ASME B&PVC压水反应堆压力容器断裂韧性技术应用介绍

吕俊娥，梅健，王念辉，张立君

ASME B&PVC压水反应堆压力容器断裂韧性技术应用介绍

吕俊娥，梅健，王念辉，张立君

（国核工程有限公司，山东海阳265116）

反应堆压力容器普遍采用M n-N i-M o铁素体低合金钢，在快中子作用下，堆芯活性束带区铁素体低合金钢的零塑性转变温度有升高的趋势，出现辐照脆化的风险，对反应堆压力容器的结构完整性造成潜在影响。对反应堆压力容器的断裂韧性技术应用进行了介绍，为我国反应堆压力容器堆芯活性束带区断裂韧性分析提供技术参考。

压水反应堆；零塑性参考温度；断裂韧性

压水反应堆压力容器一般需要在压力为17.2 MPa，温度为340℃左右，且在中子辐照条件下，长期稳定的服役40～60年且不可更换，较为苛刻的服役环境对反应堆压力容器的材质性能提出了更高的要求。随着材料技术的发展，反应堆压力容器的材质，由最初的C-Mn钢，逐渐过渡为Mn-Mo钢，并最终发展为现在广泛使用的Mn-Ni-Mo低合金铁素体钢，例如ASME B&PVC SA-508 Grade 3 Class 1，材质成型也由最初的轧制钢板发展为环形锻件。由于Mn-Ni-Mo钢是体心立方结构，具有低温脆性，受快中子E>1 MeV辐照轰击后，随着中子辐照积分通量的增加，其零塑性参考温度有上升的趋势，这给压水堆电厂的运行带来了挑战。本文根据2015版ASME B&PVC规范、SA-508材质规范，并结合美国核管会NRC的相关法规要求，通过零塑性参考温度法，对反应堆压力容器的断裂韧性进行了分析归纳和总结。

1 参考温度

压水反应堆压力容器的运行温度、压力和辐照条件对材料的影响较大，在高于某一温度条件下，材料属性表现为塑性，而当低于某一温度时，材料表现为脆性，这一温度为零塑性转变温度NDT（Nil-ductility Transition Temperature），是衡量材料低温脆性的一个指标。在快中子辐照作用下，反应堆压力容器堆芯活性束带区材料的零塑性转变温度升高，影响反应堆压力容器的压力P-温度T运行限值。美国联邦法规10CFR50附录G[1]和H[2]，核管会NRC的管理导则RG1.99[3]，以及ASME B&PVC第III卷[4]NB分卷对零塑性参考温度的测量进行了详细的规定，ASTM对具体的测量方法进行了规定。通过测量、预测和控制初始参考温度RTNDT、调整参考温度ART、上平台能量USE、承压热冲击温度RTPTS等方法，对反应堆压力容器采取定期辐照监督等措施，确保反应堆压力容器的运行安全，防止出现脆性失效风险。

1.1 初始参考温度RTNDT

B&PVC第III卷NB-2321对冲击试验类型（落锤试验ASTM E208和夏比V型缺口冲击试验B&PVC SA-370）、NB-2322对冲击试样的取样位置和方位、NB-2340对冲击试样的次数、NB-2350对重复试验等进行了规定。根据NB-2331，对容器承压材料RTNDT的规程和要求进行了规定，要求材料的参考零塑性转变温度RTNDT要比容器的最低工作温度低33℃以上：

（1）选定一个TNDT温度，等于或高于落锤试验测得的零塑性转变温度；

（2）若在温度不大于TNDT+33℃下进行夏比V形缺口冲击试验，当每个试样的侧膨胀量LE≥0.89 mm，吸收能量Cv≥68 J时，TNDT即为RTNDT值；

（3）若不能满足上述要求，则可进行三个试样为一组的补充试验，测定试样组的LE≥0.89 mm和Cv≥68 J都能满足的TCv温度时，RTNDT=TCv-33℃，参考无塑性转变温度RTNDT是TNDT和TCv-33℃两者中的较大值；

（4）当夏比V形缺口试验没有在TNDT+33℃温度下进行，或当试验在TNDT+33℃温度下进行，最低LE＜0.89 mm，最低Cv＜68 J时，则可利用所进行的所有试验的最小数据，做一条完整的夏比V形缺口冲击试验曲线，从这条曲线得到LE≥0.89 mm和Cv≥68 J的温度值。

