核電廠反應堆壓力容器和主管道焊縫殘余應力分析

孫興見，張樹軍，馬靜嫻

(機械科學研究總院核設備安全與可靠性中心，北京 100044)

核電廠反應堆壓力容器和主管道焊縫殘余應力分析

孫興見，張樹軍，馬靜嫻

(機械科學研究總院核設備安全與可靠性中心，北京 100044)

綜述了現(xiàn)有的反應堆壓力容器和主管道焊縫殘余應力的測試結(jié)果和殘余應力選取的實踐經(jīng)驗。對于反應堆壓力容器環(huán)焊縫，殘余應力沿壁厚呈余弦分布，其最大值可取為60MPa。對于主管道對接環(huán)焊縫，最大殘余應力區(qū)域通常位于在焊縫中心線且靠近管道外表面，而運行過程中的缺陷常出現(xiàn)在內(nèi)表面區(qū)域，在進行安全性評價時焊縫最大殘余應力可取為100MPa。

反應堆壓力容器;主管道;焊縫殘余應力

1 引言

焊接過程中加熱和冷卻過程的非均勻性導致焊縫及其附近的金屬膨脹和收縮的非均勻性，有些焊縫在冷卻過程中發(fā)生相變膨脹或收縮，由于受到附近金屬的約束不能自由膨脹和收縮，導致焊縫中產(chǎn)生殘余應力［1，2］。

在運行核電廠壓力容器和管道焊縫中發(fā)現(xiàn)缺陷進行完整性和安全性評價時，有時需要考慮焊縫殘余應力。針對具體焊縫的殘余應力，難以直接準確測試，各國標準規(guī)范總是采用簡化的和保守的假設 (如最大值取為屈服強度)，且不同的標準規(guī)范的假設存在較大差異，給評價造成許多困難和不確定性。

近年來研究表明，現(xiàn)有標準規(guī)范對焊縫殘余應力的假設在某些情況下可能過于保守［3，4］，導致設備過早退役或不恰當?shù)木S修引入新的缺陷，因此無論從安全性還是經(jīng)濟性的角度都需要在確保安全性的情況下適度地降低焊縫殘余應力假設的保守性。

本文綜述了壓水堆核電廠反應堆壓力容器(RPV)和冷卻劑主管道焊縫有關(guān)的殘余應力測試結(jié)果、各國標準的規(guī)定和已有的完整性評價實踐經(jīng)驗，給出了焊縫殘余應力取值的建議。

2 RPV焊縫

壓水堆核電廠RPV由筒體鍛件對接環(huán)焊而成，內(nèi)徑3.5～5m，壁厚180～250mm，材質(zhì)為低合金鋼，如 SA508 Grade 3、16MND5等，坡口形式通常為雙U型，采用相應的低合金鋼焊接材料，根部打底一般采用手工電弧焊，填充焊接一般采用埋弧自動焊，并經(jīng)過中間熱處理和最終熱處理以釋放殘余應力，處理溫度約610～650℃。內(nèi)表面通常堆焊奧氏體不銹鋼，由于其厚度僅約為筒體壁厚的1/20，因此在討論環(huán)焊縫殘余應力分布時暫不考慮其影響。

此類焊縫殘余應力沿壁厚的分布通常為自平衡型，如圖1(見封三)所示［3，4］，可用式(1)［5，6］表示。

其中S為RPV壁厚，x為垂直于部件表面沿壁厚的坐標，σMax是殘余應力的最大值，主要取決于回火溫度和時間。

1984年，美國Indian Point 2號機組第10次在役檢查時在下筒體縱向焊縫上存在超過ASME在役驗收準則的顯示，該焊縫經(jīng)過621 ±15℃、13h的應力釋放處理。西屋公司在對其進行斷裂力學評價時，焊縫殘余應力取69MPa(10ksi)［7］，其主要的依據(jù)是Ferrill等人［8］曾測試過與Indian Point 2壓力容器 (低合金鋼)具有相同制造工藝和應力釋放過程的焊縫的殘余應力，測試結(jié)果表明，殘余應力的峰值為55MPa(8ksi)。在測試結(jié)果的基礎上，西屋公司增加了一定的裕量。

