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核電廠金屬疲勞監(jiān)測過程中環(huán)境影響疲勞評價方法研究

2018-09-11 16:00:56 作者：羅亞林，劉　新，陳　蓉，陳先龍，何大宇來源：深圳中廣核工程設(shè)計有限公司,．核電安全監(jiān)控技術(shù)與裝備國家重點實驗室分享至：

低周疲勞(LCF)損傷被認(rèn)為是核電廠結(jié)構(gòu)材料的主要老化機理之一,它一直是運行反應(yīng)堆延壽應(yīng)用以及新反應(yīng)堆設(shè)計和許可所需技術(shù)評估和安全審查的關(guān)鍵內(nèi)容之一?盡管ASME第Ⅲ卷規(guī)定了核電結(jié)構(gòu)材料的設(shè)計疲勞曲線,但這些設(shè)計曲線并沒有包括冷卻劑腐蝕環(huán)境對低周疲勞壽命的影響?為了評估核電廠水化學(xué)環(huán)境的影響,日本和美國進行了大量的試驗測試?其中,美國的阿貢國家實驗室(ANL)評估了材料?環(huán)境和載荷等因素對疲勞裂紋萌生和擴展的影響?基于此,美國核管理委員會(NRC)發(fā)布了NUREG/CR-6909,提供和分析了關(guān)于環(huán)境疲勞的大量測試數(shù)據(jù),同時開發(fā)了碳鋼?低合金鋼?不銹鋼和鎳-鉻-鐵合金的環(huán)境修正系數(shù)計算模型?基于NUREG/CR-6909的技術(shù)報告,美國NRC發(fā)布了管理導(dǎo)則RG 1.207,要求新建核電廠考慮冷卻劑環(huán)境對核1級部件設(shè)計產(chǎn)生的不利影響?

國內(nèi)目前運行和在建的二代加型核電廠在主設(shè)備部件疲勞分析中均未考慮環(huán)境影響因素,對于新建核電廠的安全審查,核安全局要求申請者論證反應(yīng)堆冷卻劑對核1級部件的疲勞壽命影響?國內(nèi)一些相關(guān)設(shè)計單位和監(jiān)管單位已陸續(xù)開展了相關(guān)的分析研究工作,其中孫海濤等提出依據(jù)成熟的影響評價方法完成分析和評價,并輔以疲勞監(jiān)測和在役檢查手段來保證電廠設(shè)備的安全和壽命?此外,孫海濤等還利用高溫高壓循環(huán)水疲勞測試系統(tǒng)進行了國產(chǎn)鍛造奧氏體不銹鋼標(biāo)準(zhǔn)試樣的低周疲勞試驗,獲得了應(yīng)變幅對奧氏體不銹鋼環(huán)境疲勞壽命的影響規(guī)律?本文主要在相關(guān)學(xué)者研究的基礎(chǔ)上,充分吸收和借鑒美國2014版NUREG/CR-6909技術(shù)報告和日本2011版JNES-SS-1005技術(shù)報告中關(guān)于環(huán)境疲勞因子的分析評價方法和計算模型,研究適合我國核電廠在線疲勞監(jiān)測過程中的環(huán)境疲勞影響分析方法及疲勞修正系數(shù)(Fen)計算模型的選擇?

1 環(huán)境影響疲勞修正系數(shù)Fen

環(huán)境影響疲勞壽命(EAF)的評價方法通常有兩種,第1 種是給出考慮輕水反應(yīng)堆(LWR)環(huán)境中的設(shè)計疲勞曲線,第2種是引入EAF的修正系數(shù)Fen?第1種方法由于要考慮冷卻劑環(huán)境的差異,要給出1個包絡(luò)所有情況的設(shè)計疲勞曲線往往過于保守?因此,國際上普遍利用大量試驗數(shù)據(jù)分析研究Fen的影響因素和計算方法并發(fā)布相關(guān)技術(shù)報告,比較有代表性的就是日本JNES發(fā)布的JSME S NF1-2006/2009和美國NRC發(fā)布的NUREG/CR-6909?

