ASME B&PVC壓水反應(yīng)堆壓力容器斷裂韌性技術(shù)應(yīng)用介紹

呂俊娥，梅健，王念輝，張立君

ASME B&PVC壓水反應(yīng)堆壓力容器斷裂韌性技術(shù)應(yīng)用介紹

呂俊娥，梅健，王念輝，張立君

（國核工程有限公司，山東海陽265116）

反應(yīng)堆壓力容器普遍采用M n-N i-M o鐵素體低合金鋼，在快中子作用下，堆芯活性束帶區(qū)鐵素體低合金鋼的零塑性轉(zhuǎn)變溫度有升高的趨勢，出現(xiàn)輻照脆化的風(fēng)險，對反應(yīng)堆壓力容器的結(jié)構(gòu)完整性造成潛在影響。對反應(yīng)堆壓力容器的斷裂韌性技術(shù)應(yīng)用進行了介紹，為我國反應(yīng)堆壓力容器堆芯活性束帶區(qū)斷裂韌性分析提供技術(shù)參考。

壓水反應(yīng)堆；零塑性參考溫度；斷裂韌性

壓水反應(yīng)堆壓力容器一般需要在壓力為17.2 MPa，溫度為340℃左右，且在中子輻照條件下，長期穩(wěn)定的服役40～60年且不可更換，較為苛刻的服役環(huán)境對反應(yīng)堆壓力容器的材質(zhì)性能提出了更高的要求。隨著材料技術(shù)的發(fā)展，反應(yīng)堆壓力容器的材質(zhì)，由最初的C-Mn鋼，逐漸過渡為Mn-Mo鋼，并最終發(fā)展為現(xiàn)在廣泛使用的Mn-Ni-Mo低合金鐵素體鋼，例如ASME B&PVC SA-508 Grade 3 Class 1，材質(zhì)成型也由最初的軋制鋼板發(fā)展為環(huán)形鍛件。由于Mn-Ni-Mo鋼是體心立方結(jié)構(gòu)，具有低溫脆性，受快中子E>1 MeV輻照轟擊后，隨著中子輻照積分通量的增加，其零塑性參考溫度有上升的趨勢，這給壓水堆電廠的運行帶來了挑戰(zhàn)。本文根據(jù)2015版ASME B&PVC規(guī)范、SA-508材質(zhì)規(guī)范，并結(jié)合美國核管會NRC的相關(guān)法規(guī)要求，通過零塑性參考溫度法，對反應(yīng)堆壓力容器的斷裂韌性進行了分析歸納和總結(jié)。

1 參考溫度

壓水反應(yīng)堆壓力容器的運行溫度、壓力和輻照條件對材料的影響較大，在高于某一溫度條件下，材料屬性表現(xiàn)為塑性，而當(dāng)?shù)陀谀骋粶囟葧r，材料表現(xiàn)為脆性，這一溫度為零塑性轉(zhuǎn)變溫度NDT（Nil-ductility Transition Temperature），是衡量材料低溫脆性的一個指標(biāo)。在快中子輻照作用下，反應(yīng)堆壓力容器堆芯活性束帶區(qū)材料的零塑性轉(zhuǎn)變溫度升高，影響反應(yīng)堆壓力容器的壓力P-溫度T運行限值。美國聯(lián)邦法規(guī)10CFR50附錄G[1]和H[2]，核管會NRC的管理導(dǎo)則RG1.99[3]，以及ASME B&PVC第III卷[4]NB分卷對零塑性參考溫度的測量進行了詳細(xì)的規(guī)定，ASTM對具體的測量方法進行了規(guī)定。通過測量、預(yù)測和控制初始參考溫度RTNDT、調(diào)整參考溫度ART、上平臺能量USE、承壓熱沖擊溫度RTPTS等方法，對反應(yīng)堆壓力容器采取定期輻照監(jiān)督等措施，確保反應(yīng)堆壓力容器的運行安全，防止出現(xiàn)脆性失效風(fēng)險。

1.1 初始參考溫度RTNDT

B&PVC第III卷NB-2321對沖擊試驗類型（落錘試驗ASTM E208和夏比V型缺口沖擊試驗B&PVC SA-370）、NB-2322對沖擊試樣的取樣位置和方位、NB-2340對沖擊試樣的次數(shù)、NB-2350對重復(fù)試驗等進行了規(guī)定。根據(jù)NB-2331，對容器承壓材料RTNDT的規(guī)程和要求進行了規(guī)定，要求材料的參考零塑性轉(zhuǎn)變溫度RTNDT要比容器的最低工作溫度低33℃以上：