美國橡樹嶺國家實驗室 (ORNL)采用報廢的反應堆壓力容器殼段實際測試了焊縫殘余應力［9，10］。該壓力容器內(nèi)徑 2210mm，壁厚232mm，母材為低合金鋼A533B，既有軸向焊縫又有環(huán)向焊縫，焊接方法為埋弧焊(SAW)，填充材料為A533B一級，內(nèi)表面堆焊不銹鋼。從壓力容器殼段上取如圖2所示的梁形試樣 (1371.6×228.6×228.6mm)，軸向焊縫位于試樣的中心。采用線切割法沿焊縫中心線從堆焊層一側(cè)沿容器徑向切割，深度為114.3mm，測量不同深度處的張開位移，作為ABQUS有限元分析的輸入，模擬得到的焊縫殘余應力沿RPV厚度方向的分布如圖3所示，殘余應力沿壁厚方向大致呈余弦分布，最大拉應力約為44.8MPa(6.5ksi)。上述殘余應力測試結(jié)果已用于橡樹嶺壓力容器斷裂分析程序(FAVOR)中，并得到美國核管會(NRC)的認可。

俄羅斯中央材料院ΗΠΟЦΗИИΤΜАЩ采用釋放法測試了WWER-1000型核電廠RPV焊縫殘余應力［11］。筒體材料為低合金鋼15X2HMФA，外徑3250mm，壁厚290mm。在筒體內(nèi)外表面焊縫軸線上、熱影響區(qū)和母材上的小量程應變傳感器，切割焊縫，測量其變形量?；谧冃瘟繙y量結(jié)果計算得到殘余應力:在經(jīng)過 620℃、5h中間工藝回火和 650℃、10h最終熱處理后，內(nèi)表面殘余應力水平20MPa，外表面30MPa。

圖2 用于測試RPV焊縫中殘余應力分布的試樣示意圖

圖3 軸向焊縫殘余應力沿壁厚的分布(環(huán)向應力)

在IAEA的資助下，中東歐和前蘇聯(lián)一些國家為方便對WWER型反應堆的安全性進行評價，編制了專門針對WWER型反應堆RP的壓熱沖擊完整性評價導則［12，13］。其中，RP壓熱沖擊結(jié)構(gòu)分析時殘余應力的推薦值如式(2)所示，殘余應力呈余弦分布，最大值60MPa。

歐盟WWER型核電廠設備和管道壽命評價程序VERLIFE［14］中RPV防快速斷裂評價部分殘余應力取值參考了上述導則，對于焊后進行熱處理的RPV焊縫，殘余應力σR取值也如式(2)所示。VERLIFE中規(guī)定已得到匈牙利［15］等國家核安全監(jiān)管當局的認可。

根據(jù)經(jīng)濟合作和發(fā)展組織 (Organization for Economic Co-operation and Development，OECD)核能事業(yè)部 (Nuclear Energy Agency，NEA)核設施安全委員會 (The Committee on the Safety of Nuclear Installations，CSNI)的報告，1996年啟動的由13個國家的21個組織參加的ICAS(International Comparative Assessment Study)項目中，對德國設計的4環(huán)路RPV(內(nèi)徑5000mm，壁厚243mm，母材為鐵素體鋼22NiMoCr37，堆焊層厚約6mm，為奧氏體不銹鋼)，殘余應力取值由 Siemens、ORNL、EdF和GRS等多家單位提供，環(huán)向焊縫經(jīng)610℃、12h的熱處理后，殘余應力沿壁厚呈余弦分布，最大值為56MPa。

綜合上述已有的測試結(jié)果和評價經(jīng)驗，對于壓水堆核電廠RPV環(huán)向?qū)雍缚p，殘余應力沿壁厚的分布可假設為呈余弦分布，最大值可取為60MPa。

3 主管道焊縫

主管道材料通常為鑄造奧氏體不銹鋼，也有采用珠光體鋼管，并在內(nèi)表面堆焊不銹鋼，如我國的田灣核電廠。主管道對接焊縫坡口形式通常為V型。對于主管道焊縫結(jié)構(gòu)，殘余應力沿壁厚的分布通常為彎曲型，如圖4(見卦三)所示［3，4］。

