反应堆压力容器顶盖J型接头的应用

反应堆压力容器是反应堆冷却剂系统的重要承压边界设备，包容堆芯核燃料、控制部件、堆内构件以及反应堆冷却剂。控制棒驱动机构（CRDM）通过反应堆压力容器顶盖上的贯穿件进入反应堆压力容器，经过堆内构件进入燃料组件。CRDM贯穿件与反应堆压力容器顶盖之间采用J型接头连接和密封，防止反应堆冷却剂通过贯穿件与顶盖之间泄漏［17］。

CRDM贯穿件以及J型接头承受着高温高压的一次侧冷却剂［18］。根据核电厂已有运行经验表明，在未达到设计寿命之前CRDM贯穿件J型接头发生应力腐蚀开裂（PWSCC）是失效形式之一，而焊接残余应力是引起PWSCC的主要原因［19］。因此，CRDM贯穿件以及其J型接头寿期内的完整性对保证反应堆安全运行具有重要的意义。

根据美国电力研究院（EPRI）的研究报告［20］，对于600镍基合金贯穿及其J型接头，采用盲孔法测试的残余应力最大值一般在350～450 MPa的范围内。目前国内在建核电厂的反应堆压力容器贯穿件材料已普遍采用690合金取代600合金，因此有必要研究690合金及其焊接接头的残余应力情况。

文献［21］作者模拟核电厂反应堆压力容器顶盖CRDM贯穿件分布情况，制作了三个J型接头模拟件，采用盲孔法测量贯穿件内壁的残余应力，研究不同位置残余应力分布情况，讨论倾角对残余应力的影响，为核电厂压力容器顶盖CRDM管座完整性评估和寿命预测提供了依据。

7.3.1.1　实验材料及方法

反应堆压力容器顶盖J型接头结构如图7-45所示，其中反应堆压力容器顶盖材料为SA-508Gr.3Gr.1锻件，内壁堆焊309 L＋308 L不锈钢堆焊层。CRDM贯穿件材料为690镍基合金，隔离层焊接采用ENiCr Fe-7焊条，密封焊焊接采用ERNiCrFe-7A焊丝。

图7-45　J型接头试件示意图

制作的三个J型接头模拟件（图7-46），分别模拟位于反应堆压力容器顶部（倾角为0°）、最边缘（倾角为46°）以及中间位置（倾角为26°）的J型接头。每个J型接头采用钟点位置标志试件上的不同位置，其中0点钟位置对应锐角位置，6点钟位置对应钝角位置。

图7-46　J型接头模拟件

7.3.1.2　残余应力测点分布

0°试件为对称结构，采用顺序焊接方式，6点钟位置为起弧和收弧位置。根据文献［21］研究，不同角度的残余应力分布趋势基本一致，因此CRDM管内壁应力测试部位选择0点钟和6点钟两个位置。

26°和46°试件为非对称结构，焊接顺序采用180°分段焊，6点钟位置为起弧处，0点钟位置为收弧处，应力测试部位选择6点钟、3点钟和0点钟三个区域。(www.xing528.com)

每个测试区域的测点共6个，分布如图7-47所示。焊趾处1点，焊缝根部1点，焊趾至焊缝根部的1/2距离位置1点，距离焊趾19 mm处1点，距离焊缝根部19 mm和39 mm处各1点。

7.3.1.3　实验结果及分析

图7-48～图7-50分别为三个J型接头在三个位置的残余应力分布情况，可以看出倾角对焊缝中心处的轴向应力和环向应力有明显的影响。

图7-47　测点分布图

如图7-48，随着倾角的增大，6点钟位置处焊缝中心的环向和轴向残余应力均增大，但轴向残余应力的最大值出现在0°试件焊趾与焊缝根部之间的中心位置。环向残余应力的最大值位于46°试件的焊趾处，达到约340 MPa，明显高于0°试件和26°试件。这是因为焊后J形接头朝锐角方向发生变形，管子倾斜角越大，角变形越大，由于角变形使得6点钟位置产生一个附加的拉应力，倾斜角越大，产生的角变形越大，从而导致产生附加的拉应力越大。

图7-48　三个J型接头管内侧6点钟位置残余应力比较

如图7-49，在0点钟位置，倾角对残余应力分布的影响与6点钟位置相似，即随着倾角的增大，焊缝中心的环向和轴向残余应力均增大。在焊缝中心处均出现残余应力的拐点，但0°试件轴向应力分布趋势与26°试件和46°试件有所差异，0°试件的焊缝中心为轴向应力最低值，26°试件和46°试件的焊缝中心为轴向应力最高值，其中26°试件环向应力最大值约为243 MPa。0°试件的最大轴向应力出现在焊趾位置。

图7-49　三个J型接头管内侧0点钟位置残余应力比较

如图7-50，在3点钟位置，倾角对残余应力分布的影响与6点钟和0点钟位置明显不同，0°试件焊缝中心的残余应力水平最高，随着倾角的增加，轴向和环向应力减小。这是因为焊后发生角变形，导致管子发生椭圆变形，从而造成3点钟位置产生一个附加的压应力，从而使得3点钟位置的应力减小。

图7-50　三个J型接头管内侧3点钟位置残余应力比较