核电用SA508 Gr.3钢RTN DT试验研究分析

戴清晨 陈 勇 陆戴丁

（合肥通用机械研究院有限公司 国家压力容器与管道安全工程技术研究中心 合肥 230031)

随着我国核电事业的快速发展，以及核电设备国产化的进步和加速，核电设备的安全性受到公众的极大关注。核电装置用材料，与普通的石油化工设备相比，其安全性和可靠性要求更高。核电设备用材料的主要特点为[1]：1）力学性能要求严格。由于长期在高温、高压环境下服役，因此要求材料具有适合的强度值、较高的韧性值和较低的韧脆转变温度值（TNDT）。2）化学成分要求严格。核岛设备用钢要求P、S含量分别小于0.010%、0.005%。3）无损检测要求严格。核电设备用钢要求100%超声波检测，钢板宏观检测要求进行表面磁粉探伤。

核电站设备主要由两大部分组成[2]：核岛及核岛以外的设备。核岛即核反应堆，主要包括核反应堆压力容器、堆内构件、蒸汽发生器、稳压器等。核岛以外设备，又称常规岛设备，其核心为汽轮机和发电机组。文献[3-4]梳理了核电用钢的发展历史和趋势，指出核反应堆压力容器材料一般采用工程上已成熟的材料加以改进得来。早期曾选用锅炉用碳(C)-锰(Mn)钢A212B(锻件为A105)，后改用淬透性和高温性能更好的Mn-Mo钢A302B(锻件为A336)。20世纪60年代中期，对A302B钢添加镍(Ni)，研发出淬透性和韧性更好的Mn-Mo-Ni钢A533B(锻材为A508-Ⅱ钢)。A508-Ⅲ钢在A508-Ⅱ钢基础上，通过降低硬化元素碳(C)、铬(Cr)、钼(Mo)含量以减小裂纹敏感性，提高锰(Mn)含量以保证强度和淬透性，优化而来。目前普遍认为A508-Ⅲ有较好的抗再热裂纹性，是当前大型压水堆压力容器的首选材料。

由于中子辐射会使反应堆压力容器用材料产生空位、孔洞、层错和位错环等晶体缺陷，使得材料的强度和硬度升高，韧性和塑性下降，从而导致部件可能发生脆性断裂。因此，国内外均把防止压力容器钢的辐照致脆断裂作为研究的重点[3]。文献[3]指出，评价压力容器钢脆化程度的方法有两种：一种是韧脆转变温度法，即用RTNDT和FATT表示的无裂纹体的脆性断裂和疲劳断裂，常用于压力容器的制造和正常服役阶段；另一种是断裂力学法，即用KIC表示的裂纹体的线弹性断裂，仅在寿命末期或存在缺陷等特定情况下使用。

本文拟通过对核电装备中反应堆压力容器主体材质—SA508 Gr.3钢，按ASME和ASTM的相关标准进行落锤和夏比冲击试验，确定参考无塑性转变温度（RTNDT），并根据相关文献提供的公式考察其预测断裂韧性，为提高核电用钢的质量控制、检验检测及失效评价提供试验参考依据。

1 ASME规范中关于参考无塑性转变温度（RTNDT）的规定

ASME核电规范与标准第Ⅲ卷NB分册（ASME BPVC.Ⅲ .1.NB-2015，NB2331[5]）规定，名义截面厚度大于16mm的容器承压材料（不包括螺栓连接件）和同它焊接的材料、名义厚度大于64mm的管道承压材料以及与其相连接的泵、阀门和配件等材料必须确定参考无塑性转变温度RTNDT。其中，管道及其连接的泵、阀门和配件等材料最低使用温度应不低于RTNDT+56℃。具体方法如下：

1）通过落锤试验确定TNDT；

2）在不高于TNDT+33℃的某温度下，进行CV（夏比冲击）试验，要求满足冲击吸收能量不小于68J，侧膨胀量不小于0.89mm。允许按规定进行复试。如果上述要求满足，则TNDT=RTNDT。

3）如果2）中的条件不成立，则通过补充一组CV试验（三个试样）来测定满足2）中条件的TCV，此时RTNDT=TCV-33℃。由此，参考无塑性转变温度RTNDT取TNDT和TCV-33℃两者中的较高值。

4）若没有在TNDT+33℃温度下进行CV试验，或在该温度下进行的CV试验的结果为冲击吸收能量小于68J、侧膨胀量小于0.89mm时，则利用试验所得最小数据，做出完整的CV试验曲线图，再从曲线中得到代表冲击吸收能量不小于68J，侧膨胀量不小于0.89mm的温度值。RTNDT为该冲击曲线获得的温度与TNDT之间的最高值。

