熱預(yù)應(yīng)變對(duì)反應(yīng)堆壓力容器材料斷裂行為影響研究

摘 要 壓水堆核電站反應(yīng)堆壓力容器（RPV）輻照脆化問(wèn)題是制約其長(zhǎng)期安全服役的主要因素，現(xiàn)有 的美國(guó)ASME和法國(guó)RCC?M規(guī)范尚未充分考慮RPV用鋼（鐵素體材料）的熱預(yù)應(yīng)力（WPS）對(duì)斷裂評(píng)價(jià)的有益影響。針對(duì)某RPV材料（16 MND 5），采用標(biāo)準(zhǔn)CT試樣進(jìn)行室溫加載（L）、保持載荷降低測(cè)試溫度（C），最后加載直至斷裂（F）的測(cè)試方案（LCF的測(cè)試過(guò)程）。試驗(yàn)結(jié)果表明，在LCF的最后低溫?cái)嗔央A段，RPV材料實(shí)際斷裂韌度為基于RCC?M規(guī)范預(yù)測(cè)結(jié)果的兩倍左右，也明顯高于主曲線預(yù)測(cè)的斷裂失效概率為95%對(duì)應(yīng)的材料斷裂韌度。因此，在RPV壽期末的脆性斷裂評(píng)價(jià)中，考慮WPS效應(yīng)會(huì)顯著提高其安全性能評(píng)估裕量。

關(guān)鍵詞 壓力容器 核電站反應(yīng)堆 斷裂 WPS LCF 主曲線

中圖分類號(hào) TH49" "文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼 A" "文章編號(hào) 0254?6094（2023）01?0040?05

核電站反應(yīng)堆壓力容器（RPV）是核安全一級(jí)部件，其中堆芯筒體輻照脆化問(wèn)題是影響設(shè)備長(zhǎng)期安全服役的關(guān)鍵技術(shù)問(wèn)題[1，2]。目前，主要采用線彈性斷裂力學(xué)方法進(jìn)行服役壽期末含缺陷RPV的結(jié)構(gòu)完整性評(píng)估，如美國(guó)ASME規(guī)范Ⅺ卷附錄G[3]和法國(guó)RCC?M規(guī)范附錄Z G[4]，主要目的是防止RPV材料出現(xiàn)脆性斷裂失效[5，6]。

研究表明，RPV的嚴(yán)重事故多由堆芯失去冷卻介質(zhì)引起安注系統(tǒng)啟動(dòng)導(dǎo)致[7]，安注系統(tǒng)低溫冷卻劑會(huì)在堆芯內(nèi)表面上形成較大的拉伸應(yīng)力，易使堆芯筒體的裂紋發(fā)生起裂[8～10]。在材料斷裂韌度的上平臺(tái)的溫度下，對(duì)韌性材料施加預(yù)載荷以提高其低溫?cái)嗔秧g性的現(xiàn)象稱為“熱預(yù)應(yīng)力”（WPS）增強(qiáng)韌性效應(yīng)，一般認(rèn)為此效應(yīng)與WPS過(guò)程中引入的加工硬化、殘余應(yīng)力及缺口或裂紋尖端形狀的改變等有關(guān)[11]。利用WPS效應(yīng)可提高RPV碳鋼材料的抗輻照脆化斷裂評(píng)估的安全性能。在反應(yīng)堆正常運(yùn)行高溫下（350 ℃左右）承載后，會(huì)在裂紋前沿形成預(yù)應(yīng)力（高溫狀態(tài)下RPV材料處于韌性狀態(tài)），隨著冷卻劑的快速注入（系統(tǒng)壓力未降低，熱應(yīng)力則顯著增加），材料的斷裂韌度會(huì)提高（WPS效應(yīng)）[12]。國(guó)外學(xué)者對(duì)RPV的鐵素體材料進(jìn)行了大量的試驗(yàn)和理論研究，如歐洲的BATMAN測(cè)試項(xiàng)目[13]。但國(guó)內(nèi)鮮有公開(kāi)文獻(xiàn)針對(duì)RPV材料開(kāi)展WPS效應(yīng)研究。

筆者針對(duì)某RPV材料（16 MND 5），采用標(biāo)準(zhǔn)CT試樣進(jìn)行室溫加載（L）、保持載荷降低測(cè)試溫度（C），最后加載直至斷裂（F）的測(cè)試方案（LCF的測(cè)試過(guò)程），分析WPS效應(yīng)對(duì)RPV材料斷裂韌度的影響情況。

1 試驗(yàn)材料

1.1 試驗(yàn)材料信息

某RPV堆芯筒體的材料為16 MND 5（法國(guó)牌號(hào)），其化學(xué)成分見(jiàn)表1，材料拉伸性能見(jiàn)表2。

初始制造階段，材料韌脆轉(zhuǎn)變溫度（RT）的平均值（周向取樣）為-32.5 ℃，依據(jù)RCC?M規(guī)范預(yù)測(cè)材料的斷裂韌度（K），其計(jì)算方法如下：

