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科普 | 核电设备安全端异种钢焊接结构的残余应力分析
发布时间：
2022-12-07 00:00
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核电设备安全端异种钢焊接结构的
残余应力分析
在核电站中，核反应堆与反应堆冷却剂系统是核电站的重要关键系统。它集中了绝大部分核安全一级的、对安全运行至关重要的主要设备，如反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵、主管道等。而焊接是将这些设备与系统连接起来的主要方式。然而焊接过程涉及到金属材料的局部熔融、凝固和不均匀冷却，由此会在焊接接头及其附近材料的内部引起不均匀塑性变形，从而产生极高的残余应力(焊接残余应力) 和变形(焊接变形、焊接收缩、焊接翘曲)。而核岛主设备安全端异种钢焊接接头是通过不同种材料焊接而成，其中核岛主设备的接管一般由专用的Mn－Ni－Mo低合金钢制成，而与之相连的管道大多为奥氏体不锈钢（如图1所示），由于安全端异种钢焊接接头各材料区热力学性能不同，导致焊接后形成的残余应力更加复杂。
▲图1 核电站稳压器安全端异种钢焊接结构示意图
焊接残余应力和焊接变形不但可能引起热裂纹、冷裂纹、脆性断裂等工艺缺陷，使焊缝特别是定位焊缝部分或完全断裂，而且在一定条件下将严重影响焊件的强度、刚度、受压时的稳定性、加工精度和尺寸稳定性等等。压水堆核电站运行历史表明，广泛分布于压水堆一回路的核反应堆容器、稳压器及蒸汽发生器等重要压力容器上的安全端异种金属焊接接头是一回路发生失效的薄弱环节。
东莞材料基因高等理工研究院（CEAM）利用中子衍射、轮廓法等先进技术测量了两个不同尺寸规格的异种钢焊接模拟件，同时利用有限元数值仿真技术开展焊接管的残余应力仿真模拟，并利用测量结果对仿真模型进行检验修正。获得了一致性较好的残余应力测量结果并有效地校验了模型。本研究获取的核电设备安全端残余应力数据，为核电安全设计评估提供了重要的数据支撑；此外，这些数据还用于后续的核电站设备的结构完整性评估研究中，在确保安全性的前提下减少停堆维修的频次，也可以为核电站延寿提供支持。
样品制备
样件的制备流程，主要包括SA508-3试环机加工、预热、SA508-3试环内壁堆焊不锈钢、SA508-3试环内壁端部手工堆焊镍基合金前三层、去氢热处理、SA508-3试环内壁端部凸台堆焊、SA508-3试环隔离层前三层堆焊、去氢热处理、SA508-3试环隔离层后续层堆焊、SA508-3试环隔离层凸台堆焊、SA508-3试环热处理、SA508-3试环内外壁及隔离层坡口加工、不锈钢试环内外壁及坡口加工、试环对接焊和焊后机加工工序。另外，在样件的制作过程还穿插PT（渗透检测）、UT（超声波检测）、RT（射线检测）等各种探伤检查和焊道搭边修磨及层间刷理打磨工序。
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焊件名称 |
管嘴母材 (SA508-3) |
安全端 （316L） |
R/t (管材内半径/壁厚) |
堆焊和焊接材料 |
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159样件 （安注箱出口接管安全端） |
外径349.2mm 内径323.8mm 壁厚12.7mm |
外径349.2mm 内径323.8mm 壁厚12.7mm |
323.8/(12.7×2)=12.7 |
ERNiCrFe-7/7A镍基合金焊丝 ENiCrFe-7镍基合金焊条 |
▲样品尺寸表
▲图2 样件对接焊过程(左)，焊接后样件(右)
中子衍射实验
中子衍射基于布拉格衍射原理，通过测量样品的平均晶面间距，获取材料微观晶格的形变信息。多晶材料内部发生弹性形变时，晶面间距就会相应发生改变，比如拉应力会引起法向沿加载方向的晶面间距增大。应变值通过比较计算应变状态下晶面间距值(d)与无应变样品晶面间距值(d0)后获得（如图3所示）。通过胡克定律计算即可获得样品测量位置处的应力值。中子衍射实验于英国散裂中子源卢瑟福实验室的ENGIN-X工程应力谱仪进行（如图4所示）[1]。中子衍射测量焊接接头附近残余应力结果（如图5所示），可以看到其中环向残余应力较大，而径向及轴向残余应力较小。在环向残余应力的分布中，低合金钢区域存在较大的压应力，而在右侧的焊缝区域则出现较大的拉应力区。
▲图3 中子衍射法测量残余应力原理示意图
▲图4 中子衍射实验（英国卢瑟福实验室，ENGIN-X工程应力谱仪）
▲图5 中子衍射测量获得的三维残余应力分布（左），有限元数值模拟三维残余应力分布（右）
轮廓法测量残余应力
轮廓法由美国劳斯阿拉莫斯国家实验室(Los Alamos National Laboratory)的研究工程师Prime于2000年在第六届国际残余应力会议上首先提出。经过二十余年的发展与完善，轮廓法已广泛用于各类材料的残余应力测试，是目前测试精度最高的有损检测技术之一[2]。轮廓法的空间分辨率主要取决于测试点阵的密度和有限元网格的划分。测试精度根据不同的试样略有不同，最好可达到±20MPa。轮廓法具有理论简单、试验过程简洁、测试精度高等优点，已广泛应用于航空、航天、核电等工业结构件的应力测试，如在航空航天领域，劳斯莱斯、空客、美国空军研究室等单位应用该技术优化铸造、加工以及热处理工艺，调控残余应力，提高抗损伤能力；在核电领域，残余应力在高温气冷堆不锈钢组件蠕变退化中作用显著，应用本技术对英国核电站焊接结构进行完整性评估中，成功实现核电站的延寿增效，并对英国核电站新型焊接技术的设计和应用提供了技术保证。
轮廓法测量步骤主要包括试件切割，表面轮廓测量，数据分析以及有限元数值模拟。首先对感兴趣的测量平面进行切割，引起测量平面上的残余应力释放并使得该平面发生形变。精确测量切割后平面的形貌，以该形貌数据为边界条件赋值到有限元数值建模分析（FEA），从而计算得到作用于切割面的原始残余应力分布（如图6所示），图7展示了利用电火花慢走丝线切割机对焊接管道进行轮廓法切割的过程，然后利用三坐标对切面轮廓进行精确扫描，提取切面轮廓数据，最后通过有限元建模计算得到焊接节头区域的环向残余应力分布。图8最后展示了本项目利用中子衍射，轮廓法及数值模拟获得的较为一致的核电安全端异种钢焊接结构的残余应力分布，为核电安全设计评估提供了重要的数据支撑；此外，这些数据还用于后续的核电站设备的结构完整性评估研究中，在确保安全性的前提下减少停堆维修的频次，也可以为核电站延寿提供支持。
▲图6 轮廓法残余应力测量原理
▲图7 轮廓法切割过程(左)，三坐标切面轮廓测量(中)，焊接接头残余应力分布(右)
▲图8 核电安全端异种钢焊接结构的残余应力结果分析对比
参考文献：
[1] J.R. Santisteban, M.R. Daymond, J.A. James, L. Edwards, ENGIN-X: a third-generation neutron strain scanner, J. Appl. Crystallogr. 39 (2006) 812–825.
[2] M.B. Prime, A.T. DeWald, The Contour Method, in: G.S. Schajer (Ed.), Pract. Residual Stress Meas. Methods, Wiley-Blackwell, 2013: pp. 109–138.
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