某核电厂一回路管道机械性能研究

2021-06-22宋晨阳王玮洁

机电产品开发与创新 2021年3期

宋晨阳，王玮洁，王臣，刘畅

（机械科学研究总院中机生产力促进中心，北京 100044）

0 引言

众所周知能源问题关系到国家稳定、人民幸福。目前，在我国的能源结构中，包括煤炭、石油和天然气在内的化石能源的比重已达到91%，而清洁能源如水电、核电以及可再生能源等的占比仅有9%，这种能源结构很不合理[1]。近年来，由于大量煤炭等化石燃料的使用，环境问题已经面临到必须解决的地步。因此大力发展风能、水能、太阳能、潮汐能和核能已成为必然趋势。而核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输与储存都很方便，一座100 万kW（或者1000MW）的核能电厂一年只需30 吨的铀燃料。另外核电不会产生大气污染。因此大力发展核能成为一种必然选择。

但核电一回路管道在运行状态下，会受到温度、压力及中子辐照等因素的影响，因此在核电厂运行一定时间后需要对核电厂一回路管道进行机械性能测试，以此来评估其本身的运行状态，判断其是否满足安全运行的条件。其中俄罗斯某些核电机组也曾开展过机械性能试验，按照10 万小时的周期，采用有损或无损的方法进行。有损检验方法是指从管道或设备上切割部分金属，加工包括拉伸、冲击等试验在内的试样进行力学性能测试分析，也曾有过沿主管道横截面切割环形试件坯料的经验。有损检验对设备和管道的破坏显而易见，但由于当时俄罗斯尚未发布包含无损方法机械性能试验的标准大纲，这些核电机组不得不按照标准大纲采用有损的方法进行试验。当俄罗斯发布了包含采用无损方法进行试验的标准大纲后的机械性能试验均按照无损方法，通过硬度测试并转化为其他机械性能指标的方式进行。目前俄罗斯核电机组均采取不切割管道而通过硬度测定管道金属机械性能的方式对管道金属状态进行评估。而且，俄罗斯某些核电机组已经进行了3 次管道金属机械性能检查，结果表明，在机组运行30 万小时后，材料性能没有明显劣化，管道金属在正常工况下可以满足核电厂长期运行的需求。

对核电厂一回路管道进行机械性能测试时，需使用破坏性和（或）非破坏性方法监测管道金属的机械性能[2]。然而，使用传统的在管道上切割样品的机械性能测定方法，对于核电厂反应堆材料来说是不可靠的，故采用非破坏性方法进行机械性能的测定。本文针对某核电厂一回路管道机械性能研究，通过现场硬度测定的方法，根据硬度和机械性能的换算关系，从而确定机组长时间运行后管道金属的机械性能，验证其是否符合技术要求，以评价其继续运行的安全性。

1 设备简介

核电厂一回路管道主要包括冷却剂主管道、中压安注系统管道和稳压系统管道（波动管、喷淋管、泄压管），对反应堆的安全和正常运行起着重要的保障作用，是机组正常运行的安全相关设备。一回路管道在运行时受温度、压力及中子辐照等因素的影响，要求管道材料具有良好的力学性能以及组织稳定性，其损伤机理主要有疲劳、热老化以及辐照脆化等。

1.1 主管道

冷却剂主管道连接反应堆、蒸汽发生器以及反应堆冷却剂泵组，形成反应堆冷却剂回路，是反应堆冷却剂系统（一回路）的重要组成部分，并承担着将反应堆产生的热量传递给二回路工质的功能，对反应堆的安全和正常运行起着重要的保障作用，是机组正常运行的安全相关设备。

1.2 中压安注系统管道

中压安注系统管道连接ECCS 安注箱和反应堆，是应急堆芯冷却系统的重要组成部分，承担着将硼酸水输送给反应堆的功能，以保证在最短时间内冷却堆芯并将其淹没，对反应堆的安全和正常运行起着重要的保障作用，是机组正常运行的安全相关设备。

中压安注系统管道正常运行时温度和压力都比较高，在事故情况下，传输硼酸水流量较大，这就要求管道材料具有良好的力学性能以及组织稳定性，其损伤机理主要有机械损伤和变形，以及腐蚀失效等。

1.3 稳压系统管道

稳压系统管道由波动管、喷淋管、泄压管组成。波动管用于保证冷却剂从一回路管道溢流到稳压器，和在一回路冷却剂温度与容积发生变化时反方向流回。这条管道连接稳压器下半部分与主冷却剂管道第四环路热段。喷淋管连接主冷却剂管道第三回路冷段与稳压器的蒸汽室。泄压管连接稳压器蒸汽室和泄压箱，它用于导阀控制减压阀工作时排放蒸汽。

