核一厂燃料匣锁紧装置断裂螺栓破坏分析(pdf).PDF

技術及溝通 核一廠燃料匣鎖緊裝置斷裂螺栓 破壞分析 蔡坤釗 呂文豐 張中興 核能研究所燃材組 摘 要 鎳基合金X-750 為核反應爐零組件的材料之一，核一廠於第24 次大修(EOC-24)期 間，發現3 只燃料匣鎖緊裝置螺栓斷裂，為釐清該螺栓的斷裂原因，將受損螺栓部份斷 件(螺帽)送至核研所進行熱室檢驗與破壞分析。 本報告對斷裂螺栓進行之熱室檢驗，包括化學成份分析、液滲檢測、微硬度量測、 金相檢驗、破斷面觀察、及掃瞄式電子顯微鏡(SEM)斷面分析。 檢驗結果顯示，斷裂螺栓材質為鎳基合金X-750 ；螺栓沒有輻射脆化及加工硬化效 應；龜裂發生在或接近螺桿 5/16縮減為 1/4之頸部圓角位置；龜裂起源型態為穿晶模 式，繼而以沿晶模式貫穿螺栓。綜合螺栓SEM 斷面及金相分析結果，確認沿晶應力腐 蝕龜裂為此破壞機制；螺栓斷裂的可能原因為不當外力促發應力腐蝕龜裂。 關鍵詞：燃料匣鎖緊裝置螺栓、破壞分析、鎳基合金、X-750 。 壹、 前言 一、鎳基合金 X-750 現今輕水式反應器（LWRs ）所使用的鎳基合金，包含合金 600 、690 、718 、A-286 、 及X-750 等。這些合金是為特殊高溫環境的使用而設計，具有較一般不鏽鋼材料優異之 高溫強度、潛變抗性、耐熱疲勞、及耐蝕性。合金X-750 為一析出硬化型合金，熱膨脹 係數較其它高強度合金鋼低；因應核電廠運轉環境，其成份與熱處理都施以最佳化調整 與處理。然而經過核電廠長期使用後，部份合金X-750 材料組件發生損壞，此情況在國 內、外均有類似的報導，核一廠此次受損的燃料匣鎖緊裝置螺栓組件材料，即是所述 X-750 合金；這些損壞案例主要歸因於沿晶應力腐蝕龜裂(Intergranular Stress Corrosion Cracking ；IGSCC)[1] 。對於合金X-750 的主要顯微組織及熱處理，簡單描述如下: Inconel X-750 （UNS NO7750 ）的主要相及元素包括有形成沃斯田體（γ）基地相的 36 台電核能月刊 鎳、鐵、及鉻等元素；增加合金高溫強度的鋁、鈦、鈮；主要強化相（）為Ni3 （Al,Ti ）， 次要強化相（）為Ni3Nb ；碳化物主要為高溫形成的MC 型碳化物及隨後熱處理而析 出的M C 型碳化物[1] ，MC 碳化物中的M 主要為鈦及鈮，M C 型碳化物中的M 主 23 6 23 6 要為鉻；在ASME SB-637 的規範的主元素與ASTM 有相同的成份規格，詳細元素規格 如表 1 所示[1~2] 。 二、X-750 熱處理 鎳基合金針對高溫環境所施作之熱處理，包括三階段，分別為固溶處理（solid solution ）、中間處理或安定化處理(stabilizing treatment ）、以及析出硬化處理（precipitation hardening treatment ）。如前段所述，和為X-750 主要之強化相，不同的熱處理方式會 影響到相的析出強化效果，包括相的體積、相的粒子大小、粒子與基材間因晶格 差異(misfit)所存有的共格應變(coherent strain)之界面能(interfacial energy) 。對碳化物而 言，藉由熱處理可使M C 碳化物在晶界上呈半連續狀析出，晶界M C 碳化物可提供 23 6 23 6 強化效果，也有助於防止IGSCC ；MC 碳化物對強化效果的貢獻很少，但因生成該碳化 物時，間接減少了基材的碳，使M C 碳化物的生成相對減少，間接影響到機械性質及 23 6 抗IGSCC 的功效[3~6] 。 X-750 在ASTM B637 的