核电厂改善对策范文

目前全世界使用的能源，石化燃料(含石油、煤炭与天然气等)约占所有使用能源的八成，然而因石化燃料日渐枯竭，使得石油相关燃料持续上涨，造成能源成本一直增加，而且因使用石化燃料的过程中，会排放大量的二氧化碳等气体，使得温室效应日益严重，造成地球环境生态的恶化。为解决上述问题，使得一度因安全问题而式微的核能再度受到青睐。各大工业国计划逐步兴建与扩充核电厂，因此提升核电厂的安全，乃当务之急。

在过去核电厂的运转纪录，曾发现镍基600合金与SUS 308不锈钢的异材焊接处，构件出现龟裂之现象，其破损主要原因经调查为材料耐蚀性不足与焊件开槽形式不当所导致，因此选用耐蚀性更佳之替代材料是有效的改善方法之一。本研究以耐蚀性更佳之镍基690合金取代镍基600合金，以及以SUS 304L不锈钢取代SUS 308不锈钢，配合电子束异种对接焊并进行耐蚀能力分析。

镍基690合金(29wt%Cr–60wt%Ni–10wt%Fe–0.02wt%C)的Cr含量高于镍基600合金(16wt%Cr–75wt%Ni–8wt%Fe–0.04wt%C)近一倍，可减少因晶界的碳化物偏析，所造成之缺铬现象，镍基690合金与镍基600合金化学成份表(wt-%)；而SUS 304L不锈钢(18wt%Cr–8wt%Ni–72wt%Fe–0.01wt%C)之碳含量则低于SUS 308不锈钢(19wt%Cr–10wt%Ni–70wt%Fe–0.08wt%C)甚多，可减少焊道碳化物之析出，SUS 304L不锈钢与SUS 308不锈钢化学成份表(wt-%)。因此，在焊接冶金问题可克服之情形下，镍基690合金–SUS 304L不锈钢之异材焊接比镍基600合金–SUS 308不锈钢应有较佳之耐蚀性能。

在核电厂构件的焊接上中，过去以采用传统的SMAW (Shielded Metal Arc Welding)、Gas Metal Arc Welding (GMAW)和Gas Tungsten Arc Welding (GTAW)制程为主。在Lee et al.的研究显示，焊道常因在焊接时产生低熔点、低强度且极脆的共晶组织，导致产生凝固热裂。而在焊条中添加Nb, Ti等合金元素，虽有细晶强化的效果，提升一部份的机械性能，但因焊道在晶界容易析出碳化铬与共晶组织，耐蚀性亦不见提升。此外，因核电厂很多构件较厚常须增加焊接的道次，产生较多的热循环、高的总入热量以及较宽的焊件热影响区，皆不利于焊件之机械性质与耐蚀特性。

相较于传统焊接制程，高能量密度束焊接因具有低总入热量、可降低焊接应力生成，减少应力腐蚀裂纹产生，因此是应用在电厂构件焊接之适合方法之一。其中雷射焊接因对材料之反射率高、吸收率较低，故仅适用于薄件焊接；另一高能量密度束焊接—电子束焊接(Electron Beam Welding，EBW)因没反射率的问题，具有能量集中、可以单道次完成焊接、低总入热量、高宽深比、低变形、高焊速等优点，适合对厚构件进行单道次焊接。此外，EBW可自动焊接能防止在焊接时的人为疏失，已逐渐应用在核电厂构件的焊接上。而可缩短焊接构件的时间、提高焊接的效率及增进核电厂构件的质量与可靠度。