2 试验概述

2.1 试验材料

试验材料为SA508 Gr.3钢。试样的化学成分见表1。主要合金元素中，锰（Mn）起强化基体、提高淬透性作用；镍（Ni）保证钢的低温韧性；钼（Mo）提高钢的耐热性和减少回火脆性，其他合金元素对材料性能的影响可参见文献[6-7]。

试验材料热处理方式为：正火+调质。室温下常规拉伸力学性能要求见表2。

表1 SA508 Gr.3钢化学成分（Wt%）

表2 SA508 Gr.3钢拉伸力学性能

2.2 试样制备

通过落锤和夏比冲击试验来确定RTNDT值，因此分别制备落锤试样和冲击试样。

对于无塑性转变温度落锤试验，依据ASTM E208-06[8]的规定，采用P-2型标准试样，其尺寸为（19±1.0）mm×（50±1.0）mm×（130±10）mm。试样保留一个原始表面，并在该原始表面用脆性焊条堆焊裂纹源焊道，长度为（44.5±25）mm，焊接电流为180～200A，选用中等弧长和中等焊速，并且要在焊道中间对焊缝进行缺口处理。ASTM E208中并未对焊缝尺寸做出硬性要求，虽然在“裂纹源焊道”一条中给出焊缝长度50mm，宽度12.7mm，但在注释中进一步指出“长度不做要求，但要保证裂纹源缺口位于试样中心，试验时要保证不接触固定支撑”，而宽度上未给出尺寸误差；高度上仅指出缺口底部与母材之间的距离为1.8～2.0mm，如图1所示。

图1 裂纹源焊道

堆焊时应从焊道的任一端向另一端连续堆焊，且不应有间断。文献[9]指出采用单焊道而弃用双焊道，是因为对于某些材料，双焊道相当于对热影响区进行回火，会明显提高韧性，造成TNDT的降低。裂纹源焊道制备工艺参数见表3，保证起裂区域具有足够的脆性，从而达到起裂的目的。落锤试样8个为一组。

表3 裂纹源焊道制备工艺参数

对于夏比冲击试验，依据ASTM E23-2012c[10]的规定，采用（10×10×55）mm V2型的标准试样。制备过程中需保证缺口对称面应垂直于试样纵向轴线。为避免混淆，对试样进行标记，可在试样的正方形端部打上印记标号。夏比冲击试样3个为一组。

2.3 试验过程和注意事项

进行落锤试验前，应检查试验机，确认砧座型号规格；确保温度测控装置的精度；放置试样时，须使试样中心线、砧座横向中心线和锤头轴线处于同一个垂直面内；按规定的时间保温试样，并在规定的时间内释放落锤。

试验过程中，合理地安排试验温度和试验顺序对取得准确的无塑性转变温度至关重要[11]。试样D-Ⅰ组取自钢板表层，试样D-Ⅱ组取自钢板心部。首先选择冲击能量，根据试验用钢的屈服强度选择打击能量400J。其次选择试验温度，需使用尽可能少的试样确定试样断裂时的“较低温度”和未断裂时的“较高温度”，然后在上述温度范围内依次试验，直到找到试样未断裂时的“最高温度”。首次试验温度的选择一般依经验而定，后续试验温度可根据标准推荐进行，间隔温度为5～10℃。以D-Ⅰ组试验为例，首次试验温度为-40℃，试样断裂；依次选择-30℃（断裂）、-10℃（两个均未断裂）、-20℃（两个均未断裂）、-25℃（两个均未断裂）进行试验，最后确定TNDT为-30℃。

按照前文所述，确定TNDT后，在不高于TNDT+33℃的某温度下，进行冲击试验。试样I-Ⅰ组取自钢板表层，试样I-Ⅱ组取自钢板心部。以第I-Ⅰ组试验为例，-30℃+33℃=3℃，选择 -2℃进行试验，冲断试样后测定侧向膨胀量。试验前应检查试验机完整性和零位置，对摩擦和空气阻力损耗进行修正；调节好试验要求温度，按规定的时间保温试样，使用V型缺口自动对中夹钳将试样转移至砧座上，在规定时间完成冲击试验。

3 试验结果和判定

3.1 落锤试验结果

无塑性转变温度落锤试验的结果见表4。ASTM E208规定，试样受拉面一个或两个棱边断裂，或者试样的侧面出现裂纹，判定为断裂；裂纹源焊道形成的裂纹未扩展到受拉面的棱边，判定为未断裂。同一温度下两个试样，如有一个断裂，则判定该温度下试样断裂；如两个均未断裂，则判定该温度下试样未断裂。断裂时的最高温度即为无塑性转变温度。试验结果为D-Ⅰ组表层TNDT为-30℃，D- Ⅱ组心部TNDT为-20℃。

