佟振峰，崔貞北，趙繼松，張長義，楊興旺，王克江，劉維平，楊 文

（1.中國原子能科學研 究院反應堆工程研究設計所，北京 102413；2.中國核工業(yè)集團公司，北京 100822；3.江蘇核電有限公司，江蘇 連云港 222000）

VVER-1000型反應堆壓力容器熱老化分析評估

佟振峰1，崔貞北2，趙繼松3，張長義1，楊興旺3，王克江1，劉維平3，楊 文1

（1.中國原子能科學研 究院反應堆工程研究設計所，北京 102413；2.中國核工業(yè)集團公司，北京 100822；3.江蘇核電有限公司，江蘇 連云港 222000）

本文系統(tǒng)介紹了VVER-1000型反應堆壓力容器（RPV）的溫度監(jiān)督情況，針對田灣核電站1＃機組RPV的溫度監(jiān)督測試結果進行分析，評價運行3年后RPV力學性能（包括拉伸、沖擊、斷裂韌性）變化行為及熱老化脆化機理，評估了當前田灣RPV服役運行后的熱老化脆化狀態(tài)和溫度監(jiān)督的時間安排。結果表明，溫度監(jiān)督樣品經過堆內高溫環(huán)境考驗后，焊縫材料表現(xiàn)出一定程度的脆化特征，但母材、熱影響區(qū)脆化不明顯。與康采恩模型的結果和俄羅斯數(shù)據(jù)相比較后，認為田灣核電站1＃機組RPV熱老化脆化情況在合理范圍內。

VVER-1000；反應堆壓力容器；熱老化脆化；溫度監(jiān)督

反應堆壓力容器（RPV）是壓水堆核電站中最重要的核心設備，也是核電站中不可更換的關鍵設備。其使用壽命決定了核電站的服役壽期，直接影響核電站的經濟性和安全性。由于壓力容器服役環(huán)境十分惡劣，受到高溫、高壓和快中子輻照的共同作用，其老化行為比較復雜，主要表現(xiàn)為輻照脆化和熱老化［1］。為了監(jiān)測壓力容器材料在運行過程中性能的變化情況，防止壓力容器發(fā)生脆斷，保證反應堆安全運行，在反應堆壓力容器內安裝一定數(shù)量的裝有監(jiān)督樣品的監(jiān)督管，定期抽出檢驗獲得相關數(shù)據(jù)。另一方面，監(jiān)督試驗也為壓力容器以及核電站的壽命評估和延壽積累數(shù)據(jù)，提供依據(jù)［2］。

與西方PWR有所不同，VVER-1000型反應堆壓力容器的監(jiān)督程序包括溫度監(jiān)督和輻照監(jiān)督兩方面，分別監(jiān)督由于熱老化和中子輻照引起的RPV抗脆斷能力下降的情況。田灣核電站1＃機組是從俄羅斯引進的VVER-1000型反應堆，RPV均由俄羅斯設計建造。本文主要針對田灣核電站1＃機組RPV第1次溫度監(jiān)督樣品的監(jiān)督檢驗結果進行分析，評價RPV服役運行3年后的熱老化脆化狀態(tài)。

1 熱老化監(jiān)督試驗

熱老化監(jiān)督試驗測試內容包括拉伸性能、沖擊性能、斷裂韌性以及樣品化學成分分析，通過對溫度組件中力學性能樣品的測試，獲得服役后RPV材料的各項力學性能數(shù)據(jù)，對比服役前后性能指標的變化，評價RPV熱老化脆化情況。

1.1 溫度監(jiān)督組件位置

圖1示出溫度監(jiān)督組件在壓力容器內的具體位置。從圖1a可看出，溫度監(jiān)督組件置于壓力容器接近頂部的側面，該處的溫度基本與出水溫度一致。從圖1b可看出，溫度監(jiān)督組件共有6套，本次試驗將針對1M溫度監(jiān)督組件中的樣品進行測試分析。

1.2 監(jiān)督材料與試樣

根據(jù)田灣核電站監(jiān)督大綱，溫度監(jiān)督母材取自壓力容器管嘴上部區(qū)域，切取坯料后，對坯料進行熱處理，熱處理工藝與管嘴上部區(qū)域的熱處理工藝相同。

