三代核电厂卸压系统管线冰塞模拟和材料损伤特性研究

李　伟，周录坤，袁　禹，方奇术，乔彦龙

三代核电厂卸压系统管线冰塞模拟和材料损伤特性研究

李伟1，周录坤1，袁禹1，方奇术2,*，乔彦龙2

（1. 山东核电有限公司，山东 海阳，216600；2. 国家电投集团电站运营技术（北京）有限公司，北京 昌平 112209）

为验证三代核电厂大口径卸压系统管线实施冰塞作业的安全可靠性，模拟管线的实际工况对冰塞形成过程进行试验验证分析，并在评估反复冰塞作业后，对管材损伤进行试验研究。可靠性验证过程包括有限元模拟计算和理化试验两部分内容。基于ANSYS软件的运用，对核电站卸压系统管线冰塞形成过程中管道温度场进行模拟计算，进而得出冰塞形成的确切时刻，以及某时域内冰塞厚度的变化情况，以保证冰塞形成后具有一定的强度。理化试验主要分为金相组织检验、显微硬度测试、夏比冲击试验、常温拉伸试验和扫描电镜断口分析。并根据上述结果分析，对现有的冰塞作业进行优化建议，对核电厂冰塞作业程序进行评估改进。

核电厂；有限元冰塞模拟；材料损伤；焊接作业；

在核电厂运行维护中，设备如故障或预防性维修需解体或更换，必须对系统进行隔离，经常存在系统的无隔离设备，或隔离设备不可用，造成系统不能隔离或者由于安全和经济上的原因，如系统介质量大、疏排和充装时间长；放射性外逸等，介质疏排难度大或难以满足运行要求，这些情况下，采用冰塞来进行系统隔离是一种可行的方法。冰塞技术虽然在国外已在使用，但在国内也只有少数核电厂使用以及部分火电厂中，如秦山、田湾、福清等。伴随着国内三代核电机组建成与投入运营，冰塞技术应用在新机组逐步从小管径向大管径延伸[1-5]。

AP1000核电厂引入了安全系统的非能动概念，在设计中采用非能动的理念预防严重事故，大大降低了人因失误的可能性。三代核电厂自动卸压系统（简称ADS）是AP1000核电厂非能动系统中的典型系统，在严重事故工况下，能提供快速卸压以防止堆芯融化。每个机组共设置4列，ADS管线上串联有爆破阀和电动隔离阀各一台，爆破阀的设计可保证事故条件下能够可靠地开启，且不会出现误关闭。根据维修大纲要求，爆破阀每10年需要进行解体检修，需要将爆破阀从ADS系统管线拆除，由于机组停堆后该管段上方水位较低，管线及爆破阀内部的冷却剂无法自行排出[6]。

采用液氮法将爆破阀与电动隔离阀之间的冷却剂制备成冰塞，避免在拆卸时爆破阀液态冷却剂外泄造成设备与人员的沾污，是实现检修必要条件。国内冰塞实施经验表明冰塞作业没有详细的指导书对冰塞制作的整个过程给予系统准确的指导，作业人员对冰塞形成规律认识不足，冷冻介质选用、冷冻介质用量、冷冻时间都具有随机性，都是冰塞作业风险来源[7]。为研究大口径实施冰塞作业的安全可靠性，有必要模拟爆破阀管线的实际工况对冰塞形成过程进行试验验证分析，并在评估反复冰塞作业后，对管材损伤进行试验研究。并根据试验结果，对现有的冰塞夹套工具进行优化建议，对冰塞作业程序进行评估与改进[8,9]。

本次冰塞综合评价试验主要针对特定尺寸304L不锈钢材料。可靠性验证过程包括模拟计算和理化试验两部分内容。模拟计算主要是基于ANSYS软件的运用对核电站冰塞形成过程中管道温度场进行理论分析，进而得出冰塞形成的确切时刻，以及某时域内冰塞厚度的变化情况，以保证冰塞形成后具有一定的强度，为冰塞技术进一步的应用研究提供一定的理论依据。

理化试验主要分为材料冷冻前后的金相组织检验、显微硬度测试、夏比冲击试验、常温拉伸试验、和扫描电镜断口分析。通过金相组织分析观察材料，用于分析材料在常温、低温下，材料组织结构是否发生变化；显微硬度测试用于分析材料在常、低温条件下的硬度分布及变化情况；夏比冲击试验确定304L不锈钢焊缝的韧脆转变温度；拉伸试验目的是比较材料常温、低温力学性能的变化；扫描电镜断口分析目的是观察材料的断口类型[4]。

