超聲仿真技術和激光超聲波可視化技術在核反應堆壓力容器安全端窄間隙焊縫超聲波檢測能力驗證中的應用

馬官兵，袁書現，徐清國，李 明，王韋強

（中廣核檢測技術有限公司，蘇州 215021）

在役檢查能力驗證作為保證在役檢查可靠性的主要手段，其主要目的是對無損檢測的檢查系統(tǒng)（程序、人員、設備）等進行分析和評估，以確保檢測能力滿足預定的要求。國際范圍對在役檢查的科學研究已經開展了近半個世紀，并形成了成熟理論體系和實踐方法，其中以美國ASME規(guī)范Ⅺ卷附錄Ⅷ和歐洲ENIQ 驗證方法論為典型［1］。目前中國已經建立了能力驗證機構：華北核與輻射安全監(jiān)督站，主導中國境內核電站的能力驗證工作，并于2009至2010年首次主導了嶺澳二期3、4號機組的能力驗證工作，主要針對嶺澳二期核電站役前和在役檢查承包方中廣核檢測技術有限公司（CITEC）開展驗證工作。驗證基本思路參考了ENIQ 方法體系，依據RSE－M標準分為不需驗證、常規(guī)驗證、綜合驗證和特殊驗證4類，結果驗收的準則參考ASME規(guī)范Ⅺ卷附錄Ⅷ。嶺澳二期的驗證工作共計進行了50個項目驗證項目，過程持續(xù)了20個月［2］。其他核電站如紅沿河核電站、寧德核電站等由于機組的結構形式以及承包商與嶺澳二期核電站的相同，為節(jié)省驗證的成本，避免重復驗證，采用驗證等效的方式，即將嶺澳二期驗證的結果等效至其他電站，同時針對不同電站檢查對象之間的差別進行補充能力驗證。

某二代加核電站安全端與主管道焊縫為窄間隙焊縫，與嶺澳二期的寬間隙焊縫不同，針對機組間的差別，對其進行補充能力驗證，驗證類別為綜合驗證即對檢測的程序、設備進行技術論證和實際測試。技術論證包含檢測技術的應用經驗、實驗室研究成果以及計算機數學模型分析結果等多方面因素，綜合考慮以上各方面因素，從而對檢測技術和能力給出正確的評價［3］；實際測試在具有代表性的含有真實或者人工缺陷的試塊上進行的檢測。

將超聲仿真技術和激光超聲技術作為重要的技術驗證手段，對檢測的工藝進行評價和論證，并用于指導實際驗證測試。

1 測試對象分析

某二代加核電站機組反應堆壓力容器1號機組安全端－主管道焊縫，安全端側的材料為鍛造不銹鋼Z2CND18.12N，主管道的材料為鑄造不銹鋼Z3CN20.09M，規(guī)格為φ852 mm×77 mm（進口端）、φ882mm×77mm（出口端）。焊接坡口寬度范圍為18～20 mm，是嶺澳二期相關焊縫坡口寬度（約為40mm）的一半，如圖1所示。

對該核電站1號機組反應堆壓力容器進、出口安全端（鍛造）與主管道（鑄造）焊縫的微觀結構進行了分析，結果如圖2所示。

焊縫中安全端側金相組織為奧氏體＋孿晶，主管道側金相組織均為鐵素體＋奧氏體。由于主管道為鑄造材料，主管道側的晶粒組織要要比安全端側的晶粒粗大很多，增加了超聲波檢測的難度。

圖1 RPV 進、出口安全端－主管道窄間隙金屬焊縫坡口圖

圖2 窄間隙焊縫金相組織圖

CITEC已經通過嶺澳二期安全端與主管道寬間隙焊縫的檢測工藝，采用0°、45°和70°，聚焦20，40和80mm 的縱波探頭進行分析和檢測。具體的探頭的參數見表1，由于與該核電站的焊縫的寬度發(fā)生了變化，其他因素如材料、焊接的工藝等均變化不大，于是仍初步采用通過驗證的工藝作為窄間隙焊縫的檢測工藝。

