堆腔密封环失效故障分析与处理

□王新刚

压水堆核电站停堆换料期间，换料水池充满了含硼水，对堆芯燃料及堆芯构件产生的强辐射进行屏蔽，达到保护工作人员的目的。换料水池为不锈钢板覆面，其池底通过堆腔密封环与压力容器上法兰面的凸缘焊接。堆腔密封环设计为U型结构，以吸收压力容器在不同工况下的形变，保证钢覆面的密封性。某核电厂1#、2#机组多次发现堆腔密封环存在贯穿性裂纹缺陷。换料水池漏水缺陷，不仅使污染物质随含硼水漏入压力容器房间，造成污染扩散，更对设置在反应堆压力容器外的堆芯监测装置产生极大的威胁。一旦堆芯监测装置由于漏水导致绝缘不合格，不仅影响大修工期，同时给机组的安全稳定运行带来很大的隐患。

一、堆腔密封环失效类型分析

(一)堆腔密封环的结构与缺陷描述。堆腔密封环为U型环槽，主要由密封环、密封环板、小定心环、大定心环、密封环支撑板、竖直覆面板、环形骨架角钢及其支撑件等组成。堆腔密封环内侧与压力容器上法兰凸缘焊接连接。外侧通过竖直覆面板搭接于池底覆面板的环形骨架角钢上。竖直覆面板呈L型，下部折弯处与固定在大小定心环内的支撑板焊接，起到支撑固定作用。除大、小定心环为Q345R材质外，其他部件均为304L不锈钢。2012年某核电厂大修卸料期间，在换料水池正下方的房间顶部发现有硼结晶和有水沿钢结构和墙壁向外渗出。初步怀疑堆腔密封环漏水,通过对堆腔面密封环各部件母材和焊缝及其热影响区进行反渗透和液体渗透检查，发现：竖直覆面板母材折弯处、焊缝及热影响区存在贯穿性裂纹缺。

(二)堆腔密封环失效类型确定。对失效部件进行材质分析表明：竖直覆面板材质确定为304L，且各项元素均在标准范围，无超标。对失效部件宏观分析，发现型竖直覆面板与混凝土接触侧腐蚀极为严重，并有大量腐蚀产物剥落，说明腐蚀起源于接触混凝土侧。对失效部件研磨并抛光后进行金相观察，发现：总体上裂纹分支较少，L型竖直覆面板靠近混凝土侧腐蚀非常严重，局部从混凝土侧腐蚀减薄量达到约2.5mm(原厚度为3mm)。在金相显微镜观察下可见树枝状裂纹形貌，蚀刻后观察显示：裂纹均为穿晶扩展。对失效部件取样，并将裂纹掰开后，用扫描电镜检查发现，断口表面覆盖大量腐蚀产物，其形貌为龟裂状的泥状花样，脱膜后断口均表现为脆性断口，断口中可见许多河流花样和鱼骨状花样并可见大量二次断口。综上，L型竖直覆面板裂纹具有应力腐蚀的典型特征，确定L型竖直覆面板断裂属于不锈钢应力腐蚀开裂(SCC)。

二、根本原因分析

应力腐蚀开裂(SCC)是指金属在应力和腐蚀介质联合作用下引起的一种破坏[1]。应力腐蚀开裂必须同时满足三个条件：金属本身对应力腐蚀的敏感性、能引起该金属发生应力腐蚀的介质、一定的拉应力。竖直覆面板材质为304L，属于奥氏体不锈钢。奥氏体不锈钢虽然具有良好的耐蚀性，但是在腐蚀介质(通常为氯化物、碱溶液和硫化氢)存在的情况下，极易发生应力腐蚀开裂。

(一)竖直覆面板附着物及裂纹断口腐蚀产物分析。对竖直覆面板附着物及裂纹断口腐蚀产物进行扫描电镜及能谱(SEM/EDS)分析，发现无论是混凝土侧附着物还是裂纹腐蚀产物中，均含有大量的氯离子。且腐蚀产物中氯离子含量更是高达0.32%。根据研究表明:304不锈钢在60℃中性溶液中发生应力腐蚀的临界氯离子浓度约为90mg/L(0.009%)[2]。附着物及腐蚀产物中的氯离子浓度远超过临界值，使竖直覆面板存在较强的应力腐蚀开裂倾向。

(二)混凝土中氯离子来源分析。机组建造期间，换料水池相关工作施工过程中，按照要求严格控制氯离子来源。但经查询建造期间的历史记录发现，换料水池钢覆面密封环接触的混凝土施工中，由于某种原因，使用氯乙烯-偏氯乙烯共聚乳液替代了丙烯酸树脂含水乳化液或苯乙烯含水乳化液。

