Nükleer Enerjide Inconel 600: Buhar Jeneratörü Borusu Malzeme Seçimi ve Servis Deneyimi

Her basınçlı su reaktörünün (PWR) buhar jeneratörünün içinde binlerce ince-duvarlı tüp - bulunur, tipik bir büyük ünite 7.000'den fazla U-tüp içerir. Her tüp, radyoaktif birincil soğutucuyu radyoaktif olmayan buhardan- ayıran bir basınç sınırıdır ve tüm paket, reaktör sistemindeki en büyük ısı-transfer yüzeyini oluşturur. Bu tüpler için seçilen malzeme, bir tesisin 40-60 yıl boyunca güvenilir bir şekilde çalışıp çalışmayacağını yoksa erken, multi-dolarlık buhar jeneratörü değişimiyle karşı karşıya mı kalacağını belirler.

Yaklaşık yirmi yıl boyunca bu malzemeInconel 600 (UNS N06600). Mantıklı bir seçimdi: Yüksek nikel içeriği (minimum %72) onu klorür stresli korozyon çatlamasına karşı dayanıklı hale getiriyordu, güçlü bir yüksek-sıcaklık mukavemetine ve oksidasyon direncine sahipti ve ilk buhar jeneratörlerinde kullanılan östenitik paslanmaz çeliklerden daha iyi performans gösteriyordu. Daha sonra saha verileri farklı bir hikaye anlattı. Tüpler içten dışa doğru çatlamaya başladı ve - birincil su stresli korozyon çatlaması (PWSCC) - mekanizması, ticari nükleer tarihteki en önemli maddi derslerden biri haline geldi ve sonuçta sektörü Alaşım 690'a yönlendirdi.

Inconel 600, mükemmel bir yüksek-sıcaklık alaşımıdır ve sıcak, yüksek-saflıktaki birincil sudaki - PWSCC'nin kritik bir zayıflığı, nispeten düşük krom içeriğini (%14-%17) yansıtır. Yeni nükleer buhar jeneratörleri için, Alaşım 690TT (%27-%31 Cr) artık küresel standarttır çünkü kromu kabaca iki katına çıkarır ve PWSCC direncini 10'un üzerinde bir iyileştirme faktörü ile artırır. Ancak Inconel 600 tam nitelikli olmaya devam etmektedir ve PWSCC'nin olmadığı durumlarda, nükleer olmayan yüksek-sıcaklık görevlerinde -fırın, kimyasal ve ısıl işlem hizmetlerinde yaygın olarak kullanılmaktadır. yöneten başarısızlık modu. Aralarında seçim yapmak, alaşımı gerçek korozyon mekanizmasıyla eşleştirme meselesidir.

İnconel 600 Nedir ve Neden Seçildi?

Inconel 600, %72 minimum nikel ve %14-%17 krom içeren bir nikel-krom-demir katı-çözelti alaşımıdır. Çok yüksek nikel içeriği, tasarımın temel özelliğidir: nikel matrisleri, klorür stresli korozyon çatlamasına karşı dayanıklıdır ve ferritik çeliğin yaptığı gibi hidrojen-kırılganlığına yol açmaz. Krom oksidasyon ve yüksek sıcaklıkta korozyon direnci sağlar. Bu kombinasyon, 1960'ların sonlarında ve 1970'lerde PWR buhar jeneratörleri tasarlanırken, 600'ü östenitik paslanmaz çeliklerden mantıklı bir yükseltme haline getirdi.

Inconel 600 çökeltme-sertleştirilmiş bir alaşım değildir -, kriyojenik koşullardan yüksek-sıcaklıktaki oksidasyon hizmetine kadar çok geniş bir sıcaklık aralığında yumuşak ve dayanıklı kalan katı-çözelti-güçlendirilmiş, yüzey-merkezli{-kübik bir malzemedir. Kolayca ince duvarlı dikişsiz boru şeklinde üretilir, kaynak sonrası ısıl işlem yapılmadan kaynak yapılır ve yaklaşık 1095 dereceye (2000 derece F) kadar karbonlama, nitrürleme ve oksitleyici atmosferlere dayanıklıdır. Bu özellikler, bunun neden sadece reaktör boruları için değil aynı zamanda fırın iç parçaları, ısıl işlem teçhizatları ve kimyasal proses ekipmanları için de benimsendiğini açıklamaktadır.