1 冰塞有限元模拟

管道及管道内部的水设为恒温49 ℃，管道中间400 mm范围处的管外壁，加载-30 ℃冷源代替冰塞夹套作用，模拟冰塞形成过程，并保证冰塞厚度至少到达400 mm，随后分别在距冰塞40 mm和100 mm处施加2 500 ℃的温度热源，进行焊接作业模拟，观察其对冰塞温度场的影响。

1.1　材料热物理性能参数

在材料热变化过程中，各物理性能参数不断随温度变化，因此，在模拟计算温度场时要对材料的热物理性能参数进行定义。采用线性插值法和外推法求得材料在某一温度区间内某个时刻的性能参数。此次模拟所涉及的材料的热物理性能参数如表1所示。

1.2　单元类型的选择及网格划分

依据实际管道尺寸及焊缝分布建立焊件的几何模型。几何尺为219.1 mm/23.01 mm/1 000 mm（外径/厚度/长度）。为了得到合理准确地得到计算结果，在建立有限元计算模型时，需要在ANSYS中选择与材料结构相对应的单元类型进行网格划分。本文采用间接耦合法进行有限元温度场计算，在进行温度场计算时选择具有4个节点的PLANE55面单元以及具有8个节点的SOLID70六面体单元分别对面和体进行网格划分，这两种单元在每个节点上都只有一个温度自由度。

2　温度场计算与分析

2.1　管道温度场分析

图1为大口径管道在冰塞夹套作用下，形成冰塞并且冰塞厚度逐渐增加过程中纵截面温度场分布云图。图1（a）为1 000 s时，可以看出管道中心400 mm范围，少部分管道内水的温度达0 ℃以下。图1（b）和图1（c）分别为2 000 s和3 000 s时，管道纵截面温度场分布云图，可以看出，管道内管壁附近冰层厚度逐渐增加，直至3 822 s时形成冰塞，温度分布由中心向两端逐渐增加。图1（d）为4 980 s时，冰塞厚度达到400 mm，呈扁沙漏状，温度大部分为-10 ℃以下，冰塞两端部分约为0 ℃，其整体温度场分布云图如图2所示。

图3为管道冰塞横截面温度场分布云图，在4 980 s冰塞形成时，取冰塞中心位置横截面温度场，可以看出温度由中心向四周逐渐降低，最高温度约为-1 ℃，最低温度为-30 ℃。冰塞厚度达400 mm时，在冰塞一端（距离中心位置200 mm）处取横截面。

通过图4可以看出，计算温度及环境温度设为30 ℃时，在5 000 s时，冰塞形成厚度达400 mm，7 000 s时，冰塞厚度区域稳定，冰塞区域温度直到10 000 s时变化不大，因此，7 000 s时，冰塞趋于稳定。

计算温度及环境温度设为57 ℃，进行加载计算，得出以下云图及中心轴线温度分布曲线与上述情况类似，通过温度场分布云图及温度分布曲线图可以得出，8 000 s时，冰塞形成厚度达400 mm，9 000 s时，冰塞厚度区域稳定，冰塞区域温度较10 000 s时变化不大，因此，计算温度及环境温度设为57 ℃时，在9 000 s时，冰塞趋于稳定。

2.2　焊接工况模拟温度场分析

冰塞形成后，在距冰塞40 mm处进行焊接工况模拟，整体温度场分布云图如图5所示。冰塞形成后，从第6 000 s开始进行焊接热源加载，焊接速度为2.3 mm/s，焊接总时长为300 s，从6 000 s时开始进行焊接。6 150 s时，焊接过程进行一半，靠近焊接处的冰塞温度场发生变化，受焊接过程影响，呈非对称分布，如图5（a）和图5（c）所示。6 300 s时，焊接过程完成，管壁温度升高，使管壁附近冰塞少部分融化，冰塞右端靠近焊接处呈外凸状，如图5（d）所示。

