王鑫 劉薔 劉金平 李志國

摘 要：重水反應(yīng)堆運(yùn)行期間，壓力管受到中子輻照，同時(shí)從冷卻劑中吸氫，從而使Zr-2.5Nb材料產(chǎn)生脆化，并具有氫致延遲開裂的趨勢。為確保壓力管的運(yùn)行安全，需對Zr-2.5Nb材料輻照后的力學(xué)性能及吸氫后的氫致延遲開裂性能進(jìn)行深入研究，這就需要以服役一定時(shí)間或退役的壓力管為母材，制備出特定形態(tài)的力學(xué)試驗(yàn)樣品以開展相應(yīng)試驗(yàn)。為此，設(shè)計(jì)了適用于放射性條件下遠(yuǎn)距離操作的樣品加工流程并完善了相關(guān)技術(shù)，依據(jù)該流程在模擬放射性條件下制備出了滿足標(biāo)準(zhǔn)要求的試驗(yàn)樣品。

關(guān)鍵詞：壓力管 力學(xué)性能 樣品制備

中圖分類號：TU99 文獻(xiàn)標(biāo)識碼：A 文章編號：1672-3791（2018）06（b）-0081-03

Abstract： Pressure tube is the key component of heavy water reactor， and it has the risk of embrittlement under the neutron irradiation and hydrogen absorption， that makes mechanical property surveillance of pressure tube very important for nuclear safety. This surveillance needs several kinds of sample made from pressure tube， the sample preparation technology research was conducted on mockup pressure tube， and the sample made by this technology was qualified for surveillance testing.

Keg Words： Pressure tube； Mechanical propertg； Specimen preparation

CANDU型重水反應(yīng)堆為壓力管式結(jié)構(gòu)，壓力管構(gòu)成了反應(yīng)堆一回路的邊界，其完整性對于反應(yīng)堆安全具有至關(guān)重要的意義。壓力管材料為Zr-2.5Nb，該材料在中子輻照條件下會產(chǎn)生硬化及脆化，同時(shí)由于Zr具有吸氫的特性，壓力管在從冷卻劑中吸氫后具有氫致延遲開裂（DHC）的趨勢[1]。壓力管的輻照監(jiān)督機(jī)制就是確保壓力管力學(xué)性能滿足運(yùn)行安全需求的重要手段。

1 研究目的

壓力管輻照監(jiān)督檢驗(yàn)需要利用已服役一定時(shí)間的壓力管制備以下幾種類型的試驗(yàn)樣品用于力學(xué)性能測試和氫致延遲開裂行為研究[2-3]：（1）CCT樣品，用于測量Zr-2.5Nb材料的斷裂韌性，同時(shí)用于進(jìn)行氫致延遲開裂性能試驗(yàn)。該樣品從壓力管軸向取樣，樣品尺寸見圖1。（2）軸向拉伸樣品，用于測量壓力管的軸向拉伸性能，沿壓力管軸向取樣，樣品尺寸見圖2。本項(xiàng)研究的主要目的，就是在模擬放射性條件下開發(fā)出壓力管力學(xué)性能樣品的制備技術(shù)。

2 研究方案

輻照后的壓力管表面劑量率約為5mSv/h，不能由人員近距離直接操作，應(yīng)在對操作人員進(jìn)行有效屏蔽的條件下，使用機(jī)械手進(jìn)行遠(yuǎn)距離操作。由于遠(yuǎn)距離操作的局限性，因此樣品的加工方案應(yīng)盡可能減少機(jī)械手操作步驟，同時(shí)盡可能降低機(jī)械手操作精度要求。

考慮到壓力管監(jiān)督檢驗(yàn)的實(shí)際情況，采用每段約150～300mm長的模擬壓力管進(jìn)行試樣的加工技術(shù)研究。待加工的三類樣品形狀復(fù)雜，同時(shí)對形位公差和加工面粗糙度均有較高要求，結(jié)合對國外同類試驗(yàn)的調(diào)研，本項(xiàng)研究的實(shí)施方案即以單獨(dú)或聯(lián)合使用電火花及線切割手段來展開。

方案1：使用電火花加工設(shè)備一次加工成型。該方案的優(yōu)點(diǎn)是僅需一臺設(shè)備即可實(shí)現(xiàn)，同時(shí)操作簡便，僅需將短管固定在機(jī)床上，其余的加工操作均可由機(jī)床的遙控功能實(shí)現(xiàn)；缺點(diǎn)是對電極的調(diào)平要求極高，而且加工效率較低。

方案2：利用電火花加工設(shè)備分步加工成型。該方案主要針對方案1中電極調(diào)平難度大的缺點(diǎn)進(jìn)行了改進(jìn)，優(yōu)點(diǎn)是僅需一臺設(shè)備，常規(guī)條件下可以可靠實(shí)現(xiàn)所有類型樣品的加工；缺點(diǎn)是加工步驟繁瑣，需頻繁更換加工電極，機(jī)械手操作量大且操作精度要求高，進(jìn)一步降低了加工效率。

