基于主曲线法的核电主管道材料断裂韧性研究

刘 庆，王 庆，马若群，徐 宇

(1.中国矿业大学(北京) 力学与建筑工程学院，北京 100083；2.生态环境部 核与辐射安全中心，北京 102445)

目前核电工程的防脆断设计和在役缺陷评价主要应用线弹性断裂力学。在线弹性断裂力学中，表征材料断裂韧性的参数为平面应变断裂韧性，它与裂纹本身的大小、形状及应力无关，是材料的固有特性。平面应变断裂韧性一般用KIC表示，该参数可试验测定，国际上大多采用与美国材料试验协会(ASTM)的标准ASTM E399[1]类似的方法进行测量，我国一般采用GB/T 4161—2007[2]或采用法国压水堆核岛机械设备设计和建造规则[3]的方法进行测量，但在核电工程应用中，标准针对铁素体钢在一定温度范围内存在无延性现象，主要还是采用落锤试验和V型缺口冲击试验共同确定的无延性转变温度(RTNDT)来进行衡量，将参考温度和材料温度作为变量建立关系式描述材料的断裂韧性。另外，参考温度的确定可采用另外一个替代方法，依据《测定铁素体钢转变温度范围内的参考温度T0的试验方法》(ASTM E1921)[4]标准采用主曲线法进行测定，该方法已越来越多地应用于工程中。主曲线方法于1999年通过规范案例N-629[5]被纳入到ASME体系内，规范案例中规定了RTNDT与另一个材料韧性表征参数“参考温度(T0)”的等效方式，采用T0加19.4 ℃等效于RTNDT。采用T0代替RTNDT应用于ASME标准第Ⅲ卷附录G断裂韧性转换关系只是第1步，后续有望推动直接采用主曲线法确定断裂韧性，代替目前附录G中采用的RTNDT与断裂韧性转换曲线[6]。

本文应用主曲线法测定某核电厂主管道材料的T0，并讨论主曲线法确定断裂韧性的保守性。

1 主曲线确定断裂韧性方法

断裂韧性基于参考温度T0的主曲线方法是国际上目前推荐的新方法。ASTM在1997年发布了断裂韧性测试标准ASTM E1921，测定铁素体钢T0的试验方法，即主曲线法。ASTM E1921是建立在韧脆转换温度区内断裂韧性数据统计分析基础之上，使用主控曲线描述材料断裂阻力随温度变化的关系。Wallin通过试验结果统计及理论分析提出了任何铁素体材料断裂韧性的平均值随温度变化曲线形状基本相同的结论[7-8]，即主曲线理论，基于该理论，某种材料的断裂韧性曲线的变化趋势是一定的，因此可由测定单一的温度参数推定该种材料的全部断裂韧性曲线。在ASTM E1921标准中，该参数规定为厚度25 mm的试件，其基于J积分的弹塑性应力强度因子KJC平均值为100 MPa·m1/2时对应的温度为T0。主曲线法采用一个三参数的韦布尔分布来描述断裂韧性，因此可给出断裂韧性的置信区间。在ASME标准第Ⅲ卷附录G[9]中的断裂韧性KIR和第Ⅺ卷附录G[10]中断裂韧性KIC均是通过与无延性转变温度之间的转换间接得到的，无延性转变温度是由冲击试验和落锤试验共同确定的参数。断裂韧性KIR和KIC与无延性转变温度之间的转换关系采用SA-533 B1级、SA-508-1级、SA-508-2 1级以及SA-508-3 1级钢种试件测得的与温度有关的静态、动态以及止裂临界值KI的下包络值[11-12]。主曲线相比以往测韧脆转变温度来间接反映材料的防断裂性能更科学、更合理，并且能提供定量的安全裕量描述[13]。

ASTM E1921标准适用于屈服强度在275～825 MPa范围内的铁素体钢，以及经过消除应力热处理，焊缝强度与母材强度差小于10%的焊缝材料。通过主曲线法，可最少使用6个有效试样即可得到某种铁素体材料不同失效概率下的断裂韧性转变温度曲线，主曲线法允许使用小试样测得J积分，再转换成KJC，与ASME标准中得到KIC采用的下包络法相比，需要的试样尺寸大幅减小，试样数量也大幅减少。

