شدن، و اتمسفر اکسیدکننده تا حدود 1095 درجه (2000 درجه فارنهایت) مقاومت می‌کند. این ویژگی‌ها توضیح می‌دهند که چرا نه تنها برای لوله‌های راکتور، بلکه برای قسمت‌های داخلی کوره، وسایل عملیات حرارتی{14} و تجهیزات فرآیند شیمیایی استفاده شده است.

[منبع] ASTM B167 / ASME SB-163 (لوله بدون درز Inconel 600); ASME SB-166 (میله/میله).

چرا محتوای نیکل برای طراحان هسته ای اهمیت دارد؟

طراحان اینکونل 600 را به سه دلیل انتخاب کردند که همگی به محتوای بالای نیکل آن بازمی‌گردد: ایمنی در برابر ترک خوردگی تنش کلرید (مشکلی برای فولادهای زنگ نزن سری 300 در اولین مولدهای بخار)، افزایش قوی-درجه حرارت بالا و سپس خواص مکانیکی آب و مقاومت در برابر کافاهمتیک آب و مقاومت در برابر فشارهای کاسه‌ای آب. سمت ثانویه حالت خرابی که بعداً پدیدار شد - PWSCC - یک پدیده اولیه-جانبی-حفظ-آب است، نه یک مشکل کلرید یا خوردگی عمومی، به همین دلیل است که توسط آزمایش صلاحیت اولیه پیش‌بینی نشده است.

یک روش مفید برای درک-معامله: اینکونل 600 برای استحکام-درجه حرارت بالا، مقاومت در برابر اکسیداسیون و ایمنی کلرید - بهینه شده است که همگی توسط سطح نیکل بسیار بالای آن کنترل می‌شوند. چیزی که برای آن بهینه نشده بود-مقاومت طولانی مدت در برابر ترک در آب اولیه گرم،-هیدروژنه با خلوص بالا بود. این نیاز دوم تنها پس از ظاهر شدن شکاف میدان به محرک طراحی غالب تبدیل شد، و توسط محتوای کروم اداره می شود - عنصری که Inconel 600 کمترین عنصر را در میان خانواده خود دارد.

Inconel 600 خواص مکانیکی و فیزیکی

اینکونل 600 در شرایط آنیل شده تقریباً 550 مگاپاسکال (80 ksi) حداقل استحکام کششی، 240 مگاپاسکال (35 ksi) حداقل استحکام تسلیم، حداقل 30٪ کشیدگی و سختی حدود 184 HB حداکثر را ارائه می دهد. اینها مقادیر استحکام متوسطی بر اساس استانداردهای سوپرآلیاژ هستند، اما مقدار واقعی آلیاژ ترکیبی از استحکام با شکل‌پذیری، چقرمگی، و مقاومت در برابر خوردگی در طیف وسیعی از ویژگی‌های دمایی - است که برای لوله‌های نازک-دیواره‌ای مولد بخار و اجزای ساختاری{10}در دمای بالا مناسب است.

[منبع] دیتاشیت Special Metals Inconel 600; ASTM B167، ASME SB-163، ASME SB-166.

عملکرد Inconel 600 در دمای بالا چگونه است؟

Inconel 600 در برابر اکسیداسیون در هوا تا حدود 1095 درجه (2000 درجه فارنهایت) مقاومت می کند و بسته به بار و عمر مورد نیاز استحکام مفید را تا حدود 650{7}}815 درجه حفظ می کند. زیر حدود 540 درجه نیز در اتمسفرهای کاهنده یا سولفیدی قابل استفاده است. با این حال، در ژنراتورهای بخار هسته ای، پنجره عملیاتی بسیار کمتر است - در حدود 290-325 درجه آب اولیه - و این خوردگی است، نه اکسیداسیون، که بر عملکرد آنجا حاکم است.