表1 通過嶺澳二期核電站能力驗證的檢測探頭及工藝參數

2 技術論證方法

采用的技術論證的方法主要包括超聲仿真聲場和缺陷響應分析，激光超聲的聲場分布分析。

采用法國原子能委員會開發(fā)超聲仿真方面的軟件CIVA 進行仿真研究。CIVA 軟件已經廣泛地應用于核電廠超聲信號的仿真模擬［4］。該軟件包括兩個模塊：Beam computation（聲場計算）和Defect response（缺陷響應）。在Beam computation 模塊中，根據基爾霍夫公式和格林定理，利用瑞利積分可計算任意形狀聲源的發(fā)射聲場，即任意探頭的發(fā)射聲場；在Defect response 模塊中，針對不同的缺陷類型，使用不同的模型理論。使用基爾霍夫（Kirchhoff）近似理論可以模擬超聲場和裂紋、體積缺陷等類型缺陷的相互作用；使用幾何衍射理論（GTD）可以模擬超聲場和平直裂紋類缺陷的相互作用；使用波恩（Born）近似可以模擬超聲場和固體夾雜物類缺陷的相互作用。

圖3 激光超聲可視化系統(tǒng)

激光超聲可視化技術是通過使用激勵用脈沖激光掃描試件表面部位，使其內部產生超聲波，通過放置的接收探頭檢測其超聲波傳播波形，并通過系統(tǒng)數據處理使得工件內部的超聲波得到可視化。激光超聲可視化系統(tǒng)使產生超聲波的激勵用脈沖激光的反復發(fā)射時刻和激光照射點的移動時刻同步，同時進行掃描，通過放置的接收探頭檢測出的超聲波波形，對在多次掃描點上產生的超聲波傳播波形陣列進行數字化。根據超聲波傳播的互逆定理，使用數字化的波形陣列對固定點產生的超聲波傳播進行映像化。采用的接收探頭為普通超聲波探頭，配備內含放大器的電纜。激光超聲波可視化檢測系統(tǒng)可直接觀察激光在試件中產生超聲波聲束的傳播規(guī)律及分布，如圖3所示。

3 技術論證結果及分析

3.1 超聲仿真結果及分析

3.1.1 聲場計算

采用CIVA 軟件的聲場計算模塊進行分析，設定好焊縫的結構和材料，輸入檢測的探頭信息，以確定仿真超聲聲場的覆蓋范圍，聲場信號如圖4～6所示。

圖4 70°縱波探頭（FS 20mm）發(fā)射聲場

圖5 45°縱波探頭（FS 40mm）發(fā)射聲場

圖6 45°縱波探頭（FS 80mm）發(fā)射聲場

由仿真計算結果可知，不同探頭在安全端與主管道焊縫中發(fā)射聲場的聲壓極大值點距工件掃查面的深度分別為：70°縱波探頭（FS 20mm）約為11.5mm，45°縱波探頭（FS 40mm）約為20.7mm，45°縱波探頭（FS 80mm）約為41.6mm；70°縱波探頭（FS 20mm）在－6dB聲壓范圍內可以覆蓋內表面下33mm 深區(qū)域，45°縱波探頭（FS 40 mm）和45°縱波探頭（FS 80mm）在－6dB聲壓范圍內可以覆蓋焊縫全厚度。

3.1.2 缺陷響應

由于在窄間隙焊縫中，裂紋是較容易產生的缺陷，且危害很大，故對裂紋檢出能力進行了仿真研究。采用矩形缺陷來模擬裂紋，缺陷尺寸為10 mm×10mm，裂紋埋藏深度距主管道內表面的距離分別為5，15，25，30，35，40，45，50，55，60，65mm 和70mm。

對于安全端與主管道焊縫，使用70°縱波（FS 20mm）、45°縱波（FS 40mm）和45°縱波（FS 80mm）探頭檢查時，分別以其檢測10、30和60深φ2mm 橫通孔所獲得的A 掃最高值為100%滿屏作為參考值，經仿真計算得到的最高幅值分別為1.708、2.794和2.865，并以此分別定義為探頭掃查時的0dB。

