壓水堆冷卻劑系統離心鑄造管射線檢測晶間衍射影像驗證

朱從斌，李茂宇，王建軍

(1.中廣核工程有限公司， 深圳 518124；2.煙臺臺?，斉瑺柡穗娫O備股份有限公司， 煙臺 264003)

?

壓水堆冷卻劑系統離心鑄造管射線檢測晶間衍射影像驗證

朱從斌1，李茂宇2，王建軍2

(1.中廣核工程有限公司， 深圳 518124；2.煙臺臺?，斉瑺柡穗娫O備股份有限公司， 煙臺 264003)

對CPR1000壓水堆冷卻劑系統離心鑄造管進行射線檢測時，在底片上發現大面積黑白相間、邊緣分界不清晰、沒有規律性的不規則斑紋狀或斑狀的疑似缺陷影像顯示。通過各種物理化學和無損檢測方法對影像進行排除和驗證，并與鑄件典型缺陷圖譜中的缺陷影像進行比較，判定其屬于晶間衍射產生的非缺陷類影像顯示，并進行了形成機理的分析。

離心鑄造管；射線檢測；影像顯示；晶間衍射

CPR1000壓水堆冷卻劑系統管路中的離心鑄造直管(壁厚70 mm)，是防止帶有核放射性物質的流體介質擴散外逸，保障核電廠一回路安全運行的核一級部件。依據RCC-M《壓水堆核島機械設備設計和建造規則》標準零部件采購技術規范M3406《用不含鉬的鉻鎳奧氏體-鐵素體不銹鋼制造的離心澆注管——用于壓水堆冷卻劑系統管道》及設計技術文件的要求，應對離心鑄造管進行全體積100%射線檢測，其中離心鑄造直管兩端焊接端距最終標定線至少120 mm范圍內強制要求采用192Ir進行檢測，其他部位可采用60Co進行檢測，依據ASTM E186靜態鑄造標準圖譜底片進行評價[1-2]。筆者通過各種物理化學和無損檢測方法對影像進行驗證，并進行了形成機理的分析。

1　疑似缺陷影像描述

為了驗證離心鑄造直管的質量及評估兩端最終的切除量，一般先進行全體積60Co射線檢測，60Co底片并未發現可記錄的缺陷或疑似的缺陷影像，但對兩端部的120 mm焊接端范圍內進行192Ir單壁內透照補充檢測時，發現整個圓周方向上的底片均存在大面積可識別的黑度不均勻，邊緣分界不清晰，沒有規律性的斑紋狀、斑狀或纖維狀，黑白相間、整體類似不規則網格的疑似缺陷影像顯示，如圖1所示。

圖1　晶間衍射顯示照片

針對直管底片出現的疑似缺陷影像，與ASTM E186和E446標準[3]的192Ir圖譜底片典型缺陷影像進行了對比和分析，192Ir圖譜底片典型缺陷影像如圖2～3所示。圖2為ASTM E186標準(51～114 mm)的典型缺陷類型A～F[2]，其中圖2(a)為A氣孔：孤立或成群，輪廓光滑，黑度較大影像；圖2(b)為B夾雜：顆粒狀或片狀，輪廓清晰，影像整體不規則，黑度具有顆粒狀特征；圖2(c)為CA收縮

類缺陷：條紋或纖維狀，輪廓不清晰或清晰，影像與周圍對比明顯；圖2(d)為CB收縮類缺陷：樹枝狀，黑度一般較大，對比明顯；圖2(e)為CC收縮類缺陷：云霧狀、細網紋或模糊暗斑，輪廓不清晰；圖2(f)為D冷裂紋：平滑直線狀或彎曲平滑線狀；圖2(g)為E熱裂紋：不規則暗線，為波折狀，有分叉；圖2(h)為F內嵌物：影像輪廓清晰。離心鑄造直管192Ir底片的影像特征與上述A～F類缺陷的影像存在很大的差異，因此，對ASTM E446(<51 mm)中G衍射影像標準圖譜進行了分析，圖3為ASTM E446(<51 mm)中G衍射影像：黑度不均勻，邊緣分界不清晰，黑白相間，沒有規律性的斑紋狀或斑狀。按照ASTM E186經驗反饋，51～114 mm厚度底片不可能存在衍射斑現象，離心鑄造直管剛好在這個范圍之內。但是從ASTM E446(<51 mm)適當透照條件下產生的衍射影像特征可以看出，離心鑄造直管192Ir底片的疑似缺陷影像特征與其非常類似。