（1）選定一個TNDT溫度，等于或高于落錘試驗測得的零塑性轉(zhuǎn)變溫度；

（2）若在溫度不大于TNDT+33℃下進行夏比V形缺口沖擊試驗，當(dāng)每個試樣的側(cè)膨脹量LE≥0.89 mm，吸收能量Cv≥68 J時，TNDT即為RTNDT值；

（3）若不能滿足上述要求，則可進行三個試樣為一組的補充試驗，測定試樣組的LE≥0.89 mm和Cv≥68 J都能滿足的TCv溫度時，RTNDT=TCv-33℃，參考無塑性轉(zhuǎn)變溫度RTNDT是TNDT和TCv-33℃兩者中的較大值；

（4）當(dāng)夏比V形缺口試驗沒有在TNDT+33℃溫度下進行，或當(dāng)試驗在TNDT+33℃溫度下進行，最低LE＜0.89 mm，最低Cv＜68 J時，則可利用所進行的所有試驗的最小數(shù)據(jù)，做一條完整的夏比V形缺口沖擊試驗曲線，從這條曲線得到LE≥0.89 mm和Cv≥68 J的溫度值。

1.2 調(diào)整參考溫度ART

根據(jù)B&PVC第III卷NB-2331（e），對反應(yīng)堆容器堆芯活性束帶區(qū)部位必須考慮輻照對材料韌性的影響，以保證在反應(yīng)堆運行期間具有足夠的斷裂韌性。鐵素體低合金鋼在一定注量的快中子E＞1 MeV輻照下，其力學(xué)性能會發(fā)生變化，抗拉強度和屈服強度將升高，而塑韌性將下降，出現(xiàn)輻照脆化效應(yīng)。美國核管會NRC的管理導(dǎo)則RG1.99 Rev.2推薦了適用于材質(zhì)SA-302、SA-336、SA-533及SA-508材質(zhì)（包括其焊縫和熱影響區(qū)），其屈服強度小于345 MPa，以41 J時的溫度變化來測量，堆芯活性束帶區(qū)輻照后調(diào)整參考溫度，可用以下計算式進行預(yù)測：

式中，ART為輻照后調(diào)整參考溫度（℃），RTNDT為未輻照時材料的初始參考溫度（℃），ΔRTNDT為輻照引起的參考溫度變化的平均值（℃），σI為未輻照時初始參考溫度測量的標(biāo)準(zhǔn)偏差，σΔ為輻照后輻照脆化測量時的標(biāo)準(zhǔn)偏差。

美國核管會NRC的管理導(dǎo)則RG1.99 Rev.2規(guī)定，在壽期末，反應(yīng)堆壓力容器堆芯活性束帶區(qū)材料在1/4壁厚處的調(diào)整參考溫度ART應(yīng)不大于93℃.

1.3 上平臺能量USE

美國核管會NRC的管理導(dǎo)則RG1.99 Rev.2推薦了輻照后材料的上平臺能量USE計算式：

式中，USEu為未輻照時測得的初始上平臺能量，下降百分?jǐn)?shù)ΔUSE%=k（Cu%，logf）.

10CFR50附錄G規(guī)定了未輻照前反應(yīng)堆壓力容器堆芯活性束帶區(qū)材質(zhì)的上平臺能量USEu應(yīng)不小于102 J，壽期末不能小于68 J.

1.4 承壓熱沖擊溫度RTPTS

當(dāng)發(fā)生LOCA事故時，堆芯溫度急劇上升，隨著應(yīng)急冷卻系統(tǒng)等專設(shè)安全設(shè)施的投入運行，向堆內(nèi)注入冷卻水，會使反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)部急劇過冷，在這種先急熱后急冷的熱沖擊過程中，在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)部因溫度梯度而產(chǎn)生顯著的應(yīng)力，并伴有顯著內(nèi)壓的一種瞬態(tài)事件，為承壓熱沖擊PTS，最嚴(yán)重的區(qū)域在反應(yīng)堆壓力容器的堆芯活性束帶區(qū)，其承壓熱沖擊溫度可用以下計算式預(yù)測：

根據(jù)美國10CFR50.61規(guī)定，壽期末時，對于板材、鍛件和縱向焊縫的承壓熱沖擊溫度限值為132℃，環(huán)向焊縫的承壓熱沖擊溫度限值為149℃.