[Kaynak] ASTM B167 / ASME SB-163 (Inconel 600 dikişsiz borular); ASME SB-166 (çubuk/çubuk).

Nikel İçeriği Nükleer Tasarımcılar İçin Neden Önemlidir?

Tasarımcılar Inconel 600'ü, tamamı yüksek nikel içeriğinden kaynaklanan üç nedenden dolayı seçtiler: klorür stresli korozyon çatlamasına karşı bağışıklık (ilk buhar jeneratörlerindeki 300-serisi paslanmaz çelikler için bir sorun), güçlü yüksek-sıcaklık mekanik özellikleri ve o zamanlar ikincil tarafta kullanılan kostik ve fosfatlı su kimyalarına karşı direnç. Daha sonra - PWSCC - ortaya çıkan arıza modu, bir klorür veya genel korozyon sorunu değil, birincil-taraflı, yüksek{8}}saflıkta-su olgusudur; bu nedenle erken yeterlilik testlerinde tahmin edilmemiştir.

Aradaki farkı anlamanın yararlı bir yolu-: Inconel 600, tamamı çok yüksek nikel seviyesi tarafından yönetilen yüksek-sıcaklık mukavemeti, oksidasyon direnci ve klorür bağışıklığı - için optimize edilmiştir. Optimize edilmediği şey, sıcak, yüksek-saflıkta, hidrojenlenmiş birincil suda-uzun vadeli çatlamaya karşı dayanıklılıktı. Bu ikinci gereklilik, ancak saha çatlaması ortaya çıktıktan sonra baskın tasarım etkeni haline geldi ve krom içeriğine ({8}} göre yönetilir; Inconel 600, ailesi arasında en az bulunan elementtir.

Inconel 600 Mekanik ve Fiziksel Özellikler

Tavlanmış durumdaki Inconel 600, kabaca 550 MPa (80 ksi) minimum gerilme mukavemeti, 240 MPa (35 ksi) minimum akma mukavemeti, en az %30 uzama ve yaklaşık 184 HB maksimum sertlik sağlar. Bunlar, süper alaşım standartlarına göre orta düzeyde mukavemet değerleridir, ancak alaşımın gerçek değeri, ince-duvarlı buhar jeneratörü borularına ve yüksek-sıcaklıktaki yapısal bileşenlere çok uygun olan geniş bir sıcaklık aralığı - özellikleri genelinde mukavemet ile süneklik, tokluk ve korozyon direncinin birleşimidir.

[Kaynak] Özel Metaller Inconel 600 veri sayfası; ASTM B167, ASME SB-163, ASME SB-166.

Inconel 600 Yüksek Sıcaklıkta Nasıl Performans Sağlar?

Inconel 600, yaklaşık 1095 dereceye (2000 derece F) kadar havadaki oksidasyona karşı dayanıklıdır ve gerekli yüke ve ömre bağlı olarak yaklaşık 650-815 dereceye kadar faydalı gücü korur. Yaklaşık 540 derecenin altında atmosferlerin indirgenmesinde veya sülfürleştirilmesinde de kullanılabilir. Ancak nükleer buhar jeneratörlerinde, çalışma penceresi yaklaşık 290-325 derece birincil sudan çok daha düşüktür - ve buradaki performansı belirleyen şey oksidasyon değil korozyondur.

Bu ayrım seçim için önemlidir. Inconel 600'ün "yüksek-sıcaklık" itibarı öncelikle koruyucu krom-oksit (Cr₂O₃) ölçeğinin metali sağlam tuttuğu gaz ve fırın servisinden gelir. Sıcak sulu serviste aynı oksit filmi, su kimyası, mekanik gerilim durumu ve tane sınırlarının metalurjik durumu - tamamen farklı bir rejim tarafından zorlanır. Nükleer deneyimden alınan ders, bir alaşımın yüksek-sıcaklıktaki kuru hizmette olağanüstü olabileceği ve yönetim mekanizmaları aynı olmadığı için yüksek-sıcaklıktaki sulu hizmette hala savunmasız olabileceğidir.

