压水堆蒸汽发生器传热管的在役涡流检查陆念文汪小龙( 苏州热工研究院苏州 215004) 摘要：蒸汽发生器传热管是压水堆一回路压力边界的重要组成部分。传热管破裂后，一回路放射性冷却剂将进入二回路，发生冷却剂丧失事故。因此蒸汽发生器传热管检查的可靠性极为重要。本文论述了传热管涡流在役检查方法及其局限性。关键词： 蒸汽发生器传热管，应力腐蚀开裂，涡流检查蒸汽发生器传热管是压水堆一回路压力边界的重要组成部分，是防止放射性裂变产物外泄的主要屏障，因此传热管对核安全的重要性仅次于反应堆压力容器、安全壳和一回路主管。传热管破裂后，一回路放射性冷却剂将进入二回路，发生冷却剂丧失事故。放射性裂变产物或者进入常规岛，或者通过安全阀排向大气，造成核污染。因此蒸汽发生器传热管的检查极为重要，各国都非常重视，进行了大量的研究。1.传热管的材料早期传热管材料选用奥氏体不锈钢，例如304 不锈钢。由于抗应力腐蚀能力较差，欧美国家开发出镍基合金钢作为传热管的材料。最早的镍基材料是Alloy 600 。后来发现Alloy 600材料抗应力腐蚀的能力仍不理想，因此又开发出Alloy 800和 Alloy 690材料。目前西欧、日本和美国的核电厂都使用镍基合金作传热管材料，一部分老核电厂仍然使用Alloy 600 ，一部分新核电厂已使用Alloy 800和 Alloy 690 。[2] 俄罗斯核电厂传热管仍然使用奥氏体不锈钢。广东核电集团下属核电厂的蒸汽发生器传热管均使用Alloy 690。秦山 1 期使用 Alloy 800。田湾核电厂使用俄罗斯奥氏体不锈钢。除了强度和韧性考虑外，传热管选材的两个原则：抗应力腐蚀；抗材料流失〔 Loss of Material〕，防止一回路活化产物过多。2.传热管的主要老化机理和发生部位[3]各种老化机理主要有：(1)PWSCC〔Primary Water SCC 〕PWSCC即一回路水环境应力腐蚀开裂。 有 3 类因素影响传热管材料对PWSCC的敏感性：材料微观特性，如合金成分、晶界碳化物；较高的环境应力或残余应力；腐蚀性环境，例如一回路水化学和温度。PWSCC主要发生在以下部位〔对再循环蒸汽发生器而言〕：管板的近胀管过渡区；U形弯管处，曲率半径越小，PWSCC可能性越大；管板、支撑板处管子发生凹陷的部位；热段区域管子 PWSCC多，冷段区域 PWSCC少。前面 3 条说明残余应力大， PWSCC可能性大，最后一条说明环境温度高〔仅指PWR核电厂运行环境〕，PWSCC可能性大。PWSCC裂纹形态有以下特点：U形弯管处裂纹主要是轴向；管板近胀管...