2 試樣制備

試樣的試驗方法、位置及取向均應(yīng)滿足B&PVC第III卷NB-2000的要求。壓水反應(yīng)堆壓力容器的材質(zhì)為SA-508 Grade3 Class1鍛件，以奧氏體、淬火和回火狀態(tài)供貨，最低回火溫度為635℃.力學(xué)試樣應(yīng)在淬火和回火，以及成型工藝（包括焊接）操作后切取。為了確保所切取的力學(xué)試樣能夠等同于壓水反應(yīng)堆壓力容器完工狀態(tài)時的金相特性和力學(xué)性能，需要將力學(xué)試樣進行模擬焊后熱處理，將試件放入溫度不超過426℃爐內(nèi)，采用不大于55.5℃/h的升溫速率，在594℃～621℃溫度范圍內(nèi)保持40 h，然后在不大于55.5℃/h的冷卻速率下，將其冷卻到426℃以下。在堆芯活性束帶區(qū)鍛件的兩端位置，在相隔180°方位上，1/4T×T位置處，選取同樣數(shù)量的力學(xué)試樣。

基體金屬落錘試樣、夏比V形缺口沖擊試樣、緊湊拉伸試樣以及拉伸試樣，應(yīng)從1/4T壁厚處選取，其橫向（軸向）試樣的主軸垂直于主要工作方向并平行于鍛件表面；而夏比V形缺口沖擊試樣、緊湊拉伸試樣以及拉伸試樣的縱軸（切向）試樣的主軸平行于主要工作方向和鍛件表面。焊縫金屬落錘試樣、夏比V形缺口沖擊試樣、緊湊拉伸試樣以及拉伸試樣，從熔敷焊縫金屬位置進行切取，除了距離焊縫表面或焊縫根部12.7 mm以內(nèi)區(qū)域，試樣可以沿焊縫金屬厚度方向的任意位置上進行選取，試樣橫向（軸向）布置。熱影響區(qū)的落錘試樣和夏比V形缺口沖擊試樣，從1/4T厚度處選取，橫向（軸向）試樣的主軸垂直于主要工作方向并平行于鍛件表面。

壓水反應(yīng)堆堆芯活性束帶區(qū)材質(zhì)，在未輻照時的力學(xué)性能試樣主要包括落錘試樣、夏比V形缺口沖擊試樣、緊湊拉伸試樣以及拉伸試樣，確保壽期初的初始參考溫度RTNDT不高于-23.3℃（焊縫為-28.8℃），其初始上平臺能USEu不低于102 J.根據(jù)ASTM E185，最少需要18個夏比V形缺口沖擊試樣用于測定壽期初未輻照時的參考溫度RTNDT和上平臺能USEu，一般地，在實際使用過程中，所用的試樣的種類和數(shù)量較多，例如某壓水反應(yīng)堆壓力容器堆芯活性束帶區(qū)材質(zhì)在未經(jīng)輻照時測定其力學(xué)性能的試樣類型和數(shù)量詳見表1所示。

表1 某壓水反應(yīng)堆壓力容器堆芯活性束帶區(qū)材質(zhì)在未輻照時測定其力學(xué)性能的試樣類型和數(shù)量

監(jiān)督壓水反應(yīng)堆整個壽期內(nèi)堆芯活性束帶區(qū)因輻照而引起的材質(zhì)力學(xué)性能變化的試樣，主要包括夏比V形缺口試樣、緊湊拉伸試樣以及拉伸試樣，確保60年壽期末的預(yù)期參考溫度ART在1/4T厚度處不大于93℃，低合金鋼內(nèi)壁處的承壓熱沖擊RTPTS不大于132℃，其上平臺能USE不低于68 J.根據(jù)ASTM E185，每一個試樣監(jiān)督管內(nèi)最少需要36個夏比V形缺口沖擊試樣和6個拉伸試樣，用于測定輻照后的調(diào)整參考溫度ART和上平臺活化能USE.一般地，在實際使用過程中，所用的試樣的種類和數(shù)量較多，某壓水反應(yīng)堆壓力容器，共有8個監(jiān)督試樣管（包括存檔材料試樣管在內(nèi)），堆芯活性束帶區(qū)材質(zhì)在整個壽期內(nèi)歷經(jīng)輻照而引起材質(zhì)力學(xué)性能變化時所需的總監(jiān)督試樣類型和數(shù)量，如表2所示。

表2 某壓水反應(yīng)堆壓力容器堆芯活性束帶區(qū)材質(zhì)在整個壽期內(nèi)歷經(jīng)輻照而引起材質(zhì)力學(xué)性能變化時所需的監(jiān)督試樣類型和數(shù)量

