原子力におけるインコネル 600: 蒸気発生器管の材料選択とサービスの経験

すべての加圧水型原子炉 (PWR) の蒸気発生器の内部には、数千本の薄肉管が設置されています。-典型的な大型ユニットには 7,000 本を超える U- 管が含まれています。各管は放射性一次冷却材と非放射性蒸気を隔てる圧力境界であり、束全体が原子炉システム内で最大の熱伝達面を形成します。-。これらのチューブに選択された材料によって、プラントが 40-60 年間確実に稼働するか、時期尚早に数百万ドルの蒸気発生器の交換に直面するかが決まります。-

約20年間、その素材はインコネル 600 (UNS N06600)。これは合理的な選択でした。ニッケル含有量が高い (最低 72%) ため、塩化物応力腐食割れの影響を受けにくく、強力な高温強度と耐酸化性を備え、初期の蒸気発生器で使用されていたオーステナイト系ステンレス鋼よりも優れた性能を備えていました。-その後、フィールドデータは別のことを物語りました。管は内側から外側に亀裂を生じ始め、-一次水応力腐食割れ（PWSCC）-のメカニズムは商業原子力の歴史において最も重要な材料の教訓の 1 つとなり、最終的に業界を合金 690 へと押し上げました。

インコネル 600 は優れた高温合金です。その 1 つの重大な弱点 - は、高温の高純度一次水での PWSCC - - が比較的低いクロム含有量 (14-17%) を反映しています。新しい原子力蒸気発生器では、合金 690TT (27-31% Cr) が現在世界標準となっています。これは、クロムを約 2 倍にし、PWSCC 耐性を 10 倍以上高めるためです。しかし、インコネル 600 は依然として完全に認定されており、PWSCC が存在する非-原子力-}炉、化学、熱処理サービス-で広く使用されています。支配的な故障モードではありません。どちらを選択するかは、合金を実際の腐食メカニズムに適合させるかどうかの問題です。

インコネル 600 とは何ですか? なぜインコネル 600 が選ばれたのでしょうか?

インコネル 600 は、最低 72% のニッケルと 14-17% のクロムを含むニッケル-クロム-鉄固溶体-}合金です。非常に高いニッケル含有量が設計上の重要な特徴です。ニッケル母材は塩化物応力腐食割れの影響を受けず、フェライト鋼のように水素脆化を起こしません。{9}}クロムは酸化耐性と高温腐食耐性を提供します。この組み合わせにより、1960 年代後半から 1970 年代に PWR 蒸気発生器が設計されていたとき、600 はオーステナイト系ステンレス鋼からの論理的なアップグレードとなりました。

インコネル 600 は析出{1}}硬化合金-ではなく、固溶--強化された面心立方体--材料であり、極低温条件から高温酸化処理までの非常に広い温度範囲にわたって延性と靭性を維持します。-薄肉の継ぎ目なしチューブに簡単に加工でき、溶接後の熱処理を必要とせずに溶接できます。また、約 1095 度（2000 度 F）までの浸炭、窒化、酸化雰囲気にも耐性があります。-これらの特徴は、反応管だけでなく炉の内部構造、熱処理設備、化学プロセス装置にもそれが採用された理由を説明しています。-

[出典] ASTM B167 / ASME SB-163 (インコネル 600 シームレス チューブ)。 ASME SB-166 (バー/ロッド)。

原子力設計者にとってニッケル含有量が重要な理由

設計者がインコネル 600 を選択した理由は、すべてその高いニッケル含有量に遡る 3 つの理由です。塩化物応力腐食割れ（初期の蒸気発生器の 300- シリーズ ステンレス鋼の問題）に対する耐性、強い高温機械的特性、および当時二次側で使用されていた苛性アルカリおよびリン酸塩水の化学的性質に対する耐性です。-。後に明らかになった故障モード - PWSCC - は、一次側、高-純度-水の現象であり、塩化物や全体的な腐食の問題ではありません。そのため、初期の認定試験では予測されませんでした。

トレードオフを理解するのに役立つ方法:-インコネル 600 は、高温強度、耐酸化性、耐塩化物性-に関して最適化されており、これらはすべて非常に高いニッケル レベルによって決まります。-最適化されていなかったのは、高温の高純度の水素添加一次水における長期の亀裂耐性でした。-{6}}この 2 番目の要件は、現場亀裂が発生した後に初めて主要な設計要因となり、インコネル 600 がそのファミリーの中で最も少ない元素であるクロム含有量 - によって支配されます。

インコネル 600 の機械的および物理的特性

焼きなまし状態のインコネル 600 は、およそ 550 MPa (80 ksi) の最小引張強度、240 MPa (35 ksi) の最小降伏強度、少なくとも 30% の伸び、および最大約 184 HB の硬度を示します。これらは超合金規格によると中程度の強度値ですが、この合金の真の価値は、広い温度範囲にわたる強度と延性、靱性、耐食性の組み合わせにあります。- 特性は、薄肉の蒸気発生器のチューブや高温の構造部品に適しています。-

[出典] 特殊金属インコネル 600 データシート。 ASTM B167、ASME SB-163、ASME SB-166。

インコネル 600 は高温でどのように機能しますか?