1.2 调整参考温度ART

根据B&PVC第III卷NB-2331（e），对反应堆容器堆芯活性束带区部位必须考虑辐照对材料韧性的影响，以保证在反应堆运行期间具有足够的断裂韧性。铁素体低合金钢在一定注量的快中子E＞1 MeV辐照下，其力学性能会发生变化，抗拉强度和屈服强度将升高，而塑韧性将下降，出现辐照脆化效应。美国核管会NRC的管理导则RG1.99 Rev.2推荐了适用于材质SA-302、SA-336、SA-533及SA-508材质（包括其焊缝和热影响区），其屈服强度小于345 MPa，以41 J时的温度变化来测量，堆芯活性束带区辐照后调整参考温度，可用以下计算式进行预测：

式中，ART为辐照后调整参考温度（℃），RTNDT为未辐照时材料的初始参考温度（℃），ΔRTNDT为辐照引起的参考温度变化的平均值（℃），σI为未辐照时初始参考温度测量的标准偏差，σΔ为辐照后辐照脆化测量时的标准偏差。

美国核管会NRC的管理导则RG1.99 Rev.2规定，在寿期末，反应堆压力容器堆芯活性束带区材料在1/4壁厚处的调整参考温度ART应不大于93℃.

1.3 上平台能量USE

美国核管会NRC的管理导则RG1.99 Rev.2推荐了辐照后材料的上平台能量USE计算式：

式中，USEu为未辐照时测得的初始上平台能量，下降百分数ΔUSE%=k（Cu%，logf）.

10CFR50附录G规定了未辐照前反应堆压力容器堆芯活性束带区材质的上平台能量USEu应不小于102 J，寿期末不能小于68 J.

1.4 承压热冲击温度RTPTS

当发生LOCA事故时，堆芯温度急剧上升，随着应急冷却系统等专设安全设施的投入运行，向堆内注入冷却水，会使反应堆压力容器内部急剧过冷，在这种先急热后急冷的热冲击过程中，在反应堆压力容器内部因温度梯度而产生显著的应力，并伴有显著内压的一种瞬态事件，为承压热冲击PTS，最严重的区域在反应堆压力容器的堆芯活性束带区，其承压热冲击温度可用以下计算式预测：

根据美国10CFR50.61规定，寿期末时，对于板材、锻件和纵向焊缝的承压热冲击温度限值为132℃，环向焊缝的承压热冲击温度限值为149℃.

2 试样制备

试样的试验方法、位置及取向均应满足B&PVC第III卷NB-2000的要求。压水反应堆压力容器的材质为SA-508 Grade3 Class1锻件，以奥氏体、淬火和回火状态供货，最低回火温度为635℃.力学试样应在淬火和回火，以及成型工艺（包括焊接）操作后切取。为了确保所切取的力学试样能够等同于压水反应堆压力容器完工状态时的金相特性和力学性能，需要将力学试样进行模拟焊后热处理，将试件放入温度不超过426℃炉内，采用不大于55.5℃/h的升温速率，在594℃～621℃温度范围内保持40 h，然后在不大于55.5℃/h的冷却速率下，将其冷却到426℃以下。在堆芯活性束带区锻件的两端位置，在相隔180°方位上，1/4T×T位置处，选取同样数量的力学试样。

基体金属落锤试样、夏比V形缺口冲击试样、紧凑拉伸试样以及拉伸试样，应从1/4T壁厚处选取，其横向（轴向）试样的主轴垂直于主要工作方向并平行于锻件表面；而夏比V形缺口冲击试样、紧凑拉伸试样以及拉伸试样的纵轴（切向）试样的主轴平行于主要工作方向和锻件表面。焊缝金属落锤试样、夏比V形缺口冲击试样、紧凑拉伸试样以及拉伸试样，从熔敷焊缝金属位置进行切取，除了距离焊缝表面或焊缝根部12.7 mm以内区域，试样可以沿焊缝金属厚度方向的任意位置上进行选取，试样横向（轴向）布置。热影响区的落锤试样和夏比V形缺口冲击试样，从1/4T厚度处选取，横向（轴向）试样的主轴垂直于主要工作方向并平行于锻件表面。