1.1 Fen的定義

1.2 碳鋼和低合金鋼Fen相關(guān)試驗分析

1)金屬中硫含量的影響

相關(guān)試驗表明,碳鋼和低合金鋼在冷卻劑環(huán)境中的疲勞壽命與鋼中的硫含量有關(guān),且硫含量及其形態(tài)是確定環(huán)境疲勞敏感性的最重要材料相關(guān)參數(shù)?在289℃?溶解氧含量(Do)>0.7ppm 和0.001%/s的應(yīng)變速率條件下,Fen和硫含量S 的關(guān)系如圖1所示,其中實線是JSME S NF1-2006/2009規(guī)范中給出的關(guān)系曲線,虛線是2000年日本通產(chǎn)省(MITI)EAF相關(guān)導(dǎo)則中的曲線?如圖1所示,Fen隨硫含量指數(shù)增加,JSME 規(guī)范中的硫含量-Fen曲線比MITI的斜率更大?由于碳鋼和低合金鋼中硫含量對環(huán)境影響敏感性沒有顯著差異,通過最小二乘擬合分析兩個數(shù)據(jù)集可得到Fen與硫含量的關(guān)系式?

圖2示出碳鋼中硫含量對應(yīng)變速率-疲勞壽命關(guān)系的影響,可看出,應(yīng)變速率較低時(不低于0.001%/s),硫含量對疲勞壽命影響較為顯著,隨應(yīng)變速率的增加,硫含量的影響逐漸減弱?當(dāng)硫含量大于0.015%時,疲勞影響達到飽和狀態(tài)?

2)應(yīng)變速率的影響

Higuchi等給出了289℃?Do>0.7ppm且硫含量為0.015%的碳鋼和低合金鋼材料的應(yīng)變速率與Fen的關(guān)系,如圖3所示?從圖3可看出,Fen隨應(yīng)變速率的增加而衰減,碳鋼與低合金鋼的規(guī)律相似?Chopra等的研究表明,當(dāng)滿足其他關(guān)鍵閾值條件(如應(yīng)變幅值?溫度和Do)時,LWR環(huán)境中碳鋼和低合金鋼的應(yīng)變速率對疲勞壽命的影響比較顯著,如圖4所示,可看出,當(dāng)應(yīng)變速率低于某個閾值時,其對疲勞壽命的影響非常小?當(dāng)應(yīng)變速率高于1%/s時,冷卻劑環(huán)境中應(yīng)變速率的影響與在空氣中觀察的一致?

3)冷卻劑溫度的影響

圖5示出冷卻劑溫度與碳鋼?低合金鋼的Fen的關(guān)系,圖6示出冷卻劑溫度與碳鋼疲勞壽命的關(guān)系?從圖5?6可看出:ANL 以150~325℃范圍的冷卻劑溫度作為Fen影響的顯著區(qū)間;而JSME以50~160℃作為影響顯著區(qū)間,增加了低溫區(qū)域Fen的計算方法?

4)溶解氧含量的影響

JSME同樣給出了硫含量為0.015%?溫度為289℃時,Do對碳鋼和低合金鋼的Fen的影響,由試驗數(shù)據(jù)可看出,Do在0.02~0.7ppm之間,Fen隨Do指數(shù)增加?同樣,最新ANL試驗表明,Do在0.04~0.5ppm之間,Fen隨Do指數(shù)增加,此范圍之外的Fen為恒定值?

1.3 Fen計算模型

利用試驗數(shù)據(jù)可總結(jié)出Fen的計算模型?