图1　冰塞形成过程纵截面温度场云图

图2　冰塞厚度达400 mm时管道温度场云图

图3　t=4 980 s冰塞横截面温度场分布云图

图4　中心轴线温度分布曲线图

在距冰塞100 mm处进行焊接工况模拟时，管道及冰塞温度场分布特征相似。由于焊接位置相对较远，因此对冰塞的加热作用减小，冰塞融化量降低。

取两种焊缝距离模式下的冰塞中心点温度及时间数据，作温度随时间变化曲线图，如图6所示。通过比较，在6 000 s施加焊接后，中心点受冰塞夹套作用温度继续降低，6 300 s时，焊接完成，在焊接完成后的200 s内，温度依然降低，直至6 564 s时，冰塞中心点温度开始上升，随焊接热输入的传递，温度不断上升，计算至9 300 s，冰塞中心点温度约为-2.2 ℃，冰塞仍未完全融化。可以看出两种焊缝分布情况进行焊接工况模拟，温度变化区别甚微。

图5　距冰塞40 mm处焊接模拟温度场分布云图

图6　冰塞中心温度变化曲线图

3　材料损伤试验研究

3.1　金相分析

金相分析依据GB/T 13298—1991《金属显微组织检验方法》进行，将样品置于显微镜下观察，分析材料宏观和微观组织结构，分析冰冻对组织造成的变化。

如图7、图8所示，通过冷冻前后304L不锈钢焊接试样母材、焊缝中心区两个典型部位的进行组织分析，对比其金相组织可以发现，晶粒形态、大小、组织基本类似，可以确认，低温冷冻未对304L不锈钢焊接试样的金相组织产生明显的影响。

3.2　显微硬度测试

采用显微硬度仪，载荷100 g，加载时间15 s，对冷冻前和冷冻后的材料进行硬度测试，结果如表2所示。

图7　未冷冻的304L不锈钢焊接试样不同部位的金相组织

图8　冷冻的304L不锈钢焊接试样不同部位的金相组织

图8　冷冻的304L不锈钢焊接试样不同部位的金相组织（续）

表2　冷冻前后试样不同部位的硬度

通过未冷冻和冷冻后304L不锈钢焊接试样母材、焊缝中心两个典型部位的显微硬度的分析，冷冻前后硬度变化不大，冷冻未对304L不锈钢焊接试样的显微硬度产生明显的影响。

3.3　夏比低温冲击试验

每种材料分别在焊缝区和母材部位取样。试验时从0 ℃开始，对于每类样品每隔5 ℃进行一次冲击试验，测定材料的冲击吸收能量，最后拟合出材料的冲击能量和温度的关系曲线，从而确定出材料的韧脆转变温度。试验最低温度到-60 ℃。

如图9所示，从冲击功的数据来看，在试验范围内，304L不锈钢母材的冲击功无明显变化，表明304L不锈钢母材在试验温度的范围内没有发生韧脆转变；从宏观形貌上，0 ℃到-60 ℃的试样冲击后断口端都有明显的塑性变形，呈梯形断面，断口末端有剪切唇，印证了304L不锈钢母材在试验范围内未发生韧脆转变。

图9　304L不锈钢母材的冲击功随温度变化曲线

从微观形貌上，从0 ℃一直到-60 ℃，304L不锈钢母材试样冲击后断口上都存在明显的韧窝，这是塑性断裂的典型特征。进一步确认了在试验范围内，304L不锈钢母材未发生韧脆转变（见图10）。

如图11所示从冲击功的数据来看，在试验范围内，304L不锈钢焊缝中心部分的冲击功无明显变化，表明304L不锈钢焊缝中心在试验温度的范围内没有发生韧脆转变；但比较而言，304L不锈钢焊缝中心的冲击功低于母材的冲击功，表明焊缝中心的韧性比母材差。从宏观形貌上，0 ℃到-60 ℃的试样冲击后断口端都有明显的塑性变形，呈梯形断面，断口末端有剪切唇，印证了304L不锈钢焊缝中心在试验范围内未发生韧脆转变。

图10　304L不锈钢母材的断口微观形貌随温度的变化

图11　304L不锈钢焊缝中心部分的冲击功随温度变化曲线

如图12所示，从微观形貌上，从0 ℃一直到-60 ℃，304L不锈钢焊缝中心试样冲击后断口上都存在明显的韧窝，这是塑性断裂的典型特征。进一步确认了在试验范围内，304L不锈钢焊缝中心未发生韧脆转变。

3.4　拉伸试验

按照GB/T 2651《焊接接头拉伸试验方法》加工试样，进行室温和低温拉伸性能试验。从304L不锈钢母材试样的常温和-40 ℃低温拉伸结果来看，试样的部位断裂有一定随机性，从断口微观形貌看均表现出塑性断裂的特征。