氯乙烯-偏氯乙烯共聚乳液(简称氯-偏共聚乳液)是一种新型高分子合成胶乳，其与氯-偏共聚乳液具有相同的功能团。已有研究显示氯-偏共聚乳液在紫外线的照射下易发生材料降解，最终会产生HCl。有在反应堆运行环境下，必然存在比紫外线更高能量的γ射线，γ射线，氯乙烯-偏氯乙烯在高能射线的辐照下会发生分子间交联和分子内断裂降解两种反应[3]。无论发生交联反应或降解反应，均会产生HCl，HCl遇水则会电解形成Cl-。

(三)拉应力来源分析。竖直覆面板由于冷弯加工和焊缝焊接，导致构件内部存在内应力。经过理论分析证明，冷弯加工使竖直覆面板折弯处产生塑性变形，存在残余应力，靠混凝土侧折弯处表面沿压力容器圆周方向的应力为拉应力，数值大于60.9MPa。另研究表明，在焊缝附近，沿焊接方向和垂直于焊接方向的应力均为拉应力，且沿焊接方向的残余应力值较大，并接近屈服强度。焊缝焊接产生的残余拉应力也是引起竖直覆面板应力腐蚀开裂的一个诱因。

(四)根本原因确定。堆腔密封环失效为典型的奥氏体不锈钢在氯离子环境下产生的应力腐蚀开裂。其氯离子来源为氯-偏共聚乳液在强辐照下发生分子间交联及降解反应生成。拉应力来源主要为堆腔密封环各部件焊缝附近的焊接残余拉应力，部分部件存在冷弯加工导致的残余拉应力。

三、缺陷处理

(一)处理方案的确定。应力腐蚀开裂的三个必要条件为敏感的材质、腐蚀环境和一定的拉应力，只要控制其中一个条件不发生，则就不会产生应力腐蚀。根据工程实践和检修成本，处理方案确定从控制氯离子来源方面考虑。为了控制氯离子来源，具体措施为以下几方面：一是将与堆腔密封环L型竖直覆面板接触的混凝土去除，并使用厚度为12mm的隔离钢板进行隔离，减少原混凝土中氯离子的迁移。二是使用新的混凝土中不含氯元素，且在施工过程中搅拌混凝土使用不含氯离子的无盐水。三是混凝土与钢覆面接触的方使用防尘漆，作为二次防护，防止氯离子与不锈钢覆面板接触。

(二)实施难点及应对措施。实施过程中，最大的难点为薄不锈钢板焊接变形问题等，密封环组件环焊缝沿垂直方向横向收缩，产生角变形，密封环板外侧上翘，密封环上部直径变大，呈喇叭口型。

焊接工艺中的焊接电流、焊接电压、焊接速度均会对热量输入产生影响，进而影响焊接变形。针对影响焊接变形的因素，在制定焊接工艺与焊接实施过程中采取如下措施：一是密封环组件焊接即采用了热量输入少的TIG焊。焊丝选用直径1mm的ER316L，电流60至90A，电压10～15V，背部充氩气保护。二是焊接前刚性固定。密封环与密封环板的环焊缝焊接前，使用5mm厚的三角形不锈钢筋板支撑密封环组件，使密封环竖面和环板垂直。三角形不锈钢筋板下方开一三角形槽，以便焊接环焊缝。筋板间隔500至600mm安装一个，安装方法采用点焊，在筋板的五个位置进行点焊，分别为：密封环竖直面上下两点，折弯处靠近焊缝处，密封环板外侧靠近塞焊处和焊缝附近。三是为了减少一次焊接热量输入过大，焊接过程中，控制一次焊接长度在100mm左右，采用跳焊焊接方法。四是焊接完成后，对密封环组件一周环焊缝进行轻轻敲击校平(焊缝下垫砧木，上面用橡皮锤敲击)，以释放应力。通过选择合适焊接工艺、焊前刚性固定、焊接过程控制、焊后释放应力，成功解决了密封环组件薄板焊接变形问题，使焊接后密封环组件变形在可接收范围内。最终堆腔密封环整体更换工作分在大修期间顺利完成。

四、结语

综上所述，堆腔密封环失效为典型的奥氏体不锈钢在氯离子环境下发生的应力腐蚀开裂。混凝土中的氯离子来源于氯-偏共聚乳液在辐照下发生交联和降解反应。焊接及冷弯加工产生残余拉应力，也是导致堆腔密封应力腐蚀开裂的一个必要条件。更换堆腔密封环同时去除原混凝土，施工过程中严格控制氯离子来源，可避免缺陷再次出现。堆腔密封环更换过程中最大的技术问题为薄不锈钢板焊接变形问题，通过分析影响焊接变形的因素并制定应对措施，顺利解决了这一难题，成功完成了堆腔密封环更换工作，消除了机组的重大隐患，为机组稳定运行提供了保障。同时也对其它核电站堆腔密封环类似问题的分析和处理有很好的借鉴意义。