این تمایز برای انتخاب اهمیت دارد. شهرت "درجه حرارت بالا" Inconel 600 عمدتاً از خدمات گاز و کوره ناشی می شود، جایی که یک مقیاس محافظ کروم-اکسید (Cr2O3) فلز را دست نخورده نگه می دارد. در سرویس آبی داغ، همان فیلم اکسیدی توسط شیمی آب، وضعیت تنش مکانیکی و شرایط متالورژیکی مرزهای دانه - یک رژیم کاملاً متفاوت به چالش کشیده می‌شود. درسی که از تجربه هسته‌ای گرفته می‌شود این است که یک آلیاژ می‌تواند در خدمات خشک-در دمای بالا فوق‌العاده باشد و همچنان در سرویس‌های آبی با دمای{8}بالا آسیب‌پذیر باشد، زیرا مکانیسم‌های حاکم یکسان نیستند.

تجربه خدمات - مکانیسم‌های تخریب که صنعت را تغییر داد

ترک خوردگی تنش آب اولیه (PWSCC) یک مکانیسم ترک بین دانه‌ای است که زمانی اتفاق می‌افتد که سه حالت با هم اتفاق می‌افتد: تنش کششی پایدار در دیواره لوله (از تولید، غلتش در ورق لوله، یا U-خم شدن)، ریزساختار حساس، و قرار گرفتن طولانی مدت در معرض آب اولیه با حفره‌های داغ در دمای 4{29{0} درجه ناهموار. آلیاژ 600 حساس ترین آلیاژ تولید کننده بخار PWSCC بود زیرا کروم 14-17 درصد آن برای دست نخورده نگه داشتن لایه غیرفعال و جلوگیری از تخلیه کروم در مرزهای دانه کافی نبود. ترک ها در امتداد مرزهای دانه از سطح داخلی به بیرون شروع و رشد می کنند.

PWSCC دقیقاً به این دلیل خطرناک است که کند و پنهان است. یک لوله می تواند سال ها قبل از اینکه نشانه ترک قابل اندازه گیری ظاهر شود کار کند. تا زمانی که توسط آزمایش جریان گردابی تشخیص داده شود، لوله از قبل در معرض خطر قرار گرفته است. صنعت هرگز این را به عنوان یک خطای طراحی ناگهانی تلقی نکرد - این یک انباشت آهسته از داده‌های میدانی بود که در دهه‌های 1970 و 1980 ترک خوردگی را در بخش بزرگی از ژنراتورهای بخار PWR در حال کار نشان داد و شرکت‌ها را مجبور به مدیریت و برنامه‌های جایگزین گران قیمت کرد.

• مکان‌های اصلی-PWSCC جانبی مورد توجه در ژنراتورهای بخار آلیاژ 600 عبارت بودند از:
• انتقال انبساط لوله به-ورق لوله - تنش پسماند زیاد ناشی از غلتش/انبساط.
• U-منطقه خمش - تنش پسماند زیاد ناشی از خمش سرد، به‌ویژه تنگ‌ترین شعاع‌ها.
• محل های فرورفتگی و دانگ که آسیب مکانیکی باعث افزایش استرس موضعی می شود.
• گرمای جوش-مناطق لوله-به-ورق لوله و سایر اتصالات را تحت تأثیر قرار داد.

چه مکانیسم های تخریب دیگری روی لوله های آلیاژی 600 تأثیر گذاشت؟

فراتر از PWSCC، لوله‌های مولد بخار آلیاژی 600 دچار-تخریب جانبی ثانویه - در خارج از-ترک خوردگی تنشی قطری (ODSCC)، حمله بین دانه‌ای (IGA)، SCC سوزاننده، سرب{4}}SCC (PbSCC)، فرورفتگی و فرورفتگی{5}، فرورفتگی و فرورفتگی{5}. اینها توسط شیمی آب جانبی ثانویه، تجمع لجن، و شرایط شکاف در صفحات تکیه گاه لوله - هدایت می شوند نه توسط سمت اولیه. آنها به همراه PWSCC آلیاژ 600 را به فعال ترین ماده مدیریت شده در ناوگان تولید بخار تبدیل کردند.