異種金屬焊縫是壓水堆核電站管道部件的常見連接形式，如鐵素體部件和奧氏體管道之間的焊縫，是結(jié)構(gòu)完整性評價重點關(guān)注的區(qū)域。為了測試鐵素體－奧氏體異種金屬焊縫的殘余應力，歐盟NESC-III項目制作了如圖5所示的模擬件［16］，鐵素體鋼管道材料為ASTM A508 Class 3，奧氏體鋼管道材料為 ASTM 316L，填充材料為 AWS E308L不銹鋼焊條，預堆邊材料為AWSE308L和AWSE309L不銹鋼，焊后熱處理為600℃·6h。分別采用中子衍射、內(nèi)外表面鉆孔法和切割法 (Cut-Compliance)測試了異種金屬焊縫的殘余應力，3種不同方法的測得的焊縫中心線軸向殘余應力結(jié)果如圖6所示，靠近外表面的焊層下局部軸向應力較大，達150MPa，其余部位的軸向殘余應力不超過50MPa。

圖5 異種金屬焊縫模擬件

圖6 焊縫中心線軸向殘余應力

我國田灣核電廠主管道-主泵焊接接頭為鐵素體鋼-馬氏體不銹鋼對接異種鋼焊縫，焊接方法主要為手工埋弧焊，經(jīng)過610～660℃、3～6.5h中間回火和620～660℃、7～8h最終熱處理。莫斯科褒曼工學院對其焊接和熱處理過程進行了數(shù)值模擬［17］。采用的軸對稱有限元模型如圖7(見封三)所示。模擬結(jié)果表明，最為危險的軸向拉伸主應力 (因為它促進沿焊縫或焊縫附近區(qū)域裂紋的形成和增長)如圖8(見封三)所示，可以看出，堆焊層上的拉伸應力較大，接近材料的屈服點，約330MPa，拉伸應力的第二個局部峰值在焊縫表面下，大約150MPa，截面其他部分的應力均不超過100MPa。圖9為焊縫中心線上軸向殘余應力沿厚度的分布，焊縫最大應力區(qū)域出現(xiàn)在靠近外表面的區(qū)域，與歐盟NESC-III項目的測試結(jié)果基本一致。

為分析不確定性，ЦΗИИКМ《Πрометей》的專家對此主管道-主泵焊接接頭中殘余應力進行了獨立的平行計算。計算結(jié)果表明，不論是就應力分布的性質(zhì)，還是就其數(shù)值而言，結(jié)果都與褒曼工學院的數(shù)值模擬結(jié)果具有很好的一致性。

圖9 焊縫中心線 (見圖8中的黑線)上軸向殘余應力沿厚度的分布

在役核電廠通常經(jīng)過役前水壓試驗，其對主管道焊縫殘余應力的影響類似于過載處理，在水壓試驗載荷引起的應力和殘余應力疊加作用下，局部最大拉應力區(qū)發(fā)生屈服塑性變形，可降低焊縫殘余拉應力最大值，而焊縫本身的力學性能不發(fā)生明顯變化。而且，管道最危險的缺陷常出現(xiàn)在內(nèi)表面，一旦出現(xiàn)缺陷，缺陷尖端的應力也會得到一定程度的釋放。因此，主管道對接焊縫進行安全性評價時，殘余應力最大值可取為100MPa。

4 結(jié)論

焊縫的殘余應力與材質(zhì)、管徑、壁厚和焊接工藝參數(shù)及過程等多種因素有關(guān)，為便于運行核電廠的安全性評價，可對RPV和主管道焊縫殘余應力進行如下假設:對于RPV環(huán)焊縫，殘余應力沿壁厚呈余弦分布，其最大值可取為60MPa;對于主管道環(huán)焊縫，最大殘余應力可取為100MPa。

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Weld Residual Stress of Reactor Pressure Vessel and Reactor Coolant Piping

SUN Xingjian，ZHANG Shujun，MA Jingxian
(Nuclear Equipm ent Safety and Reliability Center，China Academ y of Machinery Science＆Technology，Beijing 100044，China)

Themeasured results ofweld residual stress of Reactor Pressure Vessel(RPV)and Reactor Coolant Piping(RCP)and some existing experience of safety evaluation were summarized.For the shell circumferential weld of RPV，the residual stress was distributed in the cosine shape of the thickness and the peak stress can be assumed as 60MPa.For the butt weld of RCP，the most stressed regions are usually located nearby the outer surface along the centerline and the thickness of the weld;however the in－service defects usually appear at the inner surface regions.Therefore the peak residual stress can be assumed as 100MPa during the safety evaluation.

nuclear reactor pressure vessel;coolant piping;weld residual stress