インコネル 600 は、空気中で約 1095 度 (2000 度 F) まで酸化に耐え、必要な負荷と寿命に応じて約 650-815 度まで有効強度を維持します。約 540 度未満では、還元雰囲気または硫化雰囲気でも使用できます。しかし、原子力蒸気発生器では、動作ウィンドウははるかに低く、-約 290 ～ 325 度の一次水であり、そこでの性能を左右するのは酸化ではなく腐食です。

この区別は選択において重要です。インコネル 600 の「高温」という評判は主にガスと炉のサービスから来ており、保護酸化クロム (Cr₂O₃) スケールが金属を無傷に保ちます。-高温水での使用では、同じ酸化膜が水の化学的性質、機械的応力状態、および粒界の冶金学的状態 - によってまったく異なる状況にさらされます。原子力の経験から得た教訓は、合金は高温乾式使用では優れているものの、高温水使用では依然として脆弱である可能性があるということです。-これは、制御メカニズムが同じではないためです。

サービス エクスペリエンス - 業界を変えた劣化のメカニズム

一次水応力腐食割れ（PWSCC）は、3 つの条件が同時に発生した場合に発生する粒界亀裂メカニズムです。管壁の持続的な引張応力（製造、管板への圧入、または U- 曲げによる）、影響を受けやすい微細構造、および約 290-325 度の高温ホウ酸処理一次水への長時間の曝露です。合金 600 は、PWSCC の影響を最も受けやすい蒸気発生器合金でした。これは、その 14 ～ 17% のクロムが不動態皮膜を無傷に保ち、粒界でのクロムの消耗を回避するには十分ではなかったためです。亀裂は発生し、粒界に沿って内側表面から外側に向かって成長します。

PWSCC は、速度が遅く、隠蔽されているため、危険です。チューブは、測定可能な亀裂の兆候が現れるまで、何年も動作する可能性があります。渦電流検査で検出されるまでに、チューブはすでに損傷しています。業界はこれを突然の設計ミスとして決して扱いませんでした。-これは、1970 年代から 1980 年代にかけて、稼働中の PWR 蒸気発生器の大部分に亀裂が入っていることを明らかにし、電力会社に高額な管理と交換プログラムを強いる現場データのゆっくりとした蓄積でした。

• Alloy 600 蒸気発生器で問題となる一次側 PWSCC の位置は次のとおりです。-
• チューブ-から-チューブシートへの膨張遷移 - 圧延/膨張による高い残留応力。
• U-曲げ領域 - 冷間曲げによる高い残留応力、特に最も狭い半径。
• 機械的損傷によって局所的な応力が生じたへこみやへこみの場所。
• チューブの-熱影響を受ける部分-を-チューブシートやその他の接合部に溶接します。

アロイ 600 チューブに影響を与える他の劣化メカニズムは何ですか?

PWSCC を超えて、アロイ 600 蒸気発生器管は、外径​​応力腐食割れ (ODSCC)、粒界攻撃 (IGA)、苛性 SCC、鉛誘起 SCC (PbSCC)、へこみ、孔食、流動誘起のフレッチング/摩耗などの二次的な-側面劣化--を起こしました。これらは、一次側によるものではなく、二次-側の水の化学的性質、スラッジの蓄積、およびチューブ支持プレート-の隙間の状態によって引き起こされます。 PWSCC と協力して、彼らは合金 600 を蒸気発生器群で最も積極的に管理される材料にしました。

[出典] NRC/EPRI PWR 蒸気発生器審査ガイドライン;合金 600 の劣化と蒸気発生器の交換に関する NRC 文書。

フィールドレコード - はどの程度悪かったですか?またその応答は何ですか?