圖7 70°縱波（FS 20mm）探頭檢查時的缺陷響應

使用70°縱波（FS 20mm）探頭仿真檢查時，缺陷的掃描圖像如圖7所示，不同深度缺陷響應的最高幅值如圖8所示。

圖8 70°縱波（FS 20mm）探頭不同深度缺陷響應幅值

使用45°縱波（FS 40 mm）探頭進行仿真檢查時，缺陷的掃描圖像如下圖9所示，不同深度缺陷響應的最高幅值如圖10所示。

圖9 45°縱波（FS 40mm）探頭檢查時的缺陷響應

圖10 45°縱波（FS 40mm）探頭不同深度缺陷響應幅值

使用45°縱波（FS 80mm）探頭對焊縫進行仿真檢查時，缺陷的掃描圖像如圖11所示，不同深度缺陷響應的最高幅值如圖12所示。

圖11 45°縱波（FS 80mm）探頭檢查時的缺陷響應

圖12 45°縱波（FS 80mm）探頭檢查時不同深度缺陷響應幅值

由圖7和圖8可知，使用70°縱波（FS 20mm）探頭進行仿真檢查時，埋藏深度為5，15，25，35mm的缺陷的響應幅值分別為9.1，5.5，2.6，0.3dB，均比10mm 深φ2mm 橫通孔的幅值大，因此使用70°縱波（FS 20mm）探頭可發(fā)現內表面下30mm 深度范圍內的缺陷。

由圖9和圖10可知，使用45°縱波（FS 40mm）探頭對反應堆壓力容器進、出口安全端與主管道焊縫進行仿真檢查時，埋藏深度為25，35，45，55，65mm 的缺陷的響應幅值分別為12.7，13.6，12.9，12.1，11.2dB，均比30mm深φ2mm 橫通孔的幅值大，故使用45°縱波（FS 40mm）探頭可發(fā)現該焊縫埋藏深度較深的缺陷。

由圖11和12可知，使用45°縱波（FS 80mm）探頭進行仿真檢查時，埋藏深度為30，40，50，60，70mm的缺陷的響應幅值分別為13.5，14.9，14.8，14.6，14.2dB，均比60mm 深φ2mm 橫通孔的幅值大，因此使用45°縱波（FS 80mm）探頭可發(fā)現該焊縫埋藏較深的缺陷，可以覆蓋聲場的檢測范圍。

仿真表明，所選的探頭的檢測效果良好，特別是對不同深度和不同方向的裂紋可以有效地檢出。

3.2 激光超聲波可視化對窄間隙焊縫聲場規(guī)律分析

采用激光－超聲波可視化技術對超聲波對寧德核電站反應堆壓力容器安全端與主管道焊縫中的傳播規(guī)律進行了分析，對0°、45°和70°探頭的發(fā)射聲場進行了可視化研究，接收探頭的位置分別置于主管道側（左）和安全端側（右），探頭的前沿距離焊縫中心線的位置為25mm 和50mm，相關聲場最大幅值分布如圖13～21所示。

圖21 0°探頭置于焊縫中心線處的聲場分布

從圖13、圖15 可知，接收探頭位于主管道側時，接收到激光產生的超聲波最大幅值要低于接收探頭位于安全端側時接收到的超聲波最大幅值，且測試的聲場有偏轉，并有不規(guī)則的偏失，這是由于主管道側為鑄造不銹鋼材料，晶粒粗大，聲場有較大的衰減造成的。幅值越低的地方聲場衰減也厲害，而貼近探頭與試塊的表面處聲場較高，是由于聲速傳播過程中遇到阻礙較小，因此傳播的幅值較大，“顯示”較“深”。

從圖14、圖16可知，當接收探頭置于焊縫的右側（安全端側）時，聲場分布較好，可以顯示焊縫邊緣，當聲束穿過焊縫時，有明顯的衰減。

從圖17～20中可以看出，70°探頭的聲場分布規(guī)律與45°探頭類似。70°的覆蓋厚度較淺，但也能至少覆蓋2／3焊縫的厚度，而45°探頭可以完全覆蓋被檢查區(qū)域。

對于窄間隙的檢測，從主管道側聲場可以完全覆蓋焊縫的區(qū)域，但是從主管道側聲場衰減很嚴重，缺陷的可檢出性將會大大降低。由于從主管道側檢測可以清晰地反映出焊縫的坡口位置，則如果在坡口的位置處出現坡口未融合類似的缺陷，可以檢出。

激光超聲技術對焊縫中的動態(tài)聲場也進行了分析，圖22～27為45°接收探頭測試結果，重點分析波束在焊縫中動態(tài)傳播過程三個階段：前期階段、中期階段、后期階段。

圖22為超聲波傳播的前期階段，此部分為聲束從探頭中發(fā)射出來，進入主管道內部，并與焊縫接觸，可以看出聲束在主管道側產生了較大的散射。

圖23中，超聲波波束接觸到焊縫并在焊縫中傳播，當聲束遇到焊縫與安全端側的坡口時，聲束再次產生較大的散射，并由散射的波束繼續(xù)傳播。

圖24中，波束傳播經過焊縫，并接觸安全端繼續(xù)傳播，可看到在安全端側發(fā)生散射的程度要小于主管道側。

圖25為超聲波在安全端側傳播的前期階段，此部分為聲束從探頭中發(fā)射出來，進入安全端側內部，并與焊縫產生初步的接觸，可以看出聲束相較于主管道側產生的散射明顯小很多，波束的前沿也較為有規(guī)律的傳播，且波束較快。

