基于在線監測的核電廠主管道評定技術及軟件開發

基金項目：國家重點研發計劃（批準號：2020YFB1901500）資助的課題;國家自然科學基金（批準號：12075274）資助的課題。

作者簡介：安英輝（1979-），工程師，從事核電廠老化管理技術的研究。

通訊作者：陳明亞（1985-），正高級工程師，從事反應堆結構力學分析的研究，chenmingya200852@163.com。

引用本文：安英輝，王春輝，陳明亞，等.基于在線監測的核電廠主管道評定技術及軟件開發[J].化工機械，2024，51（2）：288-294.

DOI：10.20031/j.cnki.0254?6094.202402018

摘 要" 研究了基于運行參數在線監測的主管道斷裂評定方法，建立了由熱電勢測試材料沖擊功、裂紋撕裂斷裂韌度預測和在線含缺陷管道斷裂評定的成套技術方案，開發了專用的主管道斷裂評定軟件，并驗證了某工況下使用該軟件的計算結果與原設計要求偏差小于3%。

關鍵詞 主管道 斷裂韌度 在線監測 斷裂評定 軟件開發

中圖分類號 TQ055.8+1" "文獻標志碼 A" "文章編號 0254?6094（2024）02?0288?07

壓水堆核電廠反應堆一回路主管道（以下簡稱主管道）屬于安全相關且難以更換或更換成本高的部件，常采用離心鑄造奧氏體不銹鋼材料[1]。法國核電標準《Criteria Prevention of Damages in Mechanical Components》[2]要求主管道的鐵素體含量在12%～20%之間，這是因為長期在高溫環境下服役時，由于鐵素體的調幅分解，會導致材料發生熱老化脆化，從而增加主管道發生脆性斷裂的風險[3]。

主管道的實際運行工況往往比設計參數更加復雜，如管道接頭的冷熱流混合工況[4]、管道內流體的低流速工況會產生冷熱流體的溫度分層[5]以及機組啟停過程中常發生冷流體注入[6]等情況。這些熱循環載荷會引起主管道產生疲勞裂紋。目前，對于主管道不銹鋼部件，由于難以進行破壞性取樣，各國研究機構均開展了老化狀態檢測相關研究工作。法國電力公司開發了熱電勢檢測裝置進行現場無損熱老化狀態檢測[7]，美國太平洋西北國家實驗室等研究機構開展了相控陣超聲檢測厚壁金屬管道的服役缺陷研究[8]。然而，傳統的采用設計瞬態進行的裂紋萌生、擴展和斷裂分析已無法滿足工程實際需求[9]。STR[O][¨]MBRO J研究認為，管道內表面熱瞬態波動會明顯降低其疲勞使用壽命，瞬態溫度波動引起的裂紋在深度達到一定尺寸后擴展速率會明顯降低[10];PAFFUMI E研究認為，

Paris公式主要針對深度尺寸大于1 mm的裂紋（具體與載荷類型和材料微觀特性相關）[11];KAMAYA M基于斷裂力學原理研究了熱沖擊過程中裂紋擴展特性[12]。

瞬態熱應力主要集中在管道內表面區域，隨著裂紋沿著管道壁厚方向擴展達到某一尺寸后才停止（或以很低的速率擴展）。因此，開發運行參數在線監測的評定軟件對提高評定的精度具有重要意義。目前，公開文獻中尚缺乏一套綜合考慮主管道材料實際老化狀態和運行實時瞬態參數的在線斷裂評價方法。為此筆者基于某核電廠的實際運行情況，建立熱電勢材料沖擊功檢測與預測、裂紋撕裂斷裂韌度轉化和基于運行參數在線監測的斷裂評價方法，以保障核電廠主管道的長周期安全運行。

1 技術原理方法與評定準則

1.1 在線監測的斷裂評定流程

目前，我國在運壓水堆核電廠主管道主要參照RSE?M規范或ASME規范第Ⅺ卷中相關要求進行在役評定[13，14]。如圖1所示，含缺陷承壓管道評定主要與載荷信息、材料性能信息、缺陷信息相關[15，16]。