K=40+0.09（T-RT）+20e，T-RT≤60 ℃（1）

式中 T——評(píng)估時(shí)刻裂紋前沿溫度，℃。

RPV的鐵素體碳鋼材料脆性斷裂韌度與其微觀組織和缺陷密切相關(guān)，導(dǎo)致測(cè)試的材料斷裂韌度數(shù)據(jù)具有較大的分散性。大量的測(cè)試研究表明，鐵素體碳鋼材料的脆性斷裂韌度服從一定的統(tǒng)計(jì)規(guī)律。1984年Wallin首先提出了用主曲線（Master Curve）來(lái)描述材料斷裂韌度與溫度之間的關(guān)系，其統(tǒng)計(jì)關(guān)系如下[14]：

P=1-e（2）

式中 b——形狀參數(shù)（也稱為概率圖中的斜率），標(biāo)準(zhǔn)取值為4;

K——尺寸參數(shù)，MPa·;

K——韌脆轉(zhuǎn)化區(qū)的斷裂韌度，MPa·;

K——統(tǒng)計(jì)分布參數(shù)，標(biāo)準(zhǔn)取值20 MPa·;

P——試驗(yàn)測(cè)試獲得的累計(jì)不發(fā)生失效的概率。

主曲線的材料斷裂韌度的中間預(yù)測(cè)值（50%置信度）的曲線方程如下：

K=30+70e（3）

式中 K——50%置信度下的材料斷裂韌度，MPa·;

T——參考溫度，℃。

ASTM經(jīng)過(guò)多年的經(jīng)驗(yàn)積累與技術(shù)研究，在1997年形成了弱連接理論（Weakest Link Theory）的鐵素體碳鋼材料的主曲線測(cè)試標(biāo)準(zhǔn)ASTM E1921?97[15]。采用此標(biāo)準(zhǔn)時(shí)，可用小試樣預(yù)制裂紋夏比實(shí)驗(yàn)代替落錘實(shí)驗(yàn)和傳統(tǒng)夏比沖擊實(shí)驗(yàn)直接獲得材料的參考溫度[16]。ASTM E1921?97中，材料參考溫度T與傳統(tǒng)的材料韌脆轉(zhuǎn)變溫度

RT之間的關(guān)系如下：

RT（RT）=T+35 ℉

T=RT-35 ℉（4）

由式（4）計(jì)算得T=-51.9 ℃。

1.2 試樣測(cè)試信息

如圖1所示，試驗(yàn)中標(biāo)準(zhǔn)緊湊拉伸試樣（CT試樣）規(guī)格為125 mm×120 mm×20 mm，即試樣凈寬度W=100 mm，試樣厚度B與試樣凈截面厚度B相等，為20 mm，初始裂紋長(zhǎng)度a=25 mm。采用標(biāo)準(zhǔn)CT試樣進(jìn)行WPS效應(yīng)測(cè)試，相關(guān)試驗(yàn)在MTS 500 kN液伺服疲勞試驗(yàn)機(jī)上完成，采用引伸計(jì)測(cè)量CT試樣的裂紋嘴張開(kāi)位移。CT試樣的疲勞裂紋預(yù)制根據(jù)初始裂紋的擴(kuò)展速率逐級(jí)降載的方式實(shí)現(xiàn)，預(yù)制裂紋增量0.5～1.0 mm;在MTS標(biāo)準(zhǔn)斷裂軟件中，依據(jù)降應(yīng)力強(qiáng)度因子方式實(shí)現(xiàn)CT試樣的疲勞裂紋預(yù)制，預(yù)制裂紋增量約2 mm。依據(jù)ASTM E1921?97標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)行斷裂韌度測(cè)試。

依據(jù)ISO 12135—2002《金屬材料" 準(zhǔn)靜態(tài)斷裂韌度測(cè)定的統(tǒng)一試驗(yàn)方法》[17]計(jì)算CT試樣Ⅰ型裂紋前沿的應(yīng)力強(qiáng)度因子（K），具體方法如下：

K=[F/（BBW）]g（）（5）

式中 a——裂紋深度;

F——試驗(yàn)拉伸載荷，N;

W——試樣凈寬度，mm。

2 試驗(yàn)過(guò)程及結(jié)果分析

如圖2所示，采用標(biāo)準(zhǔn)CT試樣進(jìn)行LCF過(guò)程的WPS效應(yīng)測(cè)試，兩次獨(dú)立的試驗(yàn)過(guò)程控制說(shuō)明如下：

a. 室溫條件（20 ℃）下，對(duì)CT試樣進(jìn)行加載，拉伸載荷p由0增加至52 kN;

b. 保持拉伸載荷p不變，持續(xù)降溫至-100 ℃;

c. 在-100 ℃的條件下，增加拉伸載荷至CT試樣發(fā)生斷裂失效，記錄此時(shí)的拉伸載荷為p，試驗(yàn)過(guò)程中某一試樣的載荷-位移如圖2所示。