圖26中，超聲波波束接觸到焊縫并在焊縫中傳播，當聲束遇到安全端側的坡口時，有較大的散射現象的產生，當聲束穿過焊縫進入主管道側后，由于材料的不同也導致了較大的散射的產生。

圖27中，聲束傳播的后期階段，波束傳播經過焊縫，到達試塊的底面，有較強的底面回波的產生，通過分析底面回波的繼續(xù)傳播，發(fā)現在主管道側聲束散射較為嚴重。

通過上面的分析和接收探頭位于主管道和安全端側不同位置時，發(fā)現探頭在主管道側進行傳播時，由于主管道的晶粒粗大和取向的不同，聲束的散射較為厲害，理論分析探頭位于此側的可檢性較差。但接收探頭位于安全端側，聲束在安全端側的傳播很有規(guī)律，且散射較小，當遇到焊縫時，聲束有一定的散射，但是穿過焊縫進入主管道側后，聲束的散射較為嚴重。可初步判斷從安全端側檢測安全端－主管道同種金屬焊縫的效果要好于從鑄造不銹鋼側檢測焊縫。

4 實際檢測

針對CITEC 制定的RPV 安全端－主管道窄間隙焊縫檢測工藝，能力驗證組織主體華北站NRO設計和提供了驗證試塊對CITEC進行實際的測試，以確定CITEC 的工藝是否滿足現場檢驗的要求，圖28和圖29分別為驗證的試塊宏觀圖和實際檢測圖，設計缺陷為具有一定深度不同位置的窄槽。

圖28 驗證的試塊宏觀圖

圖29 試塊實際檢測圖

檢測結果從安全端側效果要好于主管道側，從主管道側較難檢測出所有設計缺陷，而從安全端側可檢查出所有設計缺陷，根據驗收標準記錄檢出所有缺陷，能力驗證共對9個缺陷進行了實際的測試，這9個缺陷都完全檢出，且缺陷的長度和深度的誤差均在標準要求的范圍內。圖30為45°探頭檢測出的其中一個缺陷信號圖。

5 結論

（1）通過CIVA 仿真，對檢測所需要的超聲探頭的聲場分布規(guī)律和對缺陷的響應，論證了所選探頭可以覆蓋被檢區(qū)域，并可以檢測出處于不同位置的缺陷，驗證了超聲工藝設計的合理性。

（2）通過激光超聲可視化分析了安全端－主管道窄間隙焊縫中超聲最大幅值的分布和超聲聲束的傳播規(guī)律，可直觀地顯示主管道側的波束主管道側波束散射遠大于安全端側，其從安全端側進行傳播時，可清晰地顯示出坡口的位置，即安全端和焊縫的交界處，對坡口未融合缺陷具有很強的可檢性。

（3）通過含有缺陷的真實試塊的實際測試，被超聲仿真技術和激光超聲可視化論證的超聲檢測工藝可以滿足能力驗證的要求，并可用于現場實際的測試。

（4）超聲仿真技術和激光超聲可視化技術可應用于能力驗證的技術論證過程，節(jié)省驗證的時間和降低了驗證的成本如試塊的采購和缺陷的設計等費用，為未來的能力驗證活動提出了一種新的論證手段。

［1］徐清國，陳懷東，馬官兵，等.國內外核電站在役檢查能力驗證發(fā)展［J］.無損檢測，2013，35（10）：38－44.

［2］JINHONG L，ZHONGYUAN L，HUAIDONG C，et al.Practice on NDE licensing and inspection qualifications for nuclear power plant in－service inspections［C］.Duban：18th World Conference on Nondestructive Testing，2012.

［3］LEMAITRE P.ENIQ recommended practice 2，recommended contents for a technical justification［R］.EUR18099 EN，Luxemburg：Office for Official Publications of the European Communities，1998.

［4］HUAIDONG C，MING L，JINHONG L，et al.Application of ultrasonic simulation technology in technical justification of in－service inspection of nuclear power plant［C］.Shanghai：17th World Conference on Nondestructive Testing，2008.