热老化对核电厂一回路主管道LBB分析失效模式的影响

陈明亚，王荣山，余炜伟，尤　磊，甄洪栋，吕　峰，薛　飞

（1.苏州热工研究院有限公司，江苏苏州　215004；2.中广核工程有限公司，广东深圳　518124）

安全分析

热老化对核电厂一回路主管道LBB分析失效模式的影响

陈明亚1，王荣山1，余炜伟1，尤磊2，甄洪栋2，吕峰1，薛飞1

（1.苏州热工研究院有限公司，江苏苏州215004；2.中广核工程有限公司，广东深圳518124）

核电厂一回路主管道的材料热老化对其“未爆先漏”（LBB）分析存在明显的影响，基于美国NUREG/CR 4513报告，分析了热老化对一回路主管道的结构塑性极限载荷、裂纹扩展稳定性图（J-T图）、弹塑性断裂失效（EPFM）临界裂纹尺寸和结构失效模式的影响。案例分析结果表明，热老化增加了材料的流变应力和结构塑性极限载荷（增加了11.78%）、降低了材料韧性（裂纹扩张量为5mm时下降了62.65%）、同样的撕裂模量下热老化后允许的J积分降低了50%以上，热老化后结构的塑性极限载荷与EPFM极限载荷之比（对应于ASME规范Ⅺ卷的Z因子）明显增大。研究结果还表明，在较大的外部载荷作用下，J-T图的驱动力曲线不再是条直线，这与诸如ASME规范Ⅺ卷的简单分析假设不一致，采用ASME规范中的简单假设可能得到非精确的结论。主管道既可能发生EPFM失效，又可能发生塑性失稳失效，发生EPFM失效对应的载荷区间更大。

主管道；LBB；热老化；结构完整性；J-T图

0　引言

压水堆核电站一回路主管道是维持和约束冷却剂循环流动的通道，是系统承压边界的一部分，被称为核电站的“主动脉”［1］。自20世纪70年代开始，众多研究表明，核电厂主管道发生突然断裂（即双端剪切断裂）的概率极低，并认为主管道的失效方式往往是先出现泄漏，即“未爆先漏”（以下简称LBB）［2］。核电厂主管道LBB分析可以取消管道防甩限位器、防喷射冲击挡板、阻尼器等，以方便维修，减少人员的辐照［3-4］。但研究表明，铸造奥氏体不锈钢在压水堆一回路系统运行环境下长期服役时会发生材料性能的退化，其中重要的形式之一为热老化。热老化可导致材料的韧脆转变温度上升、结构的临界裂纹尺寸减小，威胁核电站的安全运行［5-7］。Chopra等对CF-3，CF-8和CF-8M进行300℃长达7000 h（约为8年）的热老化研究，发现双相不锈钢的拉伸强度稍有增加，但冲击韧性下降达80%［8］。虽然，2005年以后国内一些科研院所和高校相继展开了核电一回路主管道奥氏体不锈钢热老化研究，但也主要集中在热老化对材料微观结构和宏观力学性能方面，较少有公开文献介绍热老化对一回路主管道LBB和失效模式的影响［9-10］。

在国内尚不能从公开的文献资料中获得热老化前后一回路主管道材料系统性的性能数据，本文将基于美国NUREG/CR 4513报告［11］，分析热老化对一回路主管道的结构塑性极限载荷、裂纹扩展稳定性图（J-T图）、弹塑性断裂失效（EPFM）临界裂纹尺寸和结构失效模式的影响。

1　分析案例输入条件

1.1材料性能参数

某一回路主管道的直管段为离心浇注的奥氏体不锈钢，材料成分如表1所示［1］，其中铁素体含量的平均值大于15%。LBB分析中重点关注正常运行温度（取290℃）下的失效行为，依据NUREG/CR6142报告［12］，初始状态290℃时材料屈服强度σy=158.6MPa，抗拉强度σu=387.3MPa，弹性模量E=175 GPa。