[منبع] دستورالعمل‌های آزمون NRC/EPRI PWR Steam Generator; پایه های NRC در آلیاژ 600 تخریب و جایگزینی ژنراتور بخار.

رکورد میدانی - چقدر بد بود و چه پاسخی داشت؟

در دهه 1990، ترک اولیه-آب در بخش بزرگی از ژنراتورهای بخار PWR در حال کار یافت شد و شرکت‌های برق ده‌ها سال زودتر از موعد مقرر با برنامه‌های جایگزینی مواجه شدند. پاسخ فوری، وصل کردن لوله و غلاف کردن - خارج کردن لوله های آسیب دیده از سرویس یا تعمیر آنها با آستین های جوشی بود. پاسخ درازمدت لوله گذاری مجدد یا جایگزینی کل ژنراتورهای بخار با لوله های آلیاژی 690 عملیات حرارتی شده بود. کاهش زمان خرید، اما محدودیت جریان و بار بازرسی اضافه شده، و لوله‌های متصل به اندازه کافی، ظرفیت انتقال حرارت ژنراتور را از محدودیت‌های اقتصادی خارج می‌کند.

آزمایش‌های آزمایشگاهی تسریع‌شده شکاف بین شرایط آلیاژ را کمیت کرد و به صنعت اطمینان داد که تغییر را انجام دهد. در یک برنامه پر استناد روی نمونه‌های خمش معکوس بارگذاری‌شده استاتیکی در آب اولیه 680 درجه فارنهایت (360 درجه)، ترک‌خوردگی تقریباً در 300 ساعت برای آسیاب-آلیاژ 600 آنیل شده و حدود 800 ساعت برای آلیاژ عمل‌آوری‌شده حرارتی مشاهده نشد، اما آلیاژی که با حرارت عمل‌آوری شده بود، مشاهده نشد600 - 12000 ساعت

در آزمایش‌های کششی استاتیک 680 درجه فارنهایت، آسیاب-600 ترک را ظرف حدود 2900 ساعت آنیل کرد، در حالی که 690 تیمار حرارتی پس از 7000 ساعت هیچ ترک‌خوردگی نشان نداد. در آزمایش بخار شتاب 760 درجه فارنهایت، آسیاب 600 ترک را ظرف حدود 1000 ساعت بازپخت کرد، در حالی که 690 تیمار حرارتی بعد از 6000 ساعت هیچ ترک خوردگی نشان نداد.

[منبع] تحقیقات EPRI در مقالات ارسالی مجوز NRC برای ژنراتورهای بخار جایگزین خلاصه شده است (به عنوان مثال، پروژه واحد جنوبی تگزاس واحد 1 RSG، آلیاژ 690 عملیات حرارتی، طراحی وستینگهاوس دلتا 94).

نتیجه عملی: ارتقای شرایط آلیاژ-تقریباً یک مرتبه در مقاومت PWSCC (ضریب بهبود بیش از 10 در آب اولیه) به همین دلیل است که آلیاژ 690 با عملیات حرارتی به ماده جایگزینی تبدیل شد.

آسیاب-اینکونل 600 آنیل شده در مقابل حرارت درمان شده

عملیات حرارتی (TT) یک چرخه حرارتی کنترل‌شده اضافی است - حدود 700-725 درجه به مدت 10-15 ساعت - که پس از مرحله معمولی آنیل کردن آسیاب/محلول اعمال می‌شود. کاربیدهای غنی از کروم-M23C6 را در امتداد مرزهای دانه در آلیاژ 690 (و کاربیدهای نوع M7C3- در آلیاژ 600) رسوب می‌کند، که در دسترس بودن کروم مرز دانه را افزایش می‌دهد و ناحیه بین‌دانه‌ای خالی از کروم را کاهش می‌دهد. آلیاژ 600 آنیل شده آسیاب شده (MA) مزاجی است که بیشترین آسیب PWSCC را در سرویس دارد. TT Alloy 600 به طور قابل اندازه گیری مقاوم تر است اما هنوز معادل TT Alloy 690 نیست.