Hizmet Deneyimi - Sektörü Değiştiren Bozunma Mekanizmaları

Birincil su stresli korozyon çatlaması (PWSCC), üç koşulun bir arada meydana geldiği taneler arası bir çatlama mekanizmasıdır: tüp duvarındaki sürekli çekme gerilimi (imalattan, tüp tabakasına yuvarlanmadan veya U-bükmeden), hassas bir mikro yapı ve kabaca 290-325 derece sıcaklıktaki sıcak boratlı birincil suya uzun süre maruz kalma. Alloy 600, PWSCC'ye en duyarlı buhar jeneratörü alaşımıydı çünkü %14-17'lik kromu, pasif filmi sağlam tutmak ve tane sınırlarında krom tükenmesini önlemek için yeterli değildi. Çatlaklar iç yüzeyden dışarıya doğru tane sınırları boyunca başlar ve büyür.

PWSCC tam olarak yavaş ve gizli olduğu için tehlikelidir. Ölçülebilir bir çatlak belirtisi ortaya çıkana kadar bir tüp yıllarca çalışabilir; Girdap akımı testiyle tespit edildiğinde tüp zaten tehlikeye girmiştir. Endüstri bunu hiçbir zaman ani bir tasarım hatası olarak ele almadı -, 1970'ler ve 1980'ler boyunca, çalışan PWR buhar jeneratörlerinin büyük bir kısmında çatlakları ortaya çıkaran ve kamu hizmetlerini pahalı yönetim ve değiştirme programlarına zorlayan saha verilerinin yavaş bir şekilde birikmesiydi.

• Alloy 600 buhar jeneratörlerinde öncelikli-taraf PWSCC konumları şunlardı:
• Borudan{0}}boruya-boru levha genişletme geçişi - yuvarlanma/genleşmeden kaynaklanan yüksek artık gerilim.
• U-bükülme bölgesi - özellikle en dar yarıçaplar olmak üzere soğuk bükülmeden kaynaklanan yüksek artık gerilim.
• Mekanik hasarın yerel gerilimi artırdığı göçük ve göçük yerleri.
• Borunun-ısıdan etkilenen bölgelerini-boru tabakasına ve diğer bağlantı noktalarına-kaynaklayın.

Alaşım 600 Tüplerini Etkileyen Diğer Bozunma Mekanizmaları Nelerdir?

PWSCC'nin ötesinde, Alloy 600 buhar jeneratörü tüpleri ikincil-taraf bozulmasına - dış-çap gerilimli korozyon çatlamasına (ODSCC), taneler arası saldırıya (IGA), kostik SCC'ye, kurşun- kaynaklı SCC'ye (PbSCC), çentiklenme, çukurlaşma ve akış- kaynaklı aşınmaya/aşınmaya maruz kaldı. Bunlar birincil taraftan değil, ikincil-taraftaki su kimyası, çamur birikimi ve boru destek plakalarındaki - aralık koşulları tarafından yönlendirilir. PWSCC ile birlikte Alloy 600'ü buhar jeneratörü filosundaki en aktif yönetilen malzeme haline getirdiler.

[Kaynak] NRC/EPRI PWR Buhar Jeneratörü İnceleme Yönergeleri; Alloy 600'ün bozulması ve buhar jeneratörünün değiştirilmesiyle ilgili NRC bağlantıları.

Saha Kaydı - Ne Kadar Kötüydü ve Yanıt Neydi?

1990'lara gelindiğinde, çalışan PWR buhar jeneratörlerinin büyük bir bölümünde birincil-su çatlaması tespit edildi ve kamu hizmetleri, planlanandan onlarca yıl önce değiştirme programlarıyla karşı karşıya kaldı. Anında yanıt, boruların tıkanması ve manşonlanması -, hasarlı boruların hizmet dışı bırakılması veya kaynaklı manşonlarla onarılması oldu. Uzun-vadeli yanıt, buhar jeneratörlerinin tamamının yeniden borulanması veya termal olarak işlenmiş Alaşım 690 boru sistemiyle değiştirilmesiydi. Manşonlama zaman kazandırdı, ancak akış kısıtlaması ve denetim yükünü artırdı ve yeterli miktarda tıkalı tüp, jeneratörün ısı-transfer kapasitesini ekonomik sınırların ötesine düşürür.