表1　某一回路主管道材料的化学成分　%

1.2结构参数

图1　含周向贯穿型裂纹的主管道

如图1所示，管道内径Ri=742mm，外径Ro=887mm。LBB分析中，一般假设管道含周向贯穿2θ的裂纹。因主管道主要承受弯曲载荷，分析中假设管道承受纯弯曲载荷M的作用（图1中管段端面拉伸载荷P=0）。

2　热老化对LBB性能影响

ASME规范Ⅺ卷附录C指出，奥氏体钢管道的主要失效模式是塑性失稳失效［13］，但热老化增加了材料的拉伸性能（塑性极限载荷随之增加）、降低了材料的韧性（EPFM风险随之增加），从而使得结构偏向于EPFM失效。因此，在LBB分析中需要综合考虑结构的塑性失稳失效和EPFM失效。

2.1塑性极限载荷分析

依据NUREG/CR 4513，对于一回路主管道母材，材料热老化后的流变应力σf（取为σy与σu之和的一半）增幅Rf为:

其中，P根据材料化学成分等因素计算（无量纲），此处计算得热老化饱和时P=4.13。

由式（1）可知，材料热老化后的流变应力增加了11.78%。依据EPRI报告NP-6301［14］，结构的塑性极限载荷为:

其中:

式中Ro——管道外径

t——管道壁厚

θ——管道周向贯穿裂纹角度的1/2

依据式（2）可知，塑性极限载荷与材料的流变应力成正比，即材料热老化后流变应力和结构塑性极限载荷均增加了11.78%。根据式（2），计算获得老化前后一回路主管道的塑性极限载荷如图2所示。

图2　热老化前后主管道的塑性极限载荷

2.2材料韧性分析

LBB分析要求材料具有很好的韧性［9］，依据NUREG/CR 4513，热老化前后材料J-R阻力曲线的下限值为:

其中，热老化前A=755.83，B=0.48；热老化饱和后A=347，B=0.35。

一回路主管道热老化前后的J-R阻力曲线如图3所示。可以看出，热老化对材料的韧性影响较大，以裂纹扩张量为5mm为例，材料韧性下降了62.65%。

图3　热老化前后材料J-R阻力曲线对比

2.3裂纹扩展稳定图分析

裂纹扩展稳定性图（J-T图）可用于评估临界裂纹的尺寸，J-T图由材料性能曲线和驱动力曲线构成，两条曲线的交点即为临界状态下所对应的J积分，J-T图横坐标为撕裂模量，纵坐标为J积分。

材料撕裂模量Tmat的定义为:

根据式（3），（4），可推导出J-T图的材料韧性曲线为:

按式（5）计算获得热老化前后材料的J-T图，如图4所示。可以看出，热老化对材料性能曲线影响较大，同样的撕裂模量下，允许的J积分降低了50%以上。

在纯弯曲载荷作用下，依据EPRI报告NP-6301［14］计算弹塑性J积分。在纯弯曲载荷M作用下，管道含周向贯穿2θ的裂纹时，弹塑性J积分为:

其中:

式中H1——与材料性能与缺陷尺寸相关的系数，依据EPRI报告选取

σ0——屈服应力

ε0——屈服应力对应的应变

n——材料真应力—真应变R-O关系硬化指数

图4　热老化前后材料J-T图

获得在不同等级弯矩载荷作用下J积分随裂纹尺寸的变化关系，并将特定载荷下的J积分按下式进行拟合:

式中R——管道中径

在载荷控制的情况下，驱动力撕裂模量Tapp为:

按照式（7），（8）计算获得驱动力J-T曲线如图5所示。可以看出，在特定的载荷范围内，载荷J-T曲线近似为过原点的一条直线。对于韧性材料，当裂纹尖端的塑性变形区增大后，J积分不再与外加载荷简单地呈比例增长，当载荷大于一定值以后，驱动力曲线起点将偏离坐标原点，且不再是一条直线，这与ASME规范Ⅺ卷附录K的分析假设不一致［15］，采用ASME规范中的简单假设可能得到非精确的结论，相关文献研究也表明，假设驱动力曲线为一条直线的作法存在不合理之处［16-17］。