توالی عملیات حرارتی-به اندازه شیمی اهمیت دارد. برای مقاومت بهینه SCC، ابتدا باید آلیاژ را در دمایی که به اندازه کافی بالا باشد، آنیل شود تا تمام کربن را در محلول قرار دهد (برای آلیاژ 690، بالاتر از حدود 1940 درجه فارنهایت / 1060 درجه)، سپس برای رسوب دادن کاربیدها در مرز دانه‌ها، عملیات حرارتی شود. زمانی که مرزهای دانه پر از کاربید باشد و ماتریس حساس نباشد، مقاومت بیشترین است. به همین دلیل است که لوله‌های مولد بخار با شرایط عملیات حرارتی{7} مشخصی عرضه می‌شوند، نه فقط شیمیایی.

[منبع] اسناد مجوز NRC؛ اقدامات کارگاه EPRI در مورد آلیاژ 690 عملیات حرارتی شده؛ کای و همکاران، مهندسی و طراحی هسته ای 144 (1993).

چرا عملیات حرارتی به طور کامل آلیاژ 600 را نجات نمی دهد؟

عملیات حرارتی آلیاژ 600 را بهبود می بخشد اما نمی تواند آن را با آلیاژ 690 معادل کند، زیرا این دو آلیاژ در محتوای کروم - متغیر اساسی متفاوت هستند. بهبود بارش کاربید واقعی است (تقریباً 2-3 برابر در آزمایشات تسریع شده)، اما با تنها 14-17٪ کروم، آلیاژ هنوز ذخیره کروم بسیار کمی دارد تا مرزهای دانه را طی دهه ها در آب اولیه محافظت کند. آلیاژ 690 با تقریباً دو برابر کروم شروع می شود، بنابراین مرزهای دانه آن حتی قبل از عملیات حرارتی محافظت می شود و مرحله TT سپس این حاشیه را بیشتر می کند.

این درس اصلی متالورژی داستان Inconel 600 است: کنترل‌های ریزساختار می‌توانند عملکرد یک آلیاژ را تا چند برابر بهبود بخشند، اما تغییر شیمی بنیادی آلیاژ می‌تواند خود حالت شکست را تغییر دهد. برای حرکت از "ترک قابل مدیریت" به "عدم خرابی تایید شده PWSCC"، صنعت مجبور شد آلیاژ را تغییر دهد، نه فقط عملیات حرارتی را.

Inconel 600 در مقابل 690 در مقابل 800NG

سه آلیاژ تاریخچه لوله های مولد بخار را تعریف می کنند. آلیاژ 600 (N06600) لوله اصلی PWR بود اما توسط PWSCC شکست خورد و از SCC{3}}وظیفه حیاتی هسته‌ای جدید کنار گذاشته شد. آلیاژ 690 (N06690) کروم را دوبرابر کرد و به 27-31% رساند و اکنون استاندارد جهانی در قالب عملیات حرارتی است، بدون هیچ خرابی تایید شده لوله PWSCC در سرویس. آلیاژ 800NG (N08800) مسیر جایگزینی است که توسط زیمنس/KWU PWR و طرح‌های CANDU استاندارد شده است و از نسبت تیتانیوم کنترل‌شده{12}}به{14}}به‌جای کروم بالا برای مقاومت در برابر حملات بین دانه‌ای استفاده می‌کند. انتخاب بین آنها با طراحی راکتور، شیمی ثانویه، و داده های عملیاتی انباشته شده است - نه با یک عدد عملکرد واحد.