Hızlandırılmış laboratuvar testleri, alaşım koşulları arasındaki boşluğu ölçtü ve sektöre geçiş yapma konusunda güven verdi. 680 derece F (360 derece) birincil suda statik olarak yüklenmiş ters U-bükme numuneleri üzerinde yaygın olarak alıntı yapılan bir programda, öğütülmüş tavlanmış Alaşım 600 için yaklaşık 300 saatte ve ısıl işlem görmüş Alaşım 600 - için yaklaşık 800 saatte çatlama ortaya çıktı, ancak ısıl işlem görmüş Alaşım 690'da 12.000 saat sonra bile gözlemlenmedi.

680 derece F statik çekme testlerinde, öğütülmüş tavlanmış 600 malzeme yaklaşık 2.900 saat içinde çatlamış, ısıl işlem görmüş 690 malzeme ise 7.000 saat sonra herhangi bir çatlama göstermemiştir. 760 derece F hızlandırılmış buhar testinde, değirmende tavlanan 600 parça yaklaşık 1.000 saat içinde çatladı, ısıl işleme tabi tutulan 690 parça ise 6.000 saat sonra hiçbir çatlama göstermedi.

[Kaynak] Yedek buhar jeneratörleri için NRC lisanslama sunumlarında özetlenen EPRI araştırması (örneğin, Güney Teksas Proje Birimi 1 RSG, termal olarak işlenmiş Alloy 690, Westinghouse Delta 94 tasarımı).

Pratik sonuç: PWSCC direncinde kabaca aynı büyüklükte bir alaşım-durumu yükseltmesi (birincil suda 10'un üzerinde iyileştirme faktörü), termal olarak işlenmiş Alaşım 690'ın rekorun yerini alan malzeme haline gelmesinin nedenidir.

Öğütülmüş-Tavlanmış ve Isıl İşlem Görmüş Inconel 600 Karşılaştırması

Isıl işlem (TT), normal öğütme/çözelti tavlama adımından sonra uygulanan, 10-15 saat - boyunca yaklaşık 700-725 derecelik - ek kontrollü bir ısı döngüsüdür. Alaşım 690'da tane sınırları boyunca krom-zengin M23C6 karbürleri (ve Alaşım 600'de M7C3-tipi karbürleri) çökeltir, bu da tane sınırındaki kromun kullanılabilirliğini artırır ve tanecikler arası çatlamayı mümkün kılan kromun tükendiği bölgeyi azaltır. Öğütülmüş tavlanmış (MA) Alaşım 600, hizmet sırasında PWSCC'den en çok zarar gören malzemedir; TT Alloy 600 ölçülebilir şekilde daha dayanıklıdır ancak yine de TT Alloy 690'a eşdeğer değildir.

Isıl-işlem sırası kimya kadar önemlidir. Optimum SCC direnci için, alaşımın önce tüm karbonu çözeltiye koymaya yetecek kadar yüksek bir sıcaklıkta çözeltide/öğütülerek tavlanması gerekir (Alaşım 690 için, kabaca 1940 derece F / 1060 derecenin üzerinde), ardından karbürleri tane sınırlarında çökeltmek için termal olarak işlenmelidir. Tane sınırları yoğun olarak karbürlerle doldurulduğunda ve matris hassaslaştırılmadığında direnç en yüksektir. Bu nedenle buhar jeneratörü boruları yalnızca kimyayla değil, belirli bir ısı-işlem koşuluyla da sağlanır.

[Kaynak] NRC lisans belgeleri; Isıl işlem görmüş Alaşım 690 ile ilgili EPRI Çalıştay tutanakları; Kai ve diğerleri, Nükleer Mühendislik ve Tasarım 144 (1993).

Isıl İşlem Neden Alloy 600'ü Tam Olarak Kurtarmıyor?

Isıl işlem Alaşım 600'ü iyileştirir ancak Alaşım 690'a eşdeğer hale getiremez çünkü iki alaşımın temel değişken olan krom içeriği - farklıdır. Karbür yağışından elde edilen iyileşme gerçektir (hızlandırılmış testlerde kabaca 2-3 kat), ancak yalnızca %14-17 kromla alaşım hala birincil suda tane sınırlarını on yıllar boyunca korumak için çok az krom rezervine sahiptir. Alloy 690, kromun neredeyse iki katıyla başlar, böylece tanecik sınırları ısıl işlemden önce bile korunur ve TT adımı daha sonra bu marjı daha da genişletir.