3 輻照監(jiān)督

根據(jù)美國聯(lián)邦法規(guī)10CFR50附錄H及ASTM E185要求，對反應(yīng)堆容器堆芯活性束帶區(qū)部位必須考慮輻照對材料韌性的影響，在壓水反應(yīng)堆壓力容器中需要安放輻照脆化監(jiān)督試樣管，實際測量調(diào)整參考溫度ART和上平臺能USE，便于評估反應(yīng)堆壓力容器的使用壽命，并以此修訂啟、停堆的運行限制曲線，以保證在反應(yīng)堆運行期間具有足夠的斷裂韌性。

根據(jù)ASTM E185，當(dāng)壽期末反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)壁溫度升高超過111℃時，應(yīng)最少布置5個監(jiān)督試樣管，定期取出的時間共分5次，分別為1.5、3、6、15有效滿功率年和壽期末。某壓水反應(yīng)堆壓力容器的輻照監(jiān)督管包括8個試樣管，試樣管放置于焊在吊籃筒體外部的導(dǎo)向籃中，在壓力容器頂蓋移開時，試樣管可以取出，定期檢驗調(diào)整的參考溫度ART的變化，定期取出的時間共分5次，分別為中子注量為5 ×1018n/cm2，1/4T壁厚處達(dá)到壽期末時的中子注量，反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)壁表面達(dá)到壽期末時的中子注量，輻照監(jiān)督管內(nèi)的中子注量達(dá)到容器最高壽命時的中子注量的1～2倍之間，第60年，剩余的3個輻照監(jiān)督管為備用監(jiān)督管。

4 結(jié)束語

在壓水反應(yīng)堆壓力容器中，低合金鐵素體Mn-Ni-Mo鋼是體心立方結(jié)構(gòu)，對低溫脆性有特殊要求，隨著中子輻照積分通量的增加，其零塑性參考溫度有上升的趨勢，這給壓水堆電廠的運行帶來了挑戰(zhàn)。

（1）未輻照前，對容器承壓材料的初始參考溫度RTNDT要比容器的最低工作溫度低33℃以上；反應(yīng)堆壓力容器堆芯活性束帶區(qū)材質(zhì)的上平臺能量USEu應(yīng)不小于102 J；在初始參考溫度RTNDT下，每個試樣的側(cè)膨脹量LE≥0.89mm，吸收能量Cv≥68 J.

（2）在壽期末，反應(yīng)堆壓力容器堆芯活性束帶區(qū)材料在1/4壁厚處的調(diào)整參考溫度ART應(yīng)不大于93℃；反應(yīng)堆壓力容器堆芯活性束帶區(qū)材質(zhì)的上平臺能量USEu應(yīng)不小于68 J；對于板材、鍛件和縱向焊縫的承壓熱沖擊溫度限值為132℃，環(huán)向焊縫的承壓熱沖擊溫度限值為149℃.

[1]USNRC.10CFR50 Appendix G Fracture Toughness Require ments[S].Press:United States，USNRC，2014.

[2]USNRC.10CFR50 Appendix H Reactor Vessel Material Surveillance Program Requirements[S].Press:United States，USNRC，2014.

[3]USNRC.RG1.99 Rev.2 Radiation Embrittlement of Reactor Vessel Materials[S].Press:United States，USNRC，1988.

[4]ASME.Boiler and Pressure Vessel Code Section III Rules for construction of nuclear facility components[S].Press:United States，ASME，2015.

The Technical Applying Introduction on the ASME B&PVC Fracture Toughness of Reactor Pressure Vessel in Pressurized Water Reactor Plant

LV Jun-e，MEI Jian，WANG Nian-hui，ZHANG Li-jun
（China Nuclear Engineering Co.，Ltd.，Haiyang Shandong 265116，China）

The Mn-Ni-Mo ferritic low alloy steels now are widely used for the RPV material.The nil-ductility reference temperature of the ferritic low alloy steel in the core beltline region will be shifted to the higher temperature with the effect of fast neutron radiation fluence，leading to the radiation embrittlement of reactor vessel material，which can be challengeable for the failure of the reactor vessel structural integrity.The technical applying for reactor vessel fracture toughness is introduced based on the methods of nil-ductility reference temperature，with a view to provide a technical reference to the reactor vessel fracture toughness analysis in the core beltline region of the nuclear safety related pressure-retaining vessels in China.

pressurized water reactor（PWR）；nil-ductility reference temperature；fracture toughness

TL34；TH 49

A

1672-545X（2017）02-0162-03

2016-11-23

呂俊娥（1980-），女，天津人，助理工程師，工學(xué)學(xué)士，現(xiàn)從事核島工藝管道設(shè)計管理工作。