[منبع] ASTM B167/B163/B407/B408; ASME SB-163; ادبیات مواد تولید کننده بخار EPRI و NRC

کدام آلیاژ را برای لوله ژنراتور بخار باید مشخص کنید؟

برای لوله‌های ژنراتور بخار PWR جدید یا جایگزین، آلیاژ 690 (UNS N06690) عملیات حرارتی شده را مشخص کنید. این استاندارد جهانی است، قوی ترین رکورد PWSCC را دارد و توسط چندین دهه داده های صلاحیت پشتیبانی می شود. آلیاژ 800NG انتخاب درستی برای طرح‌های راکتور KWU/Siemens و CANDU است که روی آن استاندارد شده‌اند، جایی که تعادل آهن-نیکل-کروم آن با شیمی ثانویه گیاهان مطابقت دارد. آلیاژ 600 نباید برای SCC{9}}لوله های هسته ای حیاتی جدید مشخص شود. برای سرویس‌های غیرهسته‌ای با دمای بالا{11}و برای اجزای کارخانه قدیمی که تحت یک برنامه مدیریت قدیمی{12} تأیید شده مدیریت می‌شوند، مناسب است.

برای نیروگاه‌های موجود با لوله‌های آلیاژی 600، تصمیم یک چرخه حیات است: به بازرسی پیشرفته (تست جریان گردابی) به‌علاوه وصل/آستین‌بندی ادامه دهید، یا برنامه‌ریزی برای جایگزینی ژنراتور بخار با 690TT. تخفیف- بار بازرسی، محدودیت جریان از لوله‌های متصل، و زمان قطع در برابر هزینه سرمایه جایگزینی است. اکثر شرکت های برق در نهایت به این نتیجه رسیدند که جایگزینی با آلیاژ 690TT تنها راه بادوام است.

قوانین عملی انتخاب - تطبیق آلیاژ با وظیفه

پنج قانون برای انتخاب آلیاژ 600 در مقابل 690

• قانون 1Is the failure mode PWSCC in hot (>290 درجه )-آب اولیه با خلوص بالا؟ - اگر بله، Alloy 690TT را مشخص کنید. این استاندارد جهانی با ضریب بهبود بیش از 10 در آب اولیه و بدون خرابی لوله PWSCC تایید شده است.
• قانون 2آیا راکتور یک طراحی KWU/Ziemens PWR یا CANDU (AECL) است؟ - اگر بله، آلیاژ 800NG (Ti/C بزرگتر یا مساوی 12:1) طرح{4}}گزینه استاندارد شده است و به طور کامل توسط سابقه عملیاتی آن ناوگان پشتیبانی می‌شود.
• قانون 3آیا این وظیفه بدون اکسیداسیون-هسته‌ای با دمای بالا{1}}، کربن‌سازی، یا خدمات سوزاننده است؟ - اگر بله، Inconel 600 کاملا واجد شرایط، مقرون به صرفه تر است و جریمه PWSCC وجود ندارد.
• قانون 4آیا این یک ژنراتور بخار آلیاژ 600 موجود است؟ - آن را با بازرسی جریان گردابی بهبودیافته، وصل کردن، و sleeving مدیریت کنید. زمانی که ظرفیت انتقال حرارت یا در دسترس بودن محدود شود، برای جایگزینی 690TT برنامه ریزی کنید.
• قانون 5آیا یک وضعیت{0}}درمان حرارتی مشخص می‌کنید؟ - همیشه آن را به صراحت مشخص کنید (آسیاب-پخت شده در مقابل عملیات حرارتی). عملکرد PWSCC به شرایط به همان اندازه که به شیمی بستگی دارد. TT 690 همان محصول MA 690 نیست.

کنترل کبالت و دوز تشعشع

در سرویس هسته ای، انتخاب مواد فقط مربوط به ترک خوردن نیست - بلکه در مورد کنترل میدان تشعشع نیز هست. کبالت{11}}59، یک ناخالصی طبیعی، تحت شار نوترون به کبالت تبدیل می‌شود{12}}60، یک ساطع کننده گامای قوی که بر دوز پرسنل در طول قطع تعمیرات غالب است. بنابراین گریدهای هسته ای آلیاژ 690 کبالت را در سطوح بسیار پایین (کمتر یا مساوی 0.10٪، اغلب کمتر یا مساوی 0.05٪ یا 0.02٪) می پوشانند، و آلیاژ 690 یون های فلزی کمتری نسبت به آلیاژ 600 در خنک کننده راکتور آزاد می کند و باعث کاهش خوردگی فعال می شود.