Bu, Inconel 600 hikayesinin temel metalurji dersidir: mikroyapı kontrolleri bir alaşımın performansını birkaç kat artırabilir, ancak alaşımın temel kimyasını değiştirmek, arıza modunun kendisini değiştirebilir. "Yönetilebilir çatlama"dan "doğrulanmış PWSCC arızası yok" durumuna geçmek için endüstrinin yalnızca ısıl işlemi değil, alaşımı da değiştirmesi gerekiyordu.

Inconel 600 vs 690 vs 800NG

Üç alaşım, buhar jeneratörü borularının geçmişini tanımlar. Alloy 600 (N06600) orijinal PWR tüpüydü ancak PWSCC tarafından başarısız oldu ve yeni SCC-kritik nükleer görevinden kaldırıldı. Alaşım 690 (N06690), kromu %27-31'e iki katına çıkardı ve artık termal olarak işlenmiş formda küresel standart haline geldi ve hizmette onaylanmış PWSCC tüp arızası yok. Alaşım 800NG (N08800), tanecikler arası saldırıya karşı direnç sağlamak için yüksek krom yerine kontrollü bir titanyum-/karbon oranı kullanan, Siemens/KWU PWR'ler ve CANDU tasarımlarıyla standartlaştırılmış alternatif yoldur. Aralarında seçim tek bir performans numarasına göre değil, reaktör tasarımına, ikincil kimyaya ve birikmiş işletme verilerine göre yapılır.

[Kaynak] ASTM B167/B163/B407/B408; ASME SB-163; EPRI ve NRC buhar jeneratörü malzeme literatürü.

Buhar Jeneratörü Borusu için Hangi Alaşımı Belirtmelisiniz?

Yeni veya değiştirilen PWR buhar jeneratörü boruları için termal olarak işlenmiş Alaşım 690 (UNS N06690) belirtin. Küresel standarttır, en güçlü PWSCC kaydına sahiptir ve onlarca yıllık yeterlilik verileriyle desteklenir. Alaşım 800NG, demir-nikel-krom dengesinin bu tesislerin ikincil kimyasıyla eşleştiği KWU/Siemens ve CANDU reaktör tasarımları için doğru seçimdir. Yeni SCC-kritik nükleer boru sistemleri için Alaşım 600 belirtilmemelidir; nükleer olmayan yüksek sıcaklık-sıcaklıklarında hizmet ve onaylı bir eskime yönetimi programı kapsamında yönetilen eski tesis bileşenleri için uygun olmaya devam eder.

Alloy 600 boru sistemine sahip mevcut tesisler için karar, yaşam döngüsüyle ilgili bir karardır: gelişmiş incelemeye (girdap akımı testi) artı takma/manşonlamaya devam edin veya 690TT ile buhar jeneratörünün değiştirilmesini planlayın. Bunun karşılığında-muayene yükü, tıkalı tüplerden gelen akış kısıtlaması ve değiştirme sermaye maliyeti karşısında kesinti süresi söz konusudur. Çoğu hizmet kuruluşu sonunda Alloy 690TT ile değiştirmenin tek dayanıklı yol olduğu sonucuna vardı.

Alaşımı Görevle Eşleştirme Pratik Seçim Kuralları -

Alloy 600 ve 690 Seçiminin Beş Kuralı

• Kural 1Is the failure mode PWSCC in hot (>290 derece) yüksek-saflıkta birincil su mu? - EVET ise, Alloy 690TT'yi belirtin. Birincil suda 10'un üzerinde iyileştirme faktörüne sahip ve doğrulanmış PWSCC tüp arızası olmayan küresel standarttır.
• Kural 2Reaktör KWU/Siemens PWR mi yoksa CANDU (AECL) tasarımı mı? - EVET ise, Alloy 800NG (Ti/C 12:1'den büyük veya eşit) tasarım-standartlaştırılmış seçimdir ve filonun işletme kayıtları tarafından tamamen desteklenir.
• Kural 3Görev,-nükleer olmayan, yüksek sıcaklıkta-oksidasyon, karbürleme veya kostik hizmeti midir? - EVET ise, Inconel 600 tam niteliklidir, daha ekonomiktir ve PWSCC cezası yoktur.
• Kural 4Mevcut bir Alloy 600 buhar jeneratörü mü? - Gelişmiş girdap akımı denetimi, tıkama ve kılıflama ile bunu yönetin; ısı-aktarımı kapasitesi veya kullanılabilirliği sınırlayıcı hale geldiğinde 690TT'yi değiştirmeyi planlayın.
• Kural 5Bir ısıl-işlem koşulu mu belirtiyorsunuz? - Bunu her zaman açıkça belirtin (öğütülmüş-tavlanmış veya ısıl işlem görmüş). PWSCC performansı kimyaya olduğu kadar duruma da bağlıdır; TT 690, MA 690 ile aynı ürün değildir.