溫度監(jiān)督焊縫及熱影響區(qū)坯料取材過程如下：在壓力容器管嘴上部區(qū)域切取厚度相同的坯料進行焊接，坯料、焊接工藝分別與實際的壓力容器管嘴上部區(qū)域和容器法蘭焊接工藝一致，然后進行與實際制造工藝相同的焊后熱處理。

具體的取樣方法在監(jiān)督大綱的附錄中給出。田灣核電站RPV的母材和焊縫的化學成分分別列于表1、2。

圖1 溫度監(jiān)督組件的位置Fig.1 Position of temperature surveillance component

表1 RPV母材的化學成分Table 1 Chemical composition of RPV’s base metal%

表2 RPV焊縫的化學成分Table 2 Chemical composition of RPV’s weld%

熱老化監(jiān)督試驗主要包括拉伸、沖擊、斷裂韌性等力學性能樣品的測試以及化學成分分析。拉伸樣品為φ3mm、標距25mm、總長45mm的骨棒狀樣品；沖擊樣品為10mm×10mm× 55mm的標準Charpy沖擊樣品；斷裂韌性樣品為0.5CT的標準樣品?；瘜W成分樣品利用沖擊、斷裂韌性試樣測試后的斷頭進行分析。

1.3 監(jiān)督試驗方法

在303熱室內將溫度監(jiān)督組件進行切割解體，取出樣品，并對樣品的外觀進行觀察和分類。在半熱室內進行監(jiān)督樣品的拉伸、沖擊、斷裂韌性等力學性能測試。

拉伸樣品測試在精度為0.5級的5噸電子萬能試驗機上進行，測試溫度范圍為－196～350℃；拉伸速率為屈服前拉伸速度控制在0.05～0.1mm／min之間，屈服后拉伸速度為1mm／min。

沖擊試驗在美國Tinius Olsen試驗機公司生產的T-84型示波沖擊機上進行，擺錘能量為41.5kg·m（407J），錘頭為R2錘頭，擺錘速度為5.45m／s，測試溫度范圍為－196～350℃。

斷裂韌性試驗在美特斯CMT5504電子萬能試驗機上進行，試驗機精度為0.5級，測試溫度范圍為－120～－50℃，控溫精度為±2℃，裂紋測量精度為0.02mm。

2 熱老化監(jiān)督試驗結果

2.1 熱老化對拉伸性能的影響

圖2示出冷態(tài)參比與溫度監(jiān)督樣品屈服強度RP0.2測試結果對比。從圖2可看出：對于母材，參比樣品與溫度監(jiān)督樣品的屈服強度沒有明顯差異［3］，因此認為高溫運行至第1次溫度監(jiān)督組件提取時，熱老化未對RPV母材的拉伸性能造成影響；對于焊縫，在－196℃和室溫下測試的兩種樣品屈服強度相差較小，而－100℃和350℃下測試的結果相差較大，但這一結果難以斷定是熱老化對材料的性能產生影響，結合母材數(shù)據(jù)的熱老化情況，認為焊縫樣品本身的組織結構不均性以及樣品取樣位置的差異是造成數(shù)據(jù)分散的主要原因。因此認為從本次溫度監(jiān)督拉伸性能測試結果中難以看出熱老化效應的特征。

圖2 冷態(tài)參比與溫度監(jiān)督樣品的屈服強度對比Fig.2 Comparison of yield stress between reference specimen and temperature specimen

2.2 熱老化對沖擊性能的影響

沖擊性能測試結果列于表3。表3中，TK為轉變溫度，ΔUSE為上平臺能量的變化。

表3 沖擊性能測試結果Table 3 Impact test results

對比兩者的測試結果表明：經過堆內高溫環(huán)境考驗后，焊縫材料均表現(xiàn)出一定程度的脆化特征，ΔTK為17℃；母材、熱影響區(qū)脆化不明顯，ΔTK僅分別為4℃和7℃，且增量在標準偏差之內。上平臺能量的變化ΔUSE均在標準偏差之內。

2.3 熱老化對斷裂性能的影響

對比參比試樣與溫度監(jiān)督試樣試驗結果表明，母材冷態(tài)試樣參考溫度T0為－118℃，母材第1次溫度監(jiān)督試樣參考溫度為－120℃；焊縫金屬冷態(tài)參比試樣的參考溫度為－41℃，焊縫金屬第1次溫度監(jiān)督試樣的參考溫度為－28℃。由測試結果可看出，經過高溫環(huán)境考驗后，母材試樣熱老化脆化效應不明顯，焊縫試樣存在一定量的脆化效應，參考溫度上升13℃。