RSE?M規范和ASME規范中主管道的評定要求和流程基本一致，其評定輸入信息主要包含：

a. 載荷數據。通過在線儀表實時監測瞬態溫度、壓力、流量等參數，并通過傳遞函數矩陣計算主管道的應力數據。

b. 材料性能數據。通過在線測試獲得評定時刻材料的斷裂韌度等數據，并基于預測模型分析服役壽命末的材料性能。

c. 裂紋信息。采用在役檢測中發現的裂紋信息或規范假想的裂紋信息。

筆者建立的主管道在線評定技術流程如圖2所示[16]。首先通過核電廠的監測儀表記錄壓力、溫度及流量等運行參數信息;然后，基于快捷的計算方法分析管道應力隨時間變化關系，并基于總應力隨時間變化關系計算斷裂參量隨時間的變化情況;最后，考慮材料的斷裂韌度和彈塑性斷裂參量數值，結合規范中評定準則進行主管道的斷裂評定。

1.2 基于熱電勢的沖擊功在線檢測

如圖3所示，熱電勢檢測是一種基于Seebeck效應的材料無損評估方法。在被測樣上通過一個加熱點創建溫度梯度，形成高溫點（熱端）和低溫點（冷端），分別通過熱電偶測量它們的溫度T和T，形成的溫差記為ΔT，同時通過精度較高的電壓表測量兩個接觸點之間的電勢差ΔV，通過計算ΔV/ΔT的值，即可獲得材料的Seebeck系數（記為S），也稱材料的熱電勢。由于Seebeck系數對材料的微觀結構變化比較敏感，目前已經應用于材料的熱老化、輻照脆化等方面的無損評估[17]。

由于沖擊試樣的尺寸較小，工程應用中多采用沖擊試樣測試表征材料的斷裂韌度變化趨勢[18]。筆者對某核電廠主管道母材進行加速熱老化試驗研究，結果如圖4所示，可以看出，其沖擊功隨熱老化時間的延長而逐漸降低，并在大于一定的熱老化時間后，沖擊功逐步趨于穩定值（即熱老化損傷逐漸趨于“飽和”）。

熱老化試樣的熱電勢隨時間變化關系如圖5所示，可以看出，其與沖擊功變化趨勢一致，但在加速熱老化時長超過1 000 h后，熱電勢數值略顯波動，主管道不同位置試樣之間的熱電勢數值有一定的差異。

結合圖4、5可知，熱電勢與沖擊功C之間可以建立相對應的關聯模型，形式如下：

C=C+C×exp[λ（S-S）]" （1）

其中，C和C均是沖擊功常數參量，由實驗數據與制造完工報告決定;λ是經驗系數;S是主管道材料測量的最大熱電勢。通過測量樣品的熱電勢，代入模型，即可計算獲得被測樣的沖擊功。

1.3 用于評定的斷裂韌度轉化方法

依據主管道在役評定規范，需要采用材料斷裂韌度J曲線進行安全評定。對于一種特定的鑄造不銹鋼材料，斷裂韌度J曲線可以根據室溫沖擊功C估算[18]。文中參考ASTM規范中的冪指函數關系定義用于評定J，即：

J=C（Δa）" " " （2）

其中，Δa為裂紋擴展量，C和n為系數。

室溫下，對于服役過的Z3CN20.09M，其斷裂韌度J曲線表達式如下：

靜態鑄造 J=49×C0.52（Δa）n" （3）

n=0.15+0.16lg C" （4）

離心鑄造 J=57×C0.52（Δa）n" " " （5）

" " " n=0.20+0.12lg C" " " "（6）

290 ℃時，對于服役后的Z3CN20.09M，其斷裂韌度J曲線表達式如下：

靜態鑄造 J=102×C0.28（Δa）n" "（7）

" " " n=0.17+0.12lg C" "（8）

離心鑄造 J=134×C0.28（Δa）n （9）

" " "n=0.21+0.09lg C" " （10）

其他溫度下的斷裂韌度J曲線可以通過室溫和290 ℃時的預測值進行線性插值估算。

1.4 主管道斷裂評定準則

筆者基于RSE?M規范開發實時監測運行參數下的評定軟件，考慮材料性能、工況參數、裂紋信息，采用規范中的評定準則進行安全評定。在不同工況條件下，采用的奧氏體鋼管道斷裂評定準則見表1。