Kobalt Kontrolü ve Radyasyon Dozu

Nükleer hizmette malzeme seçimi yalnızca -'yi kırmakla ilgili değildir, aynı zamanda radyasyon alanı kontrolüyle de ilgilidir. Doğal bir eser safsızlık olan kobalt-59, nötron akışı altında bakım kesintileri sırasında personel dozunu belirleyen güçlü bir gama yayıcı olan kobalt-60'a dönüşür. Alaşım 690 nükleer sınıfları bu nedenle kobaltı çok düşük seviyelerde (%0,10'dan az veya eşit, sıklıkla %0,05 veya %0,02'den az veya eşit) kapatır ve Alloy 690, reaktör soğutucusuna Alloy 600'den daha az metal iyonu salar ve aktif korozyon ürünü oluşumunu azaltır.

Modern buhar jeneratörü boru spesifikasyonlarının kobalt, bor ve artık elementleri sıkı bir şekilde sınırlamasının ve radyasyon dozundaki iyileşmenin SCC direncinin yanı sıra bir malzeme-seçimi avantajı olarak değerlendirilmesinin nedeni budur. Bir kamu hizmeti kuruluşu için, daha düşük etkinleştirilmiş korozyon ürünleri, daha düşük kesinti dozu anlamına gelir -, tesisin ömrü boyunca birleşen doğrudan bir güvenlik ve maliyet avantajıdır. Nükleer-dereceli boruları belirlerken, yalnızca temel kimyayı değil, malzeme test raporundaki kobalt ve bor sınırlarını da doğrulayın.

Sıkça Sorulan Sorular

S: Nükleer buhar jeneratörü boruları için neden Inconel 600 seçildi?

C: Inconel 600 1960'larda-70'lerde seçildi çünkü yüksek nikel içeriği (%72 min) onu klorür stresli korozyon çatlamasına karşı dayanıklı hale getiriyor, güçlü yüksek-sıcaklık mukavemetine ve oksidasyon direncine sahip ve o zamanlar kullanılan kostik ve fosfat ikincil-yan kimyalarına direniyordu. Yerini aldığı östenitik paslanmaz çeliklere göre korozyona-daha dayanıklıydı. Daha sonraki zayıflığı - PWSCC - onlarca yıllık hizmet verileri birikene kadar belirgin değildi.

S: PWSCC nedir ve Alloy 600'ü neden etkiler?

C: PWSCC (birincil su stresli korozyon çatlaması), yaklaşık 290-325 derecede yüksek-saflıkta borlu birincil suda taneler arası bir çatlama mekanizmasıdır. Aynı anda üç koşulun gerçekleşmesini gerektirir: sürekli çekme gerilimi, hassas bir mikro yapı ve sıcak birincil suya uzun süre maruz kalma. Alaşım 600 hassastır çünkü nispeten düşük krom (%14-17) koruyucu oksit filminin yerel olarak parçalanmasına izin verir ve tane sınırlarındaki kromun tükenmesi tanecikler arası çatlakların başlamasına ve büyümesine izin verir.

S: Öğütülmüş-tavlanmış (MA) ve ısıl işlem görmüş (TT) Alaşım 600 arasındaki fark nedir?

C: Mill-tavlanmış (MA) Alloy 600, yaklaşık 900-1000 derecede çözeltiyle-tavlanmış bir malzemedir ve hizmet sırasında PWSCC'den en çok zarar gören temperdir. Isıl işlem görmüş (TT) Alaşım 600, 10-15 saat boyunca yaklaşık 700-725 derecede, tane sınırları boyunca krom karbürleri çökelten ek bir ısıl işleme tabi tutulur; bu kontrollü karbür ağ, PWSCC direncini artırır (hızlandırılmış testlerde MA 600'e kıyasla yaklaşık 2-3 kat) ancak onu Alaşım 690TT'ye eşdeğer yapmaz.