压水反应堆堆芯活性束带区材质，在未辐照时的力学性能试样主要包括落锤试样、夏比V形缺口冲击试样、紧凑拉伸试样以及拉伸试样，确保寿期初的初始参考温度RTNDT不高于-23.3℃（焊缝为-28.8℃），其初始上平台能USEu不低于102 J.根据ASTM E185，最少需要18个夏比V形缺口冲击试样用于测定寿期初未辐照时的参考温度RTNDT和上平台能USEu，一般地，在实际使用过程中，所用的试样的种类和数量较多，例如某压水反应堆压力容器堆芯活性束带区材质在未经辐照时测定其力学性能的试样类型和数量详见表1所示。

表1 某压水反应堆压力容器堆芯活性束带区材质在未辐照时测定其力学性能的试样类型和数量

监督压水反应堆整个寿期内堆芯活性束带区因辐照而引起的材质力学性能变化的试样，主要包括夏比V形缺口试样、紧凑拉伸试样以及拉伸试样，确保60年寿期末的预期参考温度ART在1/4T厚度处不大于93℃，低合金钢内壁处的承压热冲击RTPTS不大于132℃，其上平台能USE不低于68 J.根据ASTM E185，每一个试样监督管内最少需要36个夏比V形缺口冲击试样和6个拉伸试样，用于测定辐照后的调整参考温度ART和上平台活化能USE.一般地，在实际使用过程中，所用的试样的种类和数量较多，某压水反应堆压力容器，共有8个监督试样管（包括存档材料试样管在内），堆芯活性束带区材质在整个寿期内历经辐照而引起材质力学性能变化时所需的总监督试样类型和数量，如表2所示。

表2 某压水反应堆压力容器堆芯活性束带区材质在整个寿期内历经辐照而引起材质力学性能变化时所需的监督试样类型和数量

3 辐照监督

根据美国联邦法规10CFR50附录H及ASTM E185要求，对反应堆容器堆芯活性束带区部位必须考虑辐照对材料韧性的影响，在压水反应堆压力容器中需要安放辐照脆化监督试样管，实际测量调整参考温度ART和上平台能USE，便于评估反应堆压力容器的使用寿命，并以此修订启、停堆的运行限制曲线，以保证在反应堆运行期间具有足够的断裂韧性。

根据ASTM E185，当寿期末反应堆压力容器内壁温度升高超过111℃时，应最少布置5个监督试样管，定期取出的时间共分5次，分别为1.5、3、6、15有效满功率年和寿期末。某压水反应堆压力容器的辐照监督管包括8个试样管，试样管放置于焊在吊篮筒体外部的导向篮中，在压力容器顶盖移开时，试样管可以取出，定期检验调整的参考温度ART的变化，定期取出的时间共分5次，分别为中子注量为5 ×1018n/cm2，1/4T壁厚处达到寿期末时的中子注量，反应堆压力容器内壁表面达到寿期末时的中子注量，辐照监督管内的中子注量达到容器最高寿命时的中子注量的1～2倍之间，第60年，剩余的3个辐照监督管为备用监督管。

4 结束语

在压水反应堆压力容器中，低合金铁素体Mn-Ni-Mo钢是体心立方结构，对低温脆性有特殊要求，随着中子辐照积分通量的增加，其零塑性参考温度有上升的趋势，这给压水堆电厂的运行带来了挑战。

（1）未辐照前，对容器承压材料的初始参考温度RTNDT要比容器的最低工作温度低33℃以上；反应堆压力容器堆芯活性束带区材质的上平台能量USEu应不小于102 J；在初始参考温度RTNDT下，每个试样的侧膨胀量LE≥0.89mm，吸收能量Cv≥68 J.

（2）在寿期末，反应堆压力容器堆芯活性束带区材料在1/4壁厚处的调整参考温度ART应不大于93℃；反应堆压力容器堆芯活性束带区材质的上平台能量USEu应不小于68 J；对于板材、锻件和纵向焊缝的承压热冲击温度限值为132℃，环向焊缝的承压热冲击温度限值为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

吕俊娥（1980-），女，天津人，助理工程师，工学学士，现从事核岛工艺管道设计管理工作。