2 評定軟件開發

開發實時監測運行參數下的評定專業軟件涉及龐大的系統性工作，為此筆者在通用大型商用有限元軟件平臺中進行二次開發，從而獲得一款主管道在線評定軟件模塊。

2.1 軟件開發基本框架

筆者采用熱應力計算的順序耦合方法，提出圖6所示的模塊開發基本編程框架。

軟件主要模塊說明如下：

a. 材料信息輸入模塊。采用熱電勢測試材料的沖擊功，并預測材料的斷裂韌度J曲線方程。

b. 瞬態/應力信息輸入。基于在線監測儀表記錄實際瞬態運行參數，并基于文獻[15，16]中的傳遞矩陣方法計算管道應力數據。

c. 缺陷信息輸入。基于在役檢查或規范假設要求，輸入參考缺陷信息。

d. 在線斷裂評定（軟件自動實現）。基于管道應力隨時間的變化關系，采用規范中的影響函數法自動計算斷裂參量，并基于評定準則進行安全評價。

2.2 軟件主要界面

壓水堆核電廠典型的一回路管道熱管靠近蒸汽發生器進口管嘴一側彎頭的內徑787.4 mm，最小壁厚67 mm[19]。

在通用有限元軟件ANSYS中進行的二次開發界面如圖7所示，通過新增按鈕組件實現圖6中各步驟信息的輸入（其中，材料斷裂韌度輸入界面如圖8所示）和自動評定功能。

3 應用實例與結果分析

以核電廠某運行工況下的瞬態為輸入參考信息（圖9）。由圖9可以看出，此波動過程中運行溫度從305.3 ℃降低至250.0 ℃，然后再升溫到正常狀態;系統壓力從16.1 MPa波動至15.5 MPa，然后返回正常值。

斷裂韌度136.0 MPa·下，開發軟件輸出的瞬態過程中的應力強度因子SIF結果列于表2。經過對比分析，此瞬態下一回路管道結構是安全的。參數化專用軟件模塊的分析結果與一回路管道原設計報告中該瞬態的SIF最大時刻分析結果偏差小于3%，可認為本軟件能獲取與原設計報告一致的分析結果，能夠滿足實時監測運行參數下的評定技術要求。

4 結束語

筆者研究了基于運行參數在線監測的主管道斷裂評定方法，建立了熱電勢材料沖擊功檢測與預測、裂紋撕裂斷裂韌度轉化和在線斷裂評定的系統化方法，開發了專用的主管道斷裂評定軟件，并驗證了軟件應用分析的精度。筆者研究的方法是通用的，可應用于類似的承壓容器、管道、閥門等部件，為核電廠安全運行提供有力的技術支持。

參 考 文 獻

[1] CHEN M Y，YU W W，XUE F，et al.Three?dimensional finite element analyses of repair process and safety margin assessment[J].International Journal of Pressure Vessels and Piping，2019（172）：283-294.

[2] RCC?M.Criteria Prevention of Damages in Mechanical Components：SectionⅠNuclear Island Components[S].Paris：AFCEN，2017.

[3] CHEN M Y，LIN L，DU D H，et al.Safety assessment of the small welded pipe system by the test and FEA[J].International Journal of Pressure Vessels and Piping，2021，172：283-294.

[4] Electric Power Research Institute.Thermal cycling scr? eening and evaluation model for normally stagnant non?isolable reactor（MRP?132）[R].Palo Alto：Electric Power Research Institute，2004.

[5] 張力，賴建永，黃偉，等.壓水堆核電廠穩壓器波動管熱分層現象數值分析[J].核動力工程，2009，30（4）：91-95.