S: Nükleer endüstri neden Alloy 600'den Alloy 690'a geçti?

C: Öğütülmüş -tavlanmış Alaşım 600 tüplerindeki yaygın PWSCC, maliyetli tıkama, kılıflama ve buhar jeneratörünün zamanından önce değiştirilmesine neden oluyordu. Alaşım 690 (UNS N06690), kromu kabaca ikiye katlayarak %27-31'e çıkarır, bu da pasif filmi stabilize eder ve birincil suda 10'un üzerinde bir iyileştirme faktörü ile PWSCC direncini artırır. Isıl işlem görmüş formda, 1980'lerin sonlarından bu yana neredeyse tüm yedek ve yeni inşa edilmiş buhar jeneratörleri, bugüne kadar doğrulanmış hiçbir PWSCC tüp arızası olmaksızın, Alloy 690TT kullanıyor.

S: Inconel 600 bugün hala herhangi bir yerde kullanılıyor mu?

C: Evet. Inconel 600, yüksek nikel içeriğinin öne çıktığı -nükleer olmayan yüksek-sıcaklık hizmetlerinde yaygın olarak kullanılmaktadır: fırın muflaları, imbikler, radyant tüpler ve yaklaşık 1095 dereceye (2000 derece F) kadar oksidasyon direncine sahip ısıl işlem fikstürleri, karbonlama ve nitrürleme atmosferleri, kimyasal ve petrokimya işleme, kostik üretim ve gaz-türbin bileşenleri. Bu görevler için tamamen uygundur ve yüksek-sıcaklıktaki sulu SCC'nin ana arıza modu olmadığı durumlarda ekonomiktir.

S: Buhar jeneratörü boruları konusunda Inconel 600 ile başka hangi alaşımlar rekabet ediyor?

C: Üç ana buhar jeneratörü tüp alaşımı, nükleer sınıfta (800NG) Alaşım 600 (N06600), Alaşım 690 (N06690) ve Alaşım 800 (N08800)'dir. Alaşım 690TT, üstün PWSCC direnci nedeniyle modern küresel standarttır. Kontrollü titanyum/karbon oranı en az 12:1 olan alaşım 800NG, Almanya'daki Siemens/KWU PWR'ler ve daha sonra AECL tasarımlarına göre inşa edilen CANDU basınçlı ağır su reaktörleri tarafından standartlaştırıldı ve PWSCC direncinin birden fazla metalurjik yolla elde edilebileceğini kanıtladı.

S: Nükleer-sınıf Inconel 600 veya 690 borularını nasıl doğrularım?

C: Malzeme testi raporunu kontrol edin (MTC, EN 10204 3.1 veya 3.2 veya ASME SB-163 sertifikası): UNS tanımını (N06600, N06690 veya N08800), kontrollü kobalt ve bor limitleri dahil kimyasal bileşimi, ısıl-işlem durumunu (öğütülmüş-tavlanmış veya ısıl işlem görmüş), tane boyutunu, mekanik özellikleri ve tahribatsız muayene sonuçları (girdap akımı ve ultrasonik muayene). Nükleer spesifikasyonlar aynı zamanda tam izlenebilirlik ve bindirmeleri, dikişleri, çekme izlerini, çatlakları ve kalıntıları reddeden kusur kriterlerini de gerektirir.

S: Isıl işlem görmüş Alaşım 690 hala çatlayabilir mi?

C: Termal olarak işlenmiş Alloy 690'ın mükemmel bir saha kaydı vardır, ancak kesinlikle bağışık değildir. Alaşım 690 ile Alaşım 52/152 dolgu metallerinin kaynakları, yüksek artık gerilim veya kaynak kusurları altında PWSCC'ye duyarlı olabilir ve ikincil-taraf ODSCC araştırmaları birçok ülkede devam etmektedir. Doğru sonuç, 690TT'nin güvenlik marjını büyük ölçüde genişlettiği ve borunun kendisi için -filo genelindeki baskın arıza modu olan PWSCC'yi ortadan kaldırdığı - ancak sağlam üretim, kalan-gerilim kontrolü ve su-kimyası kontrolünün önemini koruduğudur.