如圖3所示，對(duì)測(cè)試后的某一CT試樣進(jìn)行斷口分析，CT試樣斷口平齊，未見(jiàn)明顯的宏觀塑性變形特性，表明為典型的脆性斷裂。CT試樣測(cè)試過(guò)程信息見(jiàn)表3。

數(shù)據(jù)分析結(jié)果表明：

a. 在加載至52 kN時(shí)，依據(jù)式（5）計(jì)算裂紋前沿的K=90.00 MPa·，小于材料的預(yù)測(cè)斷裂韌度。

b. 在降溫至-100 ℃過(guò)程中，裂紋前沿的K保持90.00 MPa·不變;如圖4所示，此時(shí)CT試樣未發(fā)生斷裂失效，而裂紋前沿的K已大于基于式（1）預(yù)測(cè)的材料斷裂韌度;同時(shí)如圖5所示，裂紋前沿的K也大于基于主曲線預(yù)測(cè)的斷裂失效概率為95%對(duì)應(yīng)的材料斷裂韌度。

c. 在-100 ℃條件下，增加拉伸載荷至斷裂時(shí)裂紋前沿的K為110.36 MPa·（試樣1），該值是基于RCC?M規(guī)范預(yù)測(cè)結(jié)果（35.46" MPa·）的2.11倍，也是基于主曲線預(yù)測(cè)的斷裂失效概率為95%對(duì)應(yīng)的材料斷裂韌度（64.40 MPa·）的1.71倍。因此，在RPV壽期末的脆性斷裂評(píng)價(jià)中，考慮WPS效應(yīng)會(huì)顯著提高其安全性能評(píng)估裕量。

3 結(jié)束語(yǔ)

針對(duì)壓水堆核電站反應(yīng)堆壓力容器RPV的16 MND 5材料，采用標(biāo)準(zhǔn)CT試樣進(jìn)行加載、冷卻再斷裂過(guò)程的WPS效應(yīng)測(cè)試過(guò)程。研究結(jié)果表明，考慮WPS效應(yīng)時(shí)材料實(shí)際斷裂韌度可以達(dá)到基于RCC?M規(guī)范預(yù)測(cè)結(jié)果的兩倍左右，也明顯高于主曲線預(yù)測(cè)的斷裂失效概率為95%對(duì)應(yīng)的材料斷裂韌度。因此，在核電廠長(zhǎng)周期運(yùn)行過(guò)程中，深入研究應(yīng)用WPS效應(yīng)會(huì)顯著提高RPV的斷裂安全性能評(píng)估裕量。

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（收稿日期：2022-03-29，修回日期：2023-01-09）

Research on Thermal Pre?strain Effect on the Fracture

Behavior of Reactor Pressure Vessel Materials

CHEN Ming?ya1， YU Min1， LIU Han2， KONG Zi?chen2， GAO Hong?bo1，

QI Shuang1， ZHOU Shuai1， LIN Lei1， PENG Qun?jia1

（1. Suzhou Nuclear Research Institute; 2. EDF China Ramp;D Center）

Abstract" " The reactor pressure vessel’s （RPV） irradiation embrittlement in pressurized?water reactor nuclear power plant troubles its safe and long?term service. The existing ASME and French RCC?M codes fails to take into account the effect of RPV steel’s （ferrite material） thermal pre?stressing （WPS） on the fracture evaluation. For a certain RPV material （16 MND 5）， the standard CT specimen were loaded at room temperature （L）， and then the load was kept and test temperature（C） was reduced， and finally the specimen was loaded until it fractured （F） （LCF test process）. The experimental results show that， the actual fracture toughness of the RPV material at the LCF’s last low?temperature fracture stage is about twice that predicted by the RCC?M specification， and it is significantly higher than that of the material with 95% fracture probability predicted by the main curve. Therefore， taking into account the effect of WPS in the evaluation of brittle fracture of RPV at the end of life can significantly improve safety performance’s evaluation margin.

Key words" " pressure vessel， reactor of nuclear power plant， fracture， WPS， LCF， main curve

作者簡(jiǎn)介：陳明亞（1985-），高級(jí)工程師，從事結(jié)構(gòu)完整性評(píng)價(jià)工作，chenmingya200852@163.com。

引用本文：陳明亞，於旻，劉晗，等.熱預(yù)應(yīng)變對(duì)反應(yīng)堆壓力容器材料斷裂行為影響研究[J].化工機(jī)械，2023，50（1）：40-44.