1990 年代までに、稼働中の PWR 蒸気発生器の大部分で初発的な水亀裂が発見され、電力会社は予定より数十年も早く交換計画に直面しました。{1}直ちに対応したのは、チューブに栓をしてスリーブを取り付け、損傷したチューブを使用停止にするか、溶接スリーブで修理することでした。-。長期的な対応策は、蒸気発生器全体を熱処理された合金 690 チューブに再配管するか交換することでした。-スリーブにより時間は稼げましたが、流量制限と検査の負担が増え、チューブが詰まっていると発電機の熱伝達能力が経済的な限界を超えて低下します。-

加速された実験室テストにより、合金の状態間のギャップが定量化され、業界に切り替えを行う自信が与えられました。 680 度 F (360 度) の一次水中で静荷重を加えた逆 U{1}} 曲げ試験片に関する広く引用されているプログラムでは、圧延焼きなましした合金 600 では約 300 時間、熱処理した合金 600 - では約 800 時間で亀裂が発生しましたが、熱処理した合金 690 では 12,000 時間後でも観察されませんでした。

680 度 F での静的引張試験では、圧延焼鈍した 600 には約 2,900 時間以内に亀裂が発生しましたが、熱処理した 690 には 7,000 時間経過しても亀裂は見られませんでした。{1}華氏 760 度の加速蒸気試験では、圧延焼鈍した 600 には約 1,000 時間以内に亀裂が入りましたが、熱処理された 690 には 6,000 時間経っても亀裂は見られませんでした。{10}

[出典] EPRI の調査は、交換用蒸気発生器 (例: 南テキサス プロジェクト 1 号機 RSG、熱処理合金 690、ウェスチングハウス デルタ 94 設計) に関する NRC ライセンス申請書に要約されています。

実際の結果: PWSCC 耐性において合金の状態がおよそ 1 桁向上した (一次水での改善係数が 10 を超える) ことが、熱処理された合金 690 が記録的な代替材料となった理由です。

ミル-焼きなましと熱処理されたインコネル 600

熱処理 (TT) は、通常の粉砕/溶体化アニーリング ステップの後に適用される、追加の制御された熱サイクル - 約 700-725 度、10-15 時間 -} です。これにより、合金 690 の粒界に沿ってクロム-に富む M23C6 炭化物（および合金 600 の M7C3- タイプの炭化物）が析出し、粒界のクロムの利用可能性が高まり、粒界亀裂を引き起こすクロム欠乏ゾーンが減少します。ミルアニール (MA) 合金 600 は、使用中に最も PWSCC に影響を受ける焼き戻しです。 TT アロイ 600 は明らかに耐久性が高くなりますが、それでも TT アロイ 690 と同等ではありません。

熱処理の順序は化学と同じくらい重要です。-最適な耐SCC性を得るには、最初に合金をすべての炭素が溶解するのに十分な温度（合金690の場合、約1940°F / 1060度以上）で溶体化/ミル焼鈍し、次に熱処理して粒界に炭化物を析出させる必要があります。粒界に炭化物が密に存在し、マトリックスが鋭敏化されていない場合、抵抗は最大になります。このため、蒸気発生器のチューブには化学的処理だけでなく、指定された熱処理条件が適用されます。{7}}

[出典] NRC ライセンス文書。熱処理された合金 690 に関する EPRI ワークショップの議事録。 Kai et al.、Nuclear Engineering and Design 144 (1993)。

なぜ熱処理では合金 600 を完全に回復できないのでしょうか?

熱処理により合金 600 は改善されますが、合金 690 と同等にすることはできません。2 つの合金は基本変数であるクロム含有量 - が異なるためです。炭化物の析出による改善は現実的です（加速試験で約 2 ～ 3 倍）が、クロムが 14 ～ 17% しか含まれていないこの合金のクロム埋蔵量は依然として少なすぎて、一次水中で数十年にわたって粒界を保護し続けることができません。合金 690 はほぼ 2 倍のクロムで始まるため、熱処理前であってもその粒界は保護されたままとなり、TT ステップによりそのマージンがさらに広がります。

これは、インコネル 600 の物語の中心的な冶金学的教訓です。微細構造の制御により合金の性能を数倍向上させることができますが、合金の基本的な化学的性質を変更すると、故障モード自体が変化する可能性があります。 「管理可能な亀裂」から「PWSCC の破損が確認されない」状態に移行するには、業界は熱処理だけでなく合金も変更する必要がありました。

インコネル 600 vs 690 vs 800NG

3 つの合金が蒸気発生器チューブの歴史を定義します。アロイ 600 (N06600) は元の PWR 管でしたが、PWSCC によって失敗し、新しい SCC の重要な原子力任務から退役しました。-合金 690 (N06690) はクロムを 27-31% に倍増し、現在では熱処理された形式の世界標準となっており、使用中に PWSCC チューブの故障は確認されていません。 Alloy 800NG (N08800) は、Siemens/KWU PWR および CANDU 設計によって標準化された代替パスであり、高クロムの代わりに制御されたチタンと-炭素の比率を使用して粒界攻撃に抵抗します。それらの中からの選択は、単一の性能数値ではなく、反応器の設計、二次化学、および蓄積された運転データによって決定されます。

[出典] ASTM B167/B163/B407/B408; ASME SB-163; EPRI および NRC 蒸気発生器材料文献。

蒸気発生器のチューブにはどの合金を指定する必要がありますか?