JSME基于技術(shù)報告JNES-SS-0701,發(fā)布了環(huán)境疲勞評估方法(式(5)),美國NRC基于ANL的技術(shù)報告,發(fā)布了NUREG/CR-6909規(guī)范(式(6))?通過對比分析可看出,兩個Fen計算公式較為類似,影響Fen的各因素的邊界條件也較為相似?對于不銹鋼材料,JNES-SS-0701考慮了鍛件和鑄件中應(yīng)變速率影響疲勞的區(qū)別,而NUREG/CR-6909則重點考慮兩種形式的不銹鋼在冷卻劑環(huán)境中溶解氧含量影響疲勞的區(qū)別?其中:S* 為轉(zhuǎn)換硫含量;T* 為轉(zhuǎn)換溫度;O* 為轉(zhuǎn)換溶解氧含量;ε* 為轉(zhuǎn)換應(yīng)變速率?

2 實際瞬態(tài)中考慮Fen的累積疲勞使用因子估算方法

2.1 Fen計算公式分析討論

根據(jù)核電廠的運行經(jīng)驗,冷卻劑中Do通常非常低,通常一回路在化學(xué)除氧后Do維持在0.005ppm 以下,對于碳鋼?低合金鋼以及不銹鋼而言,Fen中轉(zhuǎn)換溶解氧含量可認(rèn)為是一恒定值,因此,在核電廠運行過程中,進行疲勞監(jiān)測時考慮環(huán)境疲勞影響Fen修正公式的關(guān)鍵因素在于應(yīng)變速率和冷卻劑溫度?

以硫含量為0.015%的碳鋼/低合金鋼為例,在冷卻劑溫度為288℃?Do低于0.04ppm的冷卻劑環(huán)境中,可得出應(yīng)變速率與Fen的關(guān)系,如圖7a所示?同樣,改變冷卻劑溫度可得到如圖7b所示的應(yīng)變速率與Fen的關(guān)系?當(dāng)設(shè)置應(yīng)變速率為0.001%/s時,可得到冷卻劑溫度與Fen的關(guān)系,如圖7c所示?實際核電廠運行溫度剛好在Fen變化比較明顯的區(qū)域,所以溫度對材料的疲勞影響較大?

在冷卻劑溫度為288℃?Do低于0.1ppm的冷卻劑環(huán)境中,不銹鋼材料的應(yīng)變速率與Fen的關(guān)系如圖8所示?從圖7c和8可知:對于碳鋼和低合金鋼,美國規(guī)范中Fen估算結(jié)果通常較日本規(guī)范更保守一些;對于不銹鋼,日本規(guī)范估算結(jié)果更保守一些?對于相同冷卻劑環(huán)境下,不銹鋼材料的Fen比碳鋼/低合金鋼材料的Fen大,且應(yīng)變速率和溫度的變化對疲勞也較敏感?

此外,孫海濤等進行的國產(chǎn)鍛造奧氏體不銹鋼標(biāo)準(zhǔn)試樣的低周疲勞試驗表明,NUREG/CR-6909規(guī)范的Fen修正公式所得的預(yù)測曲線基本包絡(luò)國產(chǎn)奧氏體不銹鋼的EAF效應(yīng)?

2.2 累積疲勞使用因子估算方法

研究表明,分析設(shè)計規(guī)范中使用的疲勞設(shè)計曲線并不保守,且未考慮冷卻劑環(huán)境的影響?

ASME雖已認(rèn)識到冷卻劑環(huán)境會加速材料疲勞,且已著手考慮增加考慮冷卻劑環(huán)境影響的疲勞設(shè)計曲線,但尚未正式出版相關(guān)修訂導(dǎo)則?由于設(shè)計瞬態(tài)與真實瞬態(tài)存在差異,因此很難在設(shè)計階段得出既準(zhǔn)確又包絡(luò)所有瞬態(tài)的疲勞設(shè)計曲線?設(shè)計階段使用考慮環(huán)境影響的疲勞設(shè)計曲線將會過于保守,可用于新設(shè)計電廠的評價,但不利于已運行電廠的定期安全審查和延壽?