方案3：配合使用電火花及線切割設(shè)備進(jìn)行樣品加工。該方案的優(yōu)點(diǎn)是加工效率高，樣品的加工精度及表面粗糙度最好，機(jī)械手的操作精度要求較低；缺點(diǎn)是需要兩臺設(shè)備配合使用，其中線切割設(shè)備較為昂貴。

3 試驗(yàn)設(shè)備

本項(xiàng)試驗(yàn)涉及的設(shè)備主要參數(shù)如下：

（1）數(shù)控精密電火花成型機(jī)床，X、Y、Z行程：320mm×250mm×250mm，最大工件尺寸：790mm×480mm×235mm，最大工件重量：400kg，最大電極重量：60kg。

（2）數(shù)控慢走絲線切割機(jī)床，X、Y、Z行程：300mm×300mm×180mm，最大工件尺寸：560mm×480mm×165mm，最大工件重量：200kg，最佳表面粗糙度：0.3μm。

（3）主從式機(jī)械手，垂直提升力：7kg。

4 試驗(yàn)過程與結(jié)果

4.1 常規(guī)模擬試驗(yàn)

在常規(guī)試驗(yàn)條件下對方案1～3進(jìn)行了模擬，利用不銹鋼板或尺寸相近的不銹鋼管材替代Zr-2.5Nb管材進(jìn)行了模擬樣品的加工，并根據(jù)試驗(yàn)結(jié)果進(jìn)行了最終加工方案的確定。

方案1：利用電火花設(shè)備在不銹鋼板材上嘗試取樣。在對樣品和電極進(jìn)行裝卡和調(diào)平后進(jìn)行放電加工。但由于電極調(diào)平時(shí)存在微小偏差，因此樣品的一側(cè)先完成了切割，而另一側(cè)仍然與母材連接在一起，樣品在電極往復(fù)運(yùn)動的帶動下出現(xiàn)了偏移，并造成最終加工出來的樣品出現(xiàn)了嚴(yán)重的變形。對電極進(jìn)行反復(fù)調(diào)平和多次試驗(yàn)后仍然未能加工出合格樣品，如圖3所示。

方案2：理論上可以避免方案1中的電極調(diào)平問題，重復(fù)裝卡過程對機(jī)械手的操作精度提出了過高的要求。使用機(jī)械手模擬此項(xiàng)操作，證明機(jī)械手操作無法實(shí)現(xiàn)此項(xiàng)加工所需的水平位置精度，因此方案2理論上可在常規(guī)環(huán)境中實(shí)現(xiàn)樣品加工，但不適于放射性條件下的遠(yuǎn)距離操作。

方案3：利用慢走絲線切割設(shè)備切割出樣品的輪廓，然后利用電火花設(shè)備加工出樣品的銷孔。利用該方法加工的樣品如圖4、圖5所示。

4.2 模擬放射性試驗(yàn)

試驗(yàn)證明，方案3為唯一可行的方案。在常規(guī)模擬試驗(yàn)的基礎(chǔ)上，壓力管力學(xué)性能試樣進(jìn)行了模擬放射性條件下的全流程演示，并驗(yàn)證了該流程的可行性。首先利用數(shù)控解體銑床將模擬壓力管切割為約150mm長的短管，然后利用慢走絲切割機(jī)床將短管沿周向6等分為圓弧板，再進(jìn)行各類樣品的外輪廓切割，最后利用電火花成型機(jī)進(jìn)行銷孔的加工。試驗(yàn)全程均采用機(jī)械手操作，如圖6所示。加工的半成品及成品如圖7～圖9所示。

5 結(jié)語

通過對壓力管力學(xué)性能試驗(yàn)樣品制備技術(shù)的研究，確定了以電火花設(shè)備配合線切割設(shè)備、以機(jī)械手遠(yuǎn)距離操作的方式進(jìn)行樣品加工為最優(yōu)化的加工方案。設(shè)計(jì)了完備的加工流程并開發(fā)出了全套的輔助設(shè)備。利用該項(xiàng)技術(shù)制備的力學(xué)性能及氫致延遲開裂性能試驗(yàn)樣品的形位公差及表面粗糙度滿足標(biāo)準(zhǔn)要求。

參考文獻(xiàn)

[1] CAN/CSA-N 285.4-05，Periodic Inspection of CANDU Nuclear Power Plant Components[S].Canadian standards association，2005.

[2] IAEA-TEDOC-1499，Intercomparison of techniques for inspection and diagnostics of heavy water reactor pressure tubes： Flaw detection and characterization[R]. Vienna：IAEA，2006.

[3] IAEA-TECDOC-1037，Assessment and management of ageing of major nuclear power plant components important to safety： CANDU pressure tubes[R].Vienna： IAEA，1998.