به همین دلیل است که مشخصات لوله‌های مولد بخار مدرن، کبالت، بور و عناصر باقیمانده را به شدت محدود می‌کند و به همین دلیل است که بهبود دوز تابش به عنوان یک مزیت انتخاب مواد در کنار مقاومت SCC در نظر گرفته می‌شود. برای یک ابزار، محصولات خوردگی فعال کمتر به معنای دوز خاموشی کمتر است - یک مزیت ایمنی و هزینه مستقیم که در طول عمر کارخانه ترکیب می‌شود. هنگام مشخص کردن لوله‌های هسته‌ای-، محدودیت‌های کبالت و بور را در گزارش آزمایش مواد تأیید کنید، نه فقط شیمی پایه را.

سوالات متداول

س: چرا Inconel 600 برای لوله های مولد بخار هسته ای انتخاب شد؟

پاسخ: Inconel 600 در دهه 1960 انتخاب شد-70، زیرا محتوای نیکل بالای آن (72٪ دقیقه) باعث می‌شود که در برابر ترک خوردگی تنش کلرید ایمن باشد، در برابر حرارت بالا و مقاومت در برابر اکسیداسیون قوی است و در برابر مواد سوزاننده و فسفات مورد استفاده در زمان‌های ثانویه{7} مقاومت می‌کند. نسبت به فولادهای زنگ نزن آستنیتی که جایگزین شده بود در برابر خوردگی-مقاومتر بود. ضعف بعدی آن - PWSCC - تا زمانی که ده‌ها داده خدمات جمع‌آوری نشده بود، مشهود نبود.

س: PWSCC چیست و چرا آلیاژ 600 را تحت تأثیر قرار می دهد؟

پاسخ: PWSCC (ترک خوردگی تنش آب اولیه) یک مکانیسم ترک بین دانه‌ای در آب اولیه بوته دار با خلوص بالا در حدود 290-325 درجه است. به سه شرایط همزمان نیاز دارد: تنش کششی پایدار، ریزساختار حساس، و قرار گرفتن طولانی مدت در معرض آب اولیه داغ. آلیاژ 600 آسیب پذیر است زیرا کروم نسبتاً کم آن (14-17٪) به لایه اکسید محافظ اجازه می دهد تا به صورت موضعی شکسته شود و کاهش کروم در مرزهای دانه باعث می شود که ترک های بین دانه ای شروع و رشد کنند.

س: تفاوت بین آسیاب{0}}آلیاژ 600 آنیل شده (MA) و عملیات حرارتی (TT) چیست؟

پاسخ: آلیاژ{0}}آلیاژ آسیاب شده (MA) 600 محلولی است-که در حدود 900-1000 درجه آنیل شده است و مزاجی است که بیشترین آسیب PWSCC را در سرویس دارد. آلیاژ 600 با عملیات حرارتی (TT) یک عملیات حرارتی اضافی در حدود 700-725 درجه به مدت 10-15 ساعت دریافت می کند که کاربیدهای کروم را در امتداد مرزهای دانه رسوب می دهد. این شبکه کاربید کنترل شده مقاومت PWSCC را بهبود می بخشد (تقریباً 2-3 برابر در مقابل MA 600 در آزمایشات تسریع شده) اما آن را معادل آلیاژ 690TT نمی کند.