新しいまたは交換用の PWR 蒸気発生器チューブの場合は、熱処理された合金 690 (UNS N06690) を指定してください。これは世界標準であり、最も強力な PWSCC 記録を持ち、数十年にわたる認定データによって裏付けられています。アロイ 800NG は、それに標準化された KWU/シーメンスおよび CANDU の原子炉設計にとって正しい選択であり、鉄-ニッケル-クロムのバランスがプラントの二次化学に一致します。合金 600 は、新しい SCC 重要核管には指定すべきではありません。-これは、非-核高温施設-や、承認された老朽化管理プログラムの下で管理される従来のプラントのコンポーネントに引き続き適しています。{12}}

アロイ 600 チューブを使用した既存のプラントの場合、決定はライフサイクルに関するものです。強化された検査 (渦電流試験) とプラグ/スリーブを継続するか、蒸気発生器を 690TT に交換する計画を立てます。 -交換の資本コストとのトレードオフは、検査の負担、チューブの詰まりによる流量制限、停止時間です。ほとんどの電力会社は最終的に、Alloy 690TT への置き換えが唯一の耐久性のある方法であると結論付けました。

実用的な選択ルール - 合金を任務に適合させる

合金 600 と 690 の選択に関する 5 つのルール

• ルール1Is the failure mode PWSCC in hot (>290 度）高純度の一次水-？ - YES の場合、合金 690TT を指定します。これは、一次水で 10 を超える改善係数を備えた世界標準であり、PWSCC チューブの故障は確認されていません。
• ルール2反応器は KWU/Siemens PWR または CANDU (AECL) 設計ですか? -「はい」の場合、合金 800NG (Ti/C 12:1 以上) が設計の標準化された選択肢であり、そのフリートの運航実績によって完全にサポートされています。-
• ルール3その任務は非-核高温酸化、浸炭、または腐食性のサービスですか?{1}} - YES の場合、インコネル 600 は完全に適格であり、より経済的であり、PWSCC ペナルティはありません。
• ルール4既存のアロイ 600 蒸気発生器ですか? - 強化された渦電流検査、プラグ接続、およびスリーブで管理します。熱伝達能力や可用性が制限されてきた場合は、690TT の交換を計画してください。-
• ルール5熱処理条件を指定していますか?{0}} - 常に明示的に指定します (ミル-焼きなましまたは熱処理)。 PWSCC のパフォーマンスは、化学反応だけでなく条件にも大きく左右されます。 TT 690 は MA 690 と同じ製品ではありません。

コバルトの管理と放射線量

原子力事業において、材料の選択は-のクラッキングだけでなく、放射線場の制御にも関係します。天然の微量不純物であるコバルト-59は、中性子束の下でコバルト-60（保守停止中の人員線量の大半を占める強力なガンマ線放射体）に変化します。したがって、合金 690 核グレードは、コバルトを非常に低いレベル (0.10% 以下、多くの場合 0.05% または 0.02% 以下) でキャップしており、合金 690 は合金 600 よりも原子炉冷却材に放出される金属イオンが少ないため、活性化された腐食生成物の蓄積が減少します。

これが、最新の蒸気発生器の配管仕様がコバルト、ホウ素、残留元素を厳しく制限している理由であり、放射線量の改善が耐 SCC 性と並んで材料選択の利点として扱われている理由です。{0}}電力会社にとって、活性化腐食生成物が少ないということは、停止線量が少ないことを意味し、-プラントの耐用年数にわたって直接的な安全性とコスト上の利点が増大します。核グレードのチューブを指定する場合は、基礎化学物質だけでなく、材料試験報告書でコバルトとホウ素の制限を確認してください。-

よくある質問

Q: 原子力蒸気発生器の配管にインコネル 600 が選ばれたのはなぜですか?

A: インコネル 600 は、1960 年代-70 年代に選ばれました。その理由は、ニッケル含有量が高い（最低 72%）ため、塩化物応力腐食割れの影響を受けにくく、強力な高温強度と耐酸化性を備えており、当時使用されていた苛性アルカリとリン酸塩の二次化学-に耐性があるからです。代替のオーステナイト系ステンレス鋼よりも耐食性が優れていました。-その後の弱点 - PWSCC - 数十年にわたるサービス データが蓄積されるまで明らかではありませんでした。

Q: PWSCC とは何ですか?また、なぜ Alloy 600 に影響を与えるのですか?