表4 SA508 Gr.3钢表层和心部落锤试验结果

3.2 夏比冲击试验结果

夏比冲击试验结果见表5。此外，针对I-Ⅰ组（表层）和I-Ⅱ组（心部）进行了系列温度冲击试验，并测量侧向膨胀量和断口纤维率，结果见表5。综合表4和表5的结果，可以判定Ⅰ组表层RTNDT=-30℃，Ⅱ组心部RTNDT=-20℃。

表5 SA508 Gr.3钢表层和心部夏比冲击试验结果

3.3 断口形貌转变温度FATT的测定

50%FATT（Fracture Appearance Transition Temperature）反映了裂纹扩展变化特征，可以定性地评定材料在裂纹扩展过程中吸收能量的能力。实验发现，50%FATT与断裂韧度KIC开始急速增加的温度有较好的对应关系[12]。按照上述系列温度冲击试验所得结果，测得SA508 Gr.3钢表层部位FATT为-45℃，心部FATT为-40℃。

3.4 无塑性转变温度与冲击吸收功之间关系的讨论

由系列温度冲击试验得出的KV2-T曲线图和TNDT的相对位置见图2。试验用材料SA508 Gr.3钢表层与心部的TNDT均处于各自KV2-T曲线的中间转变区。文献[13]指出TNDT在KV2-T曲线中的位置是不固定的，但绝大多数钢种TNDT所对应的冲击吸收功与最大冲击吸收功的比值在0.3～0.7范围内，Ⅱ组（心部）试验数据得到很好的印证，Ⅰ组（表层）试验数据虽在该范围之外，但偏差不大。由于较为容易通过夏比V型系列温度冲击试验得出KV2-T曲线，因此可以大致推定TNDT所在范围，对首次选择落锤试验温度有指导意义，可以节约时间，节省试样，提高效率。

图2 系列温度冲击吸收功KV2与TNDT的关系

4 断裂韧性预测值

材料的断裂韧性是评价容器、保证结构完整性能的最关键的参数。众所周知，材料的断裂韧性是随温度变化的，材料使用或环境温度降低，其断裂韧性随之下降[14]。2004年之前，ASME B & PV Code第Ⅲ卷附录中采用KIR值表示材料断裂韧性，以RTNDT的下包络线KIR-(T-RTNDT)表示，见式（1），被认为极为保守[14]。之后的修订版[15]改为采用KIC-(T-RTNDT)曲线取代KIR-(T-RTNDT)曲线，见式（2）。此处依据前文Ⅰ组表层材料所得试验数据，利用式（1）、式（2）两计算得出的断裂韧性值见表6。

文献[14]基于美国Oak Ridge国家实验室的断裂韧性测试数据，通过对比分析指出KIC-(T-RTNDT)曲线只在T-RTNDT高于-60℃的情况下适用，而低于-60℃时，很多数据落在该曲线规定范围之外，保守性不足。进而提出修正公式（3），并认为适用于承压热冲击工况下的评定。同样基于前文Ⅰ组表层材料的试验数据，利用式（3）得出的计算结果见表6。

式中：

T——试验温度或容器壁工作温度，℃；

RTNDT——参考无塑性转变温度，其值由冲击试验和落锤试验测定，℃；

KIR——参考断裂韧度，MPa·m1/2；

KIC——平面应变断裂韧度，MPa·m1/2。

表6 SA508 Gr.3钢断裂韧性预测结果

图3示出的是由上述3个公式计算得出的数据绘制的曲线图，从图3中可以看出采用KIR值表示材料断裂韧性曲线过于保守，其值偏低。修订版中采用KIC值表示材料断裂韧性曲线明显优于KIR曲线，其断裂韧度极限值大幅提高。而文献[14]提出的修正版KIC曲线在环境温度或使用温度低于0℃以下时与ASME之KIC曲线相差无几，当温度高于0℃以后，数据差别逐渐拉大，进一步提高了材料的使用极限。

图3 几种公式所得断裂韧性曲线图

5 结论

1）按照ASME Code的相关规定和ASTM的试验要求，对核电用材料SA508 Gr.3钢测得其表层部位RTNDT=-30℃，心部部位RTNDT=-20℃。进行了夏比V型缺口系列温度冲击试验，得出了KV2-T曲线图，以及TNDT在该曲线图中的相对位置。指出了KV2-T曲线图对于进行无塑性转变温度试验的指导意义。

2）依据ASME第Ⅲ卷附录和参考文献中提供的预测断裂韧度公式，基于本文所得的试验数据，以试验用材料表层部分为例，计算不同温度下的断裂韧度值，并进行比较、绘制曲线图。验证原版KIR曲线过于保守，修订版KIC曲线大幅提高安全极值，而文献给出的修正KIC曲线则在低于0℃时与修订版KIC曲线差别不大，在高于0℃后逐渐拉大差距，提供了更高的安全裕度。

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