2 材料特性

本论文所研究的某核电厂一回路管道金属材料的化学成分见表1，其原始机械性能见表2。其中管道母材10ГН2МФА 为低合金结构钢，具有令人满意的焊接性能和抗腐蚀性，还具有良好的延展性和高的机械性能；08Х18Н10Т 为钛稳定奥氏体不锈钢，在冷却剂介质中不易遭受晶间腐蚀。

表1 管道材料的化学成分Tab.1 Chemical composition of pipe materials

表2 管道材料的机械性能Tab.2 Mechanical properties of pipe materials

3 试验过程

3.1 试验方法

硬度测试在我国电站的检测领域有十分广泛的应用。在核电行业中对于回路管道检测首先要考虑的是管道的安全性，及不能采用破坏性的方法对管道进行检测。管道检测方法的选择通常选用无损检测，硬度测试等对管道损伤较小的方法。众多研究表明，硬度因其与强度之间存在一定的正比关系，常被用来衡量设备性能的优劣[3]。

里氏硬度计数字显示硬度值，其体积小、重量轻、测试简单，具有携带方便、检测效率高、对试验表面损伤轻微等优点，同时其特别适用于测定大型、重型、不宜拆卸、空间狭小、不同方向、特殊部位等工件的硬度检测[4]。

对于管道的现场硬度的检测普遍选用便携式里氏硬度计对金属设备有关部位进行硬度测定。便携式里氏硬度计因具有体积小、重量轻、测试简单、携带方便、测量范围广、检测效率高、对试验表面损伤轻微、可换算成各种硬度制式的测值等特点，在实际工作中D 型冲击装置是常用的测试方法，测试时可直接读取HB 值。管道的现场硬度测试采用便携式里氏硬度计按照GB/T 17394.1-2014 《金属材料里氏硬度试验第1 部分：试验方法》测量获得里氏硬度数据[5]。

3.2 试验位置的选择

根据管道的材料、结构、运行时间及温度分布等因素中选取相应的载荷最大和最容易受运行失效的弯头和焊缝进行检查。参照我国电力行业标准DL/T 438-2016《火力发电厂金属技术监督规程》对管道等高温承压部件金属监督的相关规定，确定被检管道弯头和焊缝的硬度检验部位，具体检验原则如下：

（1）弯头。弯头位置检验部位如图1 所示。检验时避开弯头两侧焊缝影响的区域，在0°（A 截面）、45°（B截面）、90°（C 截面）选三个截面，每一截面至少在外弧侧和中性面测3 个部位，每个部位至少测量5 点。

（2）焊缝。焊缝位置检验部位如图2 所示。检验时在每道焊缝上尽可能在圆周四等分的位置。若由于场地限制，可不在四等份位置，但至少在圆周测3个区域；且每个区域硬度测量值应包括焊缝和两侧近缝区的母材共3 个部位，每个部位至少测量5 点。

图1 弯头检验示意图Fig.1 Elbow inspection diagram

图2 焊缝检验示意图Fig.2 Weld Inspection Diagram

4 试验结果与分析

硬度和抗拉强度对应关系描述硬度和抗拉强度都是材料在外力作用下抵抗变形和破坏的能力的反映。众多研究表明，金属硬度与抗拉强度之间存在正相关性。国标GB/T1172-1999《黑色金属硬度及强度换算值》中通过给出洛氏、维氏、布氏硬度与抗拉强度之间的关系[6]。

参考俄罗斯VVER 核电机组通过硬度测定管道金属机械性能的方法，根据РДЭО0027-2005 《按硬度特性无样本方法测定核电站设备金属机械性能的特性》规程给出的硬度与机械性能的换算关系式[7]，将得到的管道金属材料的硬度数据换算得出机械性能数据，与相应的设计要求进行对比，从而评价管道金属状态。

规程РДЭО 0027-2005 适用于核电机组设备和管道常用金属材料，包括珠光体类的碳钢（20、20К、22К、15Л），合金钢（16ГНМА、16ГНМ、10ГН2МФА），铬钼钒钢（12Х1МФ、15Х1М1Ф、12Х2МФА、15Х2МФА），硅锰钢（15ГС、16ГС），以及奥氏体类高合金铬镍耐腐蚀钢（08X18H10T、12X18H10T、08Х18Н12ТФ）等。由于该规程把材料和工艺因素限制在相对较小的范围内，因此通过规程中硬度与机械性能的关系式可以获得相对比较准确的换算结果。

本论文中硬度测试的管道金属硬度及根据РД ЭО 0027-2005《按硬度特性无样本方法测定核电站设备金属机械性能的特性》规程给出的硬度与机械性能的换算关系式获得的管道金属机械性能结果见表3。

结果表明根据硬度测定的管道金属机械性能基本符合管道金属材料的设计要求[8]，个别数据出现偏离的情况，可能与现场硬度测试的不确定性有关，但均在误差范围内。