3 RPV熱老化分析與評估

3.1 RPV熱老化脆化模型與機理

對于RPV熱老化脆化的評估一般是比較困難的，尤其是針對輻照條件下的材料，很難從韌脆轉變溫度增量中區(qū)分出輻照脆化和熱老化脆化部分，因此田灣核電站設置了專門用于監(jiān)督RPV熱老化脆化的溫度監(jiān)督組件。通過對溫度監(jiān)督組件中的樣品進行測試分析，獲得熱老化脆化的相關數(shù)據(jù)，以此來評估田灣核電站RPV的熱老化脆化狀態(tài)。

大量試驗數(shù)據(jù)［4－6］表明，熱老化脆化轉變溫度增量ΔTT（t）與時間t呈非線性的關系。文獻［7］中給出在300℃下ΔTT（t）與t存在下面的關系（康采恩模型）：

其中：ΔTinft是t→∞時的臨界溫度變化；bT、tOT、tT均是與熱老化溫度相關的材料系數(shù)，具體數(shù)值列于表4。

表4 bT、tOT、tT的取值［7］Table 4 Values of bT，tOTand tT

另外，在田灣核電站RPV的設計中，針對高溫熱老化造成的溫度增量作如下假設：

1）對于輻照區(qū)域外的母材金屬，在前7 000h，ΔTT從0增加到30℃，在之后的運行期間，直到50 000h，保持ΔTT＝5℃；

2）輻照區(qū)域內的母材及焊縫金屬ΔTT＝0℃。

圖3示出田灣核電站RPV母材熱老化設計曲線與康采恩模型曲線的比較。從圖3可看出，兩者的變化趨勢一致。田灣核電站設計曲線是在康采恩模型基礎上做了簡化處理后的工程應用。

圖3 母材熱老化分析設計曲線與康采恩模型的比較Fig.3 Comparison of thermal aging design curve and Konzern model

研究表明［5－6，8］：對于母材和低Ni含量焊縫（w（Ni）＜1.3%），熱老化脆化主要是由于碳化物的形成所引發(fā)。材料的熱老化脆化是由碳化物的析出與聚合長大導致的硬化引發(fā)脆化。碳化物的析出使ΔTT（t）增加；而析出碳化物的凝聚長大使ΔTT（t）減小。當老化時間t→∞時，ΔTT（t）的值約為0；對于高Ni含量焊縫，當老化時間t→∞時，ΔTT（t）的值略低于其最大值。這說明高含量Ni的存在會促進熱老化脆化的發(fā)生，且Ni的偏析機制優(yōu)于碳化物的析出和聚合長大［7］。

在RPV長期約300℃的運行過程中，鋼中部分固溶的碳持續(xù)析出形成碳化物，形成的納米尺度的碳化物會阻礙位錯運動，增加Orowan應力τorov［9］；而同時當碳化物達到一定濃度后開始聚合長大，這樣又會降低碳化物的密度，從而使阻礙位錯運動的摩擦力降低，使τorov減小。圖3中ΔTT（t）的峰值就對應著τorov的最大值。隨著運行時間的增加，微小尺度的析出碳化物會逐漸長大，τorov減小到初始狀態(tài)，這樣ΔTT（t）的值就趨近于0。

3.2 RPV熱老化脆化評估

依據(jù)文獻［7，9］，認為Hollomon參數(shù)P為恒量，因此可通過下式對不同老化溫度的數(shù)據(jù)進行歸一化處理。

其中：H為熱老化過程激活能的材料常數(shù)，一般取值為4；T為熱老化溫度，℃；t為熱老化時間，h。

因此，不同溫度和時間的數(shù)據(jù)可通過下式進行數(shù)據(jù)轉換，即：

田灣核電站1＃機組RPV第1根溫度監(jiān)督組件運行溫度的歷史情況列于表5。依據(jù)式（2）將第1根溫度組件樣品的熱老化溫度歸一化到T＝300℃時，熱老化時間約為58 547h。

表5 田灣核電站1＃機組RPV第1根溫度監(jiān)督組件運行溫度歷史統(tǒng)計表Table 5 Running temperature of the first temperature surveillance component from Tianwan unit 1RPV