A: PWSCC (一次水応力腐食割れ) は、約 290 ～ 325 度の高純度ホウ素化一次水における粒界亀裂メカニズムです。-それには、持続的な引張応力、影響を受けやすい微細構造、および高温の一次水への長時間の曝露という 3 つの条件が同時に必要です。合金 600 は、クロムが比較的少ない (14 ～ 17%) ため、保護酸化膜が局所的に破壊され、粒界でのクロムの枯渇により粒界亀裂が発生して成長するため、脆弱です。

Q: 圧延焼鈍 (MA) 合金 600 と熱処理 (TT) 合金 600 の違いは何ですか?{0}

A: ミルアニール（MA）合金 600 は、約 900 ～ 1000 度で溶体化アニールされており、使用中に最も PWSCC に影響を与える焼き戻しです。{2}熱処理 (TT) 合金 600 は、約 700 ～ 725 度で 10 ～ 15 時間追加の熱処理を受け、粒界に沿って炭化クロムを析出させます。この制御されたカーバイドネットワークは PWSCC 耐性を向上させます (加速テストでは MA 600 と比較して約 2 ～ 3 倍) が、合金 690TT と同等にはなりません。

Q: 原子力産業はなぜ合金 600 から合金 690 に切り替えたのですか?

A: 圧延焼きなまされた合金 600 チューブに PWSCC が広く普及しているため、高コストのプラグ接続、スリーブ接続、および時期尚早な蒸気発生器の交換が必要になりました。{0}合金 690 (UNS N06690) は、クロムを約 2 倍の 27-31% に増やし、不動態皮膜を安定させ、一次水中での PWSCC 耐性を 10 倍以上の改善率で高めます。熱処理された形式では、1980 年代後半以降のほぼすべての交換用および新設の蒸気発生器には合金 690TT が使用されており、現在までに PWSCC 管の故障は確認されていません。

Q: インコネル 600 は現在でもどこかで使用されていますか?

A: はい。インコネル 600 は、その高いニッケル含有量が優れている非核高温用途で依然として広く使用されています。炉マッフル、レトルト、ラジアント チューブ、約 1095 度 (2000 度 F) までの耐酸化性を備えた熱処理設備、浸炭および窒化雰囲気、化学および石油化学処理、苛性アルカリの生産、{4}}ガスタービンコンポーネント。-この製品はこれらの任務に完全に適格であり、高温水性 SCC が支配的な故障モードではない場合でも経済的です。-

Q: 蒸気発生器のチューブとしてインコネル 600 と競合する他の合金は何ですか?

A: 3 つの主要な蒸気発生器管合金は、原子力グレード (800NG) の合金 600 (N06600)、合金 690 (N06690)、および合金 800 (N08800) です。合金 690TT は、PWSCC 耐性に優れているため、現代の世界標準です。チタン-対-炭素の比率が少なくとも 12:1 に制御された合金 800NG は、ドイツのシーメンス/KWU PWR によって標準化され、その後 AECL 設計 - に基づいて建設された CANDU 加圧重水炉によって標準化され、PWSCC 耐性が複数の冶金的ルートで達成できることが証明されました。

Q: 原子力グレードのインコネル 600 または 690 チューブを確認するにはどうすればよいですか?{0}

A: 材料試験報告書 (MTC、EN 10204 3.1 または 3.2、または ASME SB-163 認証) を確認してください。UNS 指定 (N06600、N06690、または N08800)、管理されたコバルトとホウ素の制限を含む化学組成、熱処理条件 (ミル-焼きなまされたものと熱処理されたもの)、粒度、機械的特性、および非破壊検査（渦電流検査、超音波検査）の結果。核仕様では、完全なトレーサビリティと、ラップ、継ぎ目、描画マーク、亀裂、および介在物を拒否する欠陥基準も必要です。

Q: 熱処理された合金 690 に亀裂が生じる可能性はありますか?

A: 熱処理された合金 690 は現場で優れた記録を示していますが、完全に影響を受けないわけではありません。合金 690 と合金 52/152 溶加材の溶接は、高い残留応力または溶接欠陥の下で PWSCC の影響を受けやすいため、二次側の ODSCC 研究がいくつかの国で継続されています。-正しい結論は、690TT によって安全マージンが大幅に拡大され、チューブ自体の主要なフリート全体の故障モードである PWSCC が排除されたということです。--、ただし、健全な製造、残留応力-管理、および水の化学的管理-は引き続き重要です。