如图13所示，低温拉伸性能试验依据GB/T 2651《焊接接头拉伸试验方法》，测量材料的拉伸强度、屈服强度、延伸率及断面收缩率。常温拉伸和低温拉伸（-40 ℃）试验所得结果与304L不锈钢的规定值进行比较，评价其拉伸性能优劣。由于焊接件在组织和性能上都存在不均匀性，屈服强度s、断后伸长率（%）、断面收缩率（%）的数值仅供参考。

图12　304L不锈钢焊缝中心的断口微观形貌随温度的变化

图13　304L不锈钢母材试样常温和-40 ℃低温拉伸后的宏观形貌和断口微观形貌

从表3的测试结果可以看出，不管是常温拉伸还是低温拉伸，两种材料母材和焊接试样的拉伸强度保持在拉伸性能要求的范围内，母材的屈服强度、断后伸长率、断面收缩率也接近或达到拉伸性能要求，焊接试样的屈服强度、断后伸长率、断面收缩率也接近或达到拉伸性能要求。但是从试验结果来看，-40 ℃时材料的拉伸强度和屈服强度均大于对应材料的常温拉伸强度的屈服强度，说明随温度降低，材料的抗拉性能增强。焊缝区域的断后伸长率较母材有所降低，说明焊缝的存在对材料的塑性变形能力产生一定影响，但仍基本满足要求。

表3　304L拉伸性能要求及-40 ℃下的测试结果

4　结论

通过有限元数值模拟计算以及对304 L材料冷冻前后理化试验，得出以下结果：

（1）通过有限元数值模拟，能够模拟冰塞形成时间及温度分布，对实际作业中冷冻介质用量确定、冷冻时间控制具有重要的指导意义。

（2）冰塞作业区附近焊接或切割作业所引起热输入，对形成的冰塞影响较小，不会对形成的冰塞造成较大影响。

（3） 304L不锈钢钢材料母材、焊缝中心的冲击功在冷冻前后均没有发生明显突变，即没有发生韧脆转变，母材的冲击韧性要好于焊缝区域的冲击韧性，焊缝区域更容易发生塑性断裂。

（4）多次冷冻试验发现，304L材料的拉伸强度和屈服强度完全满足材料性能要求，说明实施冰塞时可在同一部位进行多次冰塞，而不会对材料产生很大影响[10, 11]。

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Simulation of Ice Plugs in Pipelines of Pressure Relief Systems in Third-generation Nuclear Power Plants and Study on Material Damage Characteristics

LI Wei1，ZHOU Lukun1，YUAN Yu，FANG Qishu2,*，QIAO Yanlong2

（1. Shandong Nuclear Power Co.，Ltd.，Yantai of Shandong Prov. 265116，China； 2. SPIC Power Station Operation Technology（Beijing）Co.，Ltd.，Beijing 112209，China）

In order to verify the safety and reliability of the ice plug operation in the large-diameter pressure relief system pipeline of the third-generation nuclear power plant, the actual working conditions of the pipeline are simulated to carry out experimental verification and analysis of the ice plug formation process. After repeated ice plug operations are evaluated, the experimental study on the damage of the pipe is carried out. The reliability verification process includes two parts: finite element simulation calculation, and physical and chemical tests. Based on the application of the ANSYS software, the temperature field of the pipeline during the formation of the ice plug in the pressure relief system of the nuclear power plant is simulated and calculated, and then the exact moment of the ice plug formation and the change of the thickness of the ice plug in a certain time domain are obtained to ensure the formation of the ice plug. Afterwards, it has a certain strength. The physical and chemical tests include microstructure examination, microhardness test, Charpy impact test, normal temperature tensile test, metallographic structure inspection, and scanning electron microscope fracture analysis. Based on the analysis of the above results, optimization suggestions are made for the existing ice jam operation, and the ice jam operation procedure of the nuclear power plant is evaluated and improved.

Nuclear power plant; Finite element ice plug simulation; Material damage; Welding operations

TL48

A

0258-0918（2023）05-1049-10

2022-08-17

国家科技重大专项资助“核电站Living-PSA 和在线风险监测与管理技术研究”（2014ZX06004-003）

李 伟（1983—），男，山东滨州人，中级工程师，硕士研究生，现主要从事核电厂管阀类设备检修方面研究

方奇术，E-mail：fangqishu@spic.com.cn