將田灣核電站1＃機組RPV第1次溫度監(jiān)督熱老化時間數(shù)據(jù)代入式（1），可計算出模型預測的ΔTT（t），與田灣核電站實際監(jiān)督數(shù)據(jù)的對比列于表6。

表6 田灣核電站實際監(jiān)督數(shù)據(jù)與康采恩模型預測計算結果對比Table 6 Comparison between calculation data by Konzern model and measured value from Tianwan

由田灣核電站第1次溫度監(jiān)督試驗獲得的韌脆轉變溫度增量（母材：ΔTK＝4℃、ΔT0＝－2℃；焊縫：ΔTK＝17℃、ΔT0＝13℃；熱影響區(qū)：ΔTK＝7℃）可看出，對于母材，熱老化脆化效應并不十分明顯，焊縫存在一定的脆化。結合監(jiān)督測試結果，從表6可看出，田灣核電站1＃機組RPV焊縫的熱老化脆化基本與康采恩模型預測值一致，母材脆化情況低于預測結果。因此，認為田灣核電站1＃機組RPV熱老化脆化情況基本正常。進一步評估了田灣核電站1＃機組RPV的熱老化狀態(tài)，將田灣核電站母材熱老化數(shù)據(jù)與康采恩模型及俄羅斯數(shù)據(jù)進行比較，結果示于圖4。從圖4可看出，田灣核電站RPV母材熱老化數(shù)據(jù)與康采恩模型預測趨勢符合較好，無異常變化。

圖4 母材熱老化數(shù)據(jù)與康采恩模型及俄羅斯數(shù)據(jù)比較Fig.4 Comparison of thermal aging data，Konzern model and Russian data

4 結論

1）溫度監(jiān)督樣品經過堆內高溫環(huán)境考驗后，拉伸性能指標變化規(guī)律不明顯，難以看出熱老化效應特征；沖擊測試表明焊縫材料表現(xiàn)出一定程度的脆化特征，參考溫度增量ΔTK為17℃，母材、熱影響區(qū)脆化不明顯，ΔTK僅分別為4℃和7℃，且增量在標準偏差范圍之內；斷裂韌性測試表明焊縫樣品存在一定量的脆化效應，參考溫度T0上升13℃，母材樣品熱老化脆化效應不明顯。

2）田灣核電站1＃機組RPV焊縫的熱老化脆化與康采恩模型的結果和俄羅斯數(shù)據(jù)基本一致，母材和熱影響區(qū)則低于預測結果?？梢哉J為田灣核電站1＃機組RPV熱老化脆化情況在合理范圍內。

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Thermal Aging Assessment of RPV in VVER-1000 Reactor

TONG Zhen-feng1，CUI Zhen-bei2，ZHAO Ji-song3，ZHANG Chang－yi1，YANG Xing-wang3，WANG Ke-jiang1，LIU Wei-ping3，YANG Wen1
（1.China Institute of Atomic Energy，P.O.Box275-51，Beijing102413，China；2.China National Nuclear Corporation，Beijing100822，China；3.Jiangsu Nuclear Power Corporation，Lianyungang222000，China）

VVER-1000reactor pressure vessel temperature surveillance is introduced systematically.The mechanical behaviors and thermal aging embrittlement mechanism of Tianwan unit 1RPV after 3years operation were analyzed and evaluated according to the results of temperature surveillance.The time scheme of next temperature surveillance was determined.The results show that after high temperature testing in reactor，the sample weld for the temperature surveillance exhibits a certain degree of embrittlement，but the embrittlement in the base metal and heat-affected zone is not obvious.Comparing with Konzern model predicted value and the data from Russia，it is considered that thermal aging embrittlement of RPV from Tianwan unit 1is within a reasonable range.

VVER-1000；RPV；thermal aging embrittlement；temperature surveillance

TL341

：A

：1000-6931（2015）05-0903-06

10.7538／yzk.2015.49.05.0903

2014-01-21；

2014-12-09

國家重點基礎研究發(fā)展計劃資助項目（2011CB610503）；國家大型先進壓水堆重大專項資助項目（2011ZX06004-002）

佟振峰（1977—），男，遼寧鞍山人，副研究員，博士，核燃料循環(huán)與材料專業(yè)