[6] Electric Power Research Institute.TR?103581 Thermal Stratification，Cycling，and Striping（TASCS）[R].Palo Alto：Electric Power Research Institute，1994.

[7] AGUIAR D D，PADILHA A F，PLAUT R L，et al.Comparative study on the forming and reversion of strain?induced martensite in two duplex stainless steels：Developing a model for VSM analysis of powders or fine chips[J].Journal of Magnetism and Magnetic Materials，2019，485：8-15.

[8] CRAWFORD S L，CINSON A D，MORAN T L，et al.Improvements in 500 kHz Ultrasonic Phased?Array Probe Designs for Evaluation of Thick Section Cast Austenitic Stainless Steel Piping Welds[R].Office of Scientific amp; Technical Information，2011：1-25.

[9] Electric Power Research Institute.Environmentally assisted fatigue screening?process and technical basis for identifying EAF limiting locations[R].Palo Alto：Electric Power Research Institute，2012.

[10] STR[O][¨]MBRO J.Evaluation of the technical basis for new proposals of fatigue design of nuclear components[R].Sweden：Swedish Radiation Safety Authority，2011.

[11] PAFFUMI E.Experimental and numerical assessment of thermal fatigue in 316 austenitic steel pipes[J].Engineering Failure Analysis，2015，47：312-327.

[12] KAMAYA M.Assessment of thermal fatigue damage caused by local fluid temperature fluctuation（Part Ⅱ：Crack growth under thermal stress）[J].Nuclear Engineering and Design，2014，268：139-150.

[13] 陳明亞，孫興悅，劉晗，等.壓水堆核電廠穩壓器波動管熱分層分析關鍵技術探討[J].壓力容器，2023，40（9）：55-61.

[14] 陳明亞，曹昱澎，賀寅彪，等.厚壁反應堆壓力容器中裂紋啟裂、止裂與撕裂評定研究進展[J].壓力容器，2023，40（12）：50-58.

[15] CHEN M Y，YU W W，WANG C H，et al.Study on Stress?Based Fatigue Monitoring Methodology for Class 1 Nuclear Pipe Based on the RCC?M Code[J].Nuclear Engineering and Design，2022，400：1-9.

[16] CHEN M Y，GAO H B，LIN L，et al.Research on the on?line fracture assessment of cracked primary loop pipes in NPPs[J].Annals of Nuclear Energy，2023，180：1-13.

[17] KAWAGUCHI Y，YAMANAKA S.Mechanism of the change in TEP of cast duplex stainless steel due to thermal aging[J].Journal of Alloys amp; Compounds，2002，336（1?2）：301-314.

[18] 陳明亞.壓水堆核電站一回路管道結構完整性評定研究[D].濟南：山東大學，2022.

[19] 廣東核電培訓中心.900MW壓水堆核電站系統與設備[M].北京：原子能出版社，2005：5-63.

（收稿日期：2023-03-08，修回日期：2024-03-12）

Assessment Technology and Software Development for Nuclear Power Plant’s Main Pipelines Based on Online Monitoring

AN Ying?hui1， WANG Chun?hui1， CHEN Ming?ya2， SHI Fang?jie2， LI Qian?wu2，

GAO Hong?bo2， YU Wei?wei2， PENG Qun?jia2， CHEN Zhi?lin2

（1. Daya Bay Nuclear Power Operation Management Co.， Ltd.;

2. Suzhou Nuclear Power Research Institute）

Abstract" "The method for main pipeline’s fracture evaluation based on online monitoring of operating parameters was investigated and technical schemes were proposed for testing materials’ impact work though the thermoelectric potential， predicting crack tearing and fracture toughness， as well as online evaluating the fracture of pipelines with defects; in addition， a main pipe’s special fracture evaluation software was developed and the deviation between calculated results of the developed software and the original design requirements was verified to be less than 3% in a certain working condition.

Key words" " main pipeline， fracture toughness， online monitoring， fracture assessment， software development