為此需借助一定的監(jiān)測手段,掌握真實的瞬態(tài)數(shù)據(jù),在監(jiān)測過程中考慮冷卻劑環(huán)境的影響?比較合適可行的方法就是利用大量試驗數(shù)據(jù)擬合得出Fen計算公式,對累積疲勞使用因子(CUF)進行系數(shù)修正?CUF的修正公式如下:

式中:UTOTAL為考慮環(huán)境因素的累積疲勞使用因子;ni為第i 個應(yīng)力組合出現(xiàn)的次數(shù);Ni為第i個交變應(yīng)力強度對應(yīng)設(shè)計疲勞曲線上的使用次數(shù);k為應(yīng)力循環(huán)對數(shù);Fen,i為第i 個應(yīng)力組合對應(yīng)的環(huán)境影響因子修正系數(shù)?

其中,計算Fen,i時所需應(yīng)變速率ε 的計算公式如下:

式中:σ′I為應(yīng)力強度幅值;Δt為兩時刻的時間間隔;Ea為疲勞計算時的彈性模量?

2.3 算例分析

利用某沸水堆碳鋼給水接管安全端疲勞損傷評價數(shù)據(jù)[8]進行測試,同時采用美國和日本的Fen修正公式進行計算,計算結(jié)果列于表1?

表1中,Uair和Uen分別為空氣中和環(huán)境中的使用因子?由表1可看出,根據(jù)ASME設(shè)計疲勞曲線計算所得的Uair<1,NUREG修正公式的計算結(jié)果依然小于1,但是JSME的計算結(jié)果大于1,說明根據(jù)JSME導(dǎo)則,該給水管的安全端在服役環(huán)境下的安全裕量可能不足,存在失效的風(fēng)險,需進行重視?

由表1結(jié)果也可看出,在相同情況下,采用NUREG修正公式計算的Fen比JSME 的偏小,這與圖7a的結(jié)果并不吻合,這是因為圖7a是在低Do情況下得出的,而本算例的Do為0.2ppm?通過設(shè)置不同Do進行計算分析,可發(fā)現(xiàn)200℃流體環(huán)境溫度下,0?015%硫含量的碳鋼在Do大約為0?024ppm時,兩種導(dǎo)則的Fen計算結(jié)果較接近,大于此含量時,JSME的計算結(jié)果更保守,否則,NUREG的計算結(jié)果更保守?

3 總結(jié)

利用美國和日本的Fen計算公式,對在役核電廠和新建電廠配備的疲勞在線監(jiān)測系統(tǒng)中引入Fen,對冷卻劑環(huán)境影響疲勞進行修正?

在較低濃度的氧氣含量環(huán)境中,對于碳鋼與低合金鋼,采用NUREG/CR-6909規(guī)范中的Fen公式較保守,對于不銹鋼,采用日本JSME SNF1-2006/2009規(guī)范中的Fen公式較保守,但由于溶解氧含量界限不確定,還與冷卻劑溫度等因素相關(guān),因此,建議在線疲勞監(jiān)測系統(tǒng)同時采用兩種修正公式進行計算,計算結(jié)果可選擇累積疲勞使用因子較大的數(shù)據(jù)?

希望國內(nèi)充分重視冷卻劑環(huán)境對核電廠部件結(jié)構(gòu)材料的影響,尤其在國產(chǎn)化核電設(shè)備材料的大趨勢下,通過大量模擬試驗量化我國核級管道材料高溫高壓水腐蝕疲勞壽命影響因子,包括溫度?應(yīng)變速率?水中溶解氧含量?鋼中硫含量等因素的影響,最終擬合出適合我國LWR環(huán)境和材料的Fen修正計算公式?同時跟蹤并參考ASME規(guī)范的最新變化,明確自身的安全性能指標(biāo),提出適用于我國核電廠設(shè)備材料的疲勞設(shè)計曲線,為自主化新機組的設(shè)計和運行提供安全保障?