AP1000核电技术管道焊接中断裂韧度要求分析.docVIP

AP1000核电技术管道焊接中断裂韧度要求分析 　　摘要:本文对断裂韧度和冲击韧度的关系进行分析,并对AP1000核电建造设计规范和ASME规范里对材料断裂韧度的要求进行总结分析,为正确理解AP1000建造规范对材料选择、焊接工艺评定的断裂韧度要求具有重要指导意义。 　　关键词:断裂韧度 冲击吸收功 无塑性转变温度 　　1、引言 　　浙江三门AP1000核电技术是一种先进的“非能动型压水堆核电技术”, 为了防止容器、管道发生断裂的严重事故,确保焊接接头在使用寿命期间有足够的抗断裂韧性,使核电站的服役期间能够正常运转,焊接接头的断裂韧度要求成为在核电建设安装期间的一个重要控制项目。 　　管道安装焊接按照技术规格书采用的规范主要是ASME 第III、IX卷和ASME B31.1.在管道安装焊接技术规格书和ASME规范中,断裂韧度要求是材料选用标准和焊接工艺评定的重要试验项目。 　　2、断裂韧度(FRACTURE TOUGHNESS)定义 　　断??韧度在国标GB/T10623《金属力学性能试验术语中》的定义为量度裂纹扩展阻力的通用术语。 　　ak冲击韧性反映裂纹形成和扩展全过程所消耗的总能量,而断裂韧度K1C只是反映裂纹失稳扩展过程所消耗的能量。 　　对于不同材料,其冲击功Ak可能相等,但是它们的弹性变形功We、塑性变形功Wd、裂纹扩展功Wp,三者所占的比例相差可能很大,从而表现出它们之间的韧脆性不同。如果弹性变形功较小,塑性变形功增加,裂纹产生后发生缓慢地扩展,直至断裂也不存在失稳,充分显示出材料具有很好的韧性性质。所以塑性变形功Wd和裂纹扩展功Wp真正代表了被测冲击材料的韧脆性。冲击吸收功Ak分解测定的方法,随着冲击试验设备的进步将具有更广泛的应用。 　　当结构承载时,缺陷、裂纹尖端附近将产生应力集中,然而是否会导致断裂还将决定于材料的性质,即材料对缺陷的敏感程度。如果是韧性材料,裂纹扩展前在裂纹尖端会产生较大的塑性变形,使应力充分松驰,从而避免脆性断裂。相反,如果是对缺陷十分敏感的脆性材料,在裂纹扩展前,裂纹尖端不产生塑性区,就必然造成突然开裂的脆性断裂。 　　铁素体材料是核电站设备和管道的重要组成部分,材质主要有SA 106和SA335 P11等轧制产品和类似型号的铸件及锻件,大多数铁素体材料对缺陷的敏感性随着温度的下降会有所增加,所以一些在常温下有一定韧性的材料,在低温下会变脆,结构会从塑性破坏转为脆性破坏,这个转变温度称之谓“无塑性转变温度”也称“韧脆转变温度”,工程上常用此作为金属韧脆转变敏感性的判据,常用冲击韧性试验和落锤试验评定材料或焊接接头的韧性和韧脆转变温度,进一步评定材料或焊接接头是否有足够的韧性和设计温度,以保证部件在运行期间不会发生脆性断裂。 　　断裂韧度试验是建立在严格的断裂力学基础上,通过断裂判据,将材料的断裂韧性与外加应力、构件的缺陷大小与形状紧密联系起来。虽然,K1C可以直接应用于设计、选材和质量控制等,在判定材料或焊接接头韧性方面比冲击功更具有合理性。但断裂韧性试验方法复杂、试验费用高,对大多数应用单位来讲,做K1C试验比较困难。而缺口冲击韧度aK与断裂韧度KⅠc有普遍的对应经验关系,即断裂韧度KIC和缺口冲击韧度aK都是材料的断裂韧性指标,很多情况下,对提高冲击韧度的有效措施均能提高KIC值。 　　4、AP1000核电管道安装技术规范中断裂韧度的要求分析 　　AP1000核电部件的核安全等级被划分为核安全1级、2级、3级及非核安全级,相应的承压设备（包括承压管道）设计规范是ASME规范第III卷第一册的NB分卷、NC分卷、ND分卷和ASME B31.1中[4]。材料和焊接接头的断裂韧度试验都是按照ASME SA 370或ASTM A370进行冲击试验和ASTM E208进行落锤试验,评定材料的韧性是否符合核电站的设计运行条件。 　　AP1000核电管道的设计温度是4℃,所以在选择材料时,选择在4℃以上的冲击韧性相对较大的材料。当该种材料的使用环境温度大于自身冷脆转化温度,我们可认为该材料不会发生冷脆。 　　5、ASME中各级别部件断裂韧度要求的对比分析 　　在ASME第III卷和模块技术规格书中都要求进行铁素体材料和双相不锈钢的冲击韧性试验来评定材料的韧度是否合格,管道和模块材料的冲击试验温度都是相应管道和结构的最低服役温度,且此温度不小于无塑性转变温度和参考无塑性转变温度,在冲击吸收功大于标准中的规定值时,材料或焊接接头的冲击韧度合格。合格标准的原理相当于:对于铁素体钢在设计使用温度下满足规定的冲击吸收功,则在预期的适用条件下不会发生脆断。此规定相当于对核电管道和模块防止脆断设计有一个双重保证且相互影响,一方面是材料的使用温度大于无塑性转变温度,不会发生脆断;另一方面,冲击吸收功满足标