س: چرا صنعت هسته ای از آلیاژ 600 به آلیاژ 690 تغییر یافت؟

A: PWSCC گسترده در آسیاب{0}}لوله های آلیاژی 600 آنیل شده، وصل شدن، غلاف و جایگزینی زودهنگام مولد بخار اجباری را به همراه داشت. آلیاژ 690 (UNS N06690) تقریباً کروم را دو برابر می کند و به 27-31% می رساند که باعث تثبیت لایه غیرفعال می شود و مقاومت PWSCC را با ضریب بهبود بیش از 10 در آب اولیه افزایش می دهد. در فرم عملیات حرارتی، تقریباً تمام ژنراتورهای بخار جایگزین و جدید از اواخر دهه 1980 از آلیاژ 690TT استفاده می کنند، بدون اینکه تا به امروز خرابی لوله PWSCC تایید شده باشد.

س: آیا Inconel 600 هنوز در جایی استفاده می شود؟

ج: بله. اینکونل 600 به طور گسترده در سرویس‌های غیرهسته‌ای با دمای بالا استفاده می‌شود، جایی که محتوای نیکل آن برتر است: صدا خفه کن کوره‌ها، لوله‌های تابشی، و تجهیزات عملیات حرارتی{4} با مقاومت در برابر اکسیداسیون تا حدود 1095 درجه (2000 درجه فارنهایت)، تولید اتمسفر نیتریت و کربناتیک، فرآیندهای کربن‌زدایی شیمیایی و کربن‌سازی و اجزای{7}}توربین گازی. در مواردی که SCC آبی با دمای بالا حالت خرابی حاکم نیست، کاملاً واجد شرایط و مقرون به صرفه است.

س: چه آلیاژهای دیگری برای لوله های مولد بخار با Inconel 600 رقابت می کنند؟

پاسخ: سه آلیاژ اصلی لوله مولد بخار عبارتند از: آلیاژ 600 (N06600)، آلیاژ 690 (N06690) و آلیاژ 800 (N08800) در گرید هسته ای (800NG). آلیاژ 690TT به دلیل مقاومت برتر PWSCC استاندارد جهانی مدرن است. آلیاژ 800NG، با نسبت کنترل‌شده تیتانیوم به کربن حداقل 12:1، توسط PWR‌های زیمنس/KWU در آلمان و توسط راکتورهای آب سنگین تحت فشار بعدی CANDU که بر اساس طرح‌های AECL ساخته شده‌اند، استاندارد شده است و ثابت می‌کند که مقاومت فلزی بیشتر از یک مسیر PWSCC قابل دستیابی است.

س: چگونه لوله‌های هسته‌ای-اینکونل 600 یا 690 را تأیید کنم؟

پاسخ: گزارش آزمایش مواد (MTC، EN 10204 3.1 یا 3.2، یا گواهینامه ASME SB-163) را بررسی کنید: باید نام UNS (N06600، N06690، یا N08800)، ترکیب شیمیایی شامل محدودیت‌های کنترل‌شده کبالت و بور، شرایط{8}حرارت{8}می‌باشد. تحت درمان حرارتی)، اندازه دانه، خواص مکانیکی، و نتایج آزمایش غیر مخرب (جریان گردابی و آزمایش اولتراسونیک). مشخصات هسته‌ای همچنین به قابلیت ردیابی کامل و معیارهای نقص نیاز دارد که دورها، درزها، رسم علائم، ترک‌ها و آخال‌ها را رد می‌کند.

س: آیا آلیاژ 690 عملیات حرارتی شده همچنان می ترکد؟

پاسخ: آلیاژ 690 عملیات حرارتی شده دارای یک رکورد عالی در زمینه میدانی است، اما کاملاً مصون نیست. جوشکاری آلیاژ 690 با فلزات پرکننده آلیاژی 52/152 می تواند تحت تنش پسماند بالا یا نقص جوش در برابر PWSCC حساس باشد و تحقیقات ODSCC ثانویه-در چندین کشور ادامه دارد. نتیجه‌گیری صحیح این است که 690TT حاشیه ایمنی را تا حد زیادی افزایش می‌دهد و PWSCC را به عنوان ناوگان غالب-حالت شکست گسترده برای خود لوله حذف کرده است، اما ساخت صدا، کنترل استرس باقی‌مانده، و کنترل شیمیایی آب{11} ضروری است.