图5　J-T图中的驱动力曲线

2.4弹塑性断裂临界裂纹尺寸分析

基于J-T图，获得材料和驱动力曲线的交点，根据交点处的J积分由式（7）可反推获得结构的临界裂纹尺寸。不同等级的载荷作用下，材料和驱动力J-T曲线的交点如图6所示。

图6　主管道热老化前后的J-T图

可以看出，热老化后裂纹扩展失稳时，结构能够承载的临界J积分数值明显降低。同一材料性能状态下，除在10000 kN·m载荷作用时，结构能够承载的临界J积分基本一样，但由式（6）反向计算出的临界裂纹尺寸将随载荷等级的变化而变化。

2.5失效模式分析

根据结构塑性极限载荷数据和EPFM临界裂纹尺寸数据，分析热老化对结构失效模式的影响，如图7所示。可以看出，虽然受限于EPRI的J积分估算公式的适用范围，但也可以初步得出管道既可能发生EPFM失效，又可能发生塑性失稳失效，发生EPFM失效对应的载荷区间更大。

图7　热老化对结构失效模式影响曲线

热老化增加了结构的塑性极限载荷，降低了结构EPFM分析的临界裂纹尺寸。热老化后结构的塑性极限载荷与EPFM极限载荷之比（对应于ASME规范Ⅺ卷的Z因子）将明显增大。

3　结论

基于NUREG/CR 4513报告，本文分析了热老化对一回路主管道结构塑性极限载荷、J-T图、EPFM临界裂纹尺寸和结构失效模式的影响，得出如下结论:

（1）热老化增加了材料的流变应力和结构塑性极限载荷，本案例中材料的流变应力和结构塑性极限载荷均增加了11.78%。

（2）热老化对材料的韧性影响较大，以裂纹扩张量为5mm为例，材料韧性下降了62.65%。

（3）J-T图驱动力曲线存在不是直线的情况，这与ASME规范Ⅺ卷的简单分析假设不一致，采用ASME规范中的简单假设可能得到非精确的结论。

（4）主管道既可能发生弹塑性断裂失效，又可能发生塑性失稳失效，发生EPFM失效对应的载荷区间更大。

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Study of Influence of Thermal Aging on Failure M ode of Primary W ater Pipes in LBB Analysis

CHEN M ing-ya1，WANG Rong-shan1，YU W ei-wei1，YOU Lei2，ZHEN Hong-dong2，LÜFeng1，XUE Fei1
（1.Suzhou Nuclear Power Research Institute，Suzhou 215004，China；2.China Nuclear Power Engineering Company，Shenzhen 518124，China）

There is an obvious effect on the analysis of leak before break（LBB）for thermal aging of the primary water pipes.In this paper，based on the information in the report of NUREG/CR 4513，the effects of thermal aging on the plastic limit load，stability assessment diagram（J-T diagram），critical crack size of the elastic-plastic fracture and the failuremode are analyzed.The results of the case study show that，the thermal aging increases the flow stress and the plastic limit load（increased by 11.78%），decreases thematerial toughness（decreased by 62.65%when the crack extension is5mm），and the allowed J integral was decreased half at the same tearingmodulus.The Z factor in the ASME codewill be increased significantly.Sometimes，the driving force curve is not a straight line which is not consistent with the assumptionin the ASME code.The failuremodemay beeither theelastic plastic fractureorplastic collapse，and the elastic plastic fracture relates to larger rang of the load.

primary water pipes；leak before break（LBB）；thermal aging；structural integrity；J-T diagram

TH49；TL351.6

B

1001-4837（2015）11-0052-06

10.3969/j.issn.1001-4837.2015.11.009

2015-08-27

2015-11-05

陈明亚（1985-），男，工程师，研究方向为反应堆结构力学评定，通信地址:215004江苏省苏州市西环路1788号苏州热工研究院有限公司，E-mail:chenmingya@ cgnpc.com.cn。

国家自然科学基金项目（51275338，51435012）