Проблемы коррозионного растрескивания под напряжением в трубопроводах атомных электростанций США
Трещины в трубопроводах первого контура атомных электростанций США, оборудованных реакторами типа В\УК, впервые были обнаружены в 1965 г. в трубах небольшого диаметра из аустенитной нержавеющей стали Т-304 (18Сг 8 N1) в зоне теплового воздействия монтажных швов, соединяющих трубопроводы с основным оборудованием контура. До июля 1975 г. было зарегистрировано 64 случая растрескивания в трубопроводах АЭС. С целью изучения и решения возникшей проблемы тогда же комиссией по ядерному регулированию (М1С) была создана специальная исследовательская группа, которая установила, что трещины имеют характер межкристаллитного коррозионного растрескивания под напряжением (МКР), вызванного комбинацией высоких остаточных напряжений в основном металле, сенсибилизацией зоны теплового воздействия (ЗТВ) сварных швов и наличием свободного кислорода в теплоносителе.
Однако практические рекомендации N1^0 по предупреждению МКР оказались малоэффективными, так как случаи МКР на АЭС США продолжались (таблица), а в 1978 г. растрескивание этого типа впервые было зарегистрировано на трубах диаметром больше 500 мм одного из легко-водных кипящих реакторов ФРГ.
В том же году были обнаружены трещины в так называемых «переходных вставках» из сплава инконель-600.
Число случаев МКР в трубопроводах первого контура АЭС, зарегистрированных применяемых для обеспечения большей надежности сварных соединений аустенитных нержавеющих трубопроводов с патрубками корпуса из углеродистой стали, ре-циркуляционного трубопровода кипящего реактора АЭС, возобновила работу исследовательской группы по МКР» задачи которой были расширены и включали исследование возможности коррозионного растрескивания под напряжением в реакторах типа В\УК и Р\УК; изучение опыта зарубежных АЭС в части МКР; сбор сведений с действующих АЭС США и их обработка.
Результаты исследований группы были опубликованы в докладе МКС—0531 и в журнале. Ниже рассмотрены некоторые положения этого доклада.
МКР в реакторах типа Р\УК. Коррозионные трещины под напряжением в первом контуре Р\УК не были обнаружены, хотя в других трубопроводных системах этих реакторов, выполненных из стали типа 304 (в том числе в системах аварийного орошения защитной оболочки и активной зоны реактора и в системе подпитки первого контура борированной водой), они имели место.
В этих системах борированная вода длительное время находилась в застойном состоянии, что, по утверждению 1ЧКС, явилось основной причиной растрескивания. Комиссией был издан циркуляр, обязывающий лицензентов реакторных установок Р)УК провести объемный контроль (рентгеноскопическое и ультразвуковое обследование) и гидроиспытания трубопроводов систем, относящихся к безопасности и содержащих застойные жидкости.
МКР и металлургия. Большинство ре-циркуляционных трубопроводов первого контура реакторов ВАУ'К в США выполнено из стали 304 и лишь в некоторых случаях применены стали 316, 304Ь, 316Ь и 347. Ферритные стали обычно используются только для паропроводов и трубопроводов питательной воды. Для трубопроводов реакторных систем Р\УН в США в основном применяются стали 304 и 316.
Трубопроводы для АЭС, изготовляемые по техническим условиям А5МЕ или стандартам А5ТМ, подлежат термообработке (нагреву до температуры выше 1040 °С и быстрому — в интервале 870...425 С — охлаждению с целью избежать сенсибилизацию), а также холодной калибровке. При этом в трубах значительно изменяется величина остаточных напряжений.
За небольшим исключением (обусловленным загрязнением трубопроводов хлоридами) все до сих пор обнаруженные в действующих реакторах коррозионные трещины под напряжением были межкристаллитного типа. В большинстве случаев они обнаружены в трубопроводах из стали 304. В стали типа 316 МКР зарегистрировано на переходных вставках.
В докладе N10—N111? Е<л 0531 отражены следующие условия, вызывающие МКР.
Сенсибилизация приводит нестабилизированные аустенитные нержавеющие стали в состояние, склонное к межкристаллитной коррозии. Анализ подтвердил, что все места труб, где было обнаружено МКР, были сенсибилизированы либо при сварке, либо при термообработке. Особенно глубоко были сенсибилизированы переходные вставки из стали 316, подвергавшиеся тепловой обработке вместе с корпусами реакторов из углеродистой стали (отпуск при температуре 620 °С в течение нескольких часов).
В настоящее время в США требуют от поставщиков трубопроводов гарантий отсутствия сенсибилизации. Критерии этих требований изложены в инструкции американского Общества испытания материалов (А8ТМ-А262).