2 主曲线法在某核电站主管道材料上的应用

某核电站主管道材料为10ГН2МФA合金钢，其性能列于表1[14]。从该材料的主要性能看，满足ASTM E1921中规定的特殊类型的钢及焊缝屈服强度275～825 MPa(40～120 ksi)之间，可按照ASTM E1921的相关要求进行试验。试验采用紧凑拉伸试件，在20、60、80、100和290 ℃共进行了40件试件的试验，由于试验在多个温度条件下进行，按ASTM E1921进行数据处理时，涉及数据有效性的问题，标准中规定在T=T0±50 ℃范围内的数据为有效数据，结合判断准则，共有20、60和80 ℃的23个数据为有效数据，试验有效结果列于表2。依据标准第10.3节的方法进行数据处理，得到T0=33.7 ℃，同时得到T0的不确定性，当置信度为95%时，按单尾偏差确定的T0=39.97 ℃，按双尾偏差确定的T0=41.05 ℃，本文保守取双尾偏差结果，其KJC-(T-T0)曲线如图1所示。

表1 主管道材料性能Table 1 Material property of main pipeline

表2 断裂韧性试验结果Table 2 Fracture toughness test result

计算得到主曲线和计算公差带，主曲线方程为：

KJC(med)=30+70exp[0.019(T-33.7)]

(1)

公差带方程为：

KJC(0.05)=25.2+36.6exp[0.019(T-33.7)]

KJC(0.95)=34.5+101.3exp[0.019(T-33.7)]

(2)

为校核试验结果，采用文献[15]中发表的7个10ГН2МФА材料在20 ℃的断裂韧性数据和3个表2中试验测定的20 ℃下的KJC结果，共计10个20 ℃的断裂韧性数据进行验证。按ASTM E1921标准第10.4节方法进行数据处理，确定T0=33.3 ℃，KJC(med)=84.4 MPa·m1/2。当置信度为85%时，标准差ΔT0为8 ℃，将该值附加于T0，得到保守的T0(裕)为41 ℃。

图1 主管道的KJC-(T-T0)曲线和其公差带Fig.1 KJC-(T-T0) curve of main pipeline and its tolerance zone

依据标准第9.3节检验数据偶然性，以2%和98%公差带为判断偶发的准则，则有效数据的下限和上限分别为式(3)和式(4)。

KJC(0.02)=0.415KJC(med)+11.7=84.4×

0.415+11.7=46.7(MPa·m1/2)

(3)

KJC(0.98)=1.547KJC(med)-10.94=

119.63(MPa·m1/2)

(4)

测定数据均在KJC(0.02)与KJC(0.98)范围内，均为有效数据。由上述可知：两种方法考虑不确定性后，均为T0=41 ℃。

如果采用ASME规范案例N-629，将T0等效为RTNDT，则等效RTNDT为53.1 ℃。根据ASME标准第Ⅺ卷附录G中RTNDT与KIC之间的转换关系有：

KIC=36.5+22.78exp[0.036(T-53.1)]

(5)

图2为转换后的KIC与主曲线5%置信度的KJC对比，从图2可看出，两种方式得到的断裂韧性值基本相当。除了在-20 ℃以下KIC的取值稍低以外，在-20 ℃以上，下包络方式得到的KIC较5%置信度的KJC取值要更加保守，而且随着温度的升高，保守程度也在增加，在70 ℃时KIC较5%置信度的KJC低了20 MPa·m1/2。更高的断裂韧性值材料，对于核电设备的运行意味着更大的运行参数范围，更长的运行寿命，也意味着更高的经济效益。

图2 5%置信度KJC-(T-T0)与KIC-(T-RTNDT)对比Fig.2 Comparison of 5% confidence KJC-(T-T0) and KIC-(T-RTNDT)

3 结论

本文采用ASTM E1921标准，应用主曲线法测量了某核电厂主管道材料的参考温度，确定了材料的断裂韧性，并与ASME第Ⅺ卷附录G中的断裂韧性进行了比较，得到如下结论。

1) 某核电厂主管道材料(10ГН2МФА)的断裂韧性可采用主曲线法进行测量，对试验采用多温度法进行数据处理和采用单温度法得到的结果非常吻合。

2) 采用主曲线方法测定的参考温度以及对应的断裂韧性可在提供结果高置信度的前提下，适当降低结果的保守裕量。