圖2　192Ir圖譜底片典型缺陷影像(ASTM E186標準)

圖3　G衍射影像(ASTM E446)

離心鑄造芯筒的高速旋轉過程中，在慣性力的作用下，金屬結晶從鑄件外表面向鑄件內表面順序進行，呈方向性結晶(外表面主要是柱狀晶)，熔渣、氣孔和夾雜物等主要集中于鑄件內表層并被最終機加工去除，其他部分組織細密，一般不會出現氣孔、收縮類和夾雜物等缺陷。而且由于離心鑄造管是層狀冷卻，也基本不會出現厚度方向空間分布的收縮類缺陷。因此，從鑄造工藝分析，底片上大面積存在的疑似缺陷影像為實際鑄造缺陷的可能性不大。

2　工藝試驗方案及試驗結果

雖然離心鑄造直管底片疑似缺陷影像與ASTM E186標準靜態鑄造典型缺陷影像特征存在較大差異，與ASTM E446標準的衍射影像類似。但由于鑄造工藝不同，從核安全的角度，有必要進一步驗證和分析，確定形成影像的原因和性質，排除為實際鑄造缺陷的可能性。

圖4　離心鑄造直管45°傾角加工外觀

圖5　表面滲透檢測照片

2.1破壞性試驗驗證分析對存在上述疑似缺陷影像顯示嚴重的離心鑄造直管端面進行45°傾角加工，然后對加工部位進行滲透檢測，并從外圓表面向內每加工5 mm后逐層進行滲透檢測，直至斜面去除完畢，均未發現任何可識別的缺陷顯示，見圖4～5，可以說明在工件內部沿軸向和厚度方向沒有大面積的收縮類缺陷存在。2.2金相試驗驗證分析金相試驗的目的是確認離心鑄造直管存在上述嚴重疑似缺陷影像顯示部位的金相組織形態是否正常。

取樣方法及部位：對離心鑄造直管端部用鋸割方法進行破壞性取樣，沿管子壁厚方向分別切取四個試驗樣塊。對切取的試樣用王水從不同方向、不同層次進行宏觀腐蝕，觀察其表面是否有明顯的收縮類缺陷，然后再進行微觀制樣，觀察其顯微組織。

圖6　離心鑄造直管宏觀金相照片

試樣的宏觀和微觀金相組織均正常，沒有發現較大的宏觀偏析和收縮類缺陷，只是個別試樣存在鑄件上不可避免的極細小的金屬夾雜物，試驗結果見圖6～7。

圖7　離心鑄造直管金相照片

金相試驗結果也可以說明在工件內部沿軸向、圓周和厚度方向沒有大面積的收縮類缺陷存在。

2.3不同角度的射線檢測驗證分析

對離心鑄造直管上存在上述嚴重疑似缺陷影像顯示的部位做好標記，采用192Ir射線源單壁內透照。第一次正對標記垂直透照，射線源平移100 mm后進行第二次透照，以不同角度透照兩次的底片來驗證疑似缺陷影像的變化。

第一次透照底片上疑似缺陷影像比較明顯，黑白相間且形狀不規則，分布無規律，放射源正對垂直部位的黑白相間影像較多，略傾斜方向較少，甚至沒有出現此類顯示；第二次透照底片也存在上述顯示，影像位置、可識別的數量和輪廓上與第一次透照底片相比有了較大變化，正對垂直部位的黑白相間影像較多，略傾斜方向較少甚至沒有出現此類顯示的狀況與第一次透照有相似規律，第一次透照出現較嚴重疑似缺陷影像的部位在第二張底片上較少。該試驗說明疑似缺陷影像受射線角度的影響比較大。

2.4逐層去除柱狀晶材料的射線檢測驗證分析

沿離心鑄造直管端部壁厚方向進行了宏觀金相試驗，從金相照片上可以觀察到從外壁向內部分別是柱狀晶、混合晶和等軸晶區域，如圖8所示。

圖8　壁厚方向宏觀金相照片

192Ir單壁內透照時，柱狀晶位于膠片側，底片出現上述疑似缺陷影像顯示。根據第2.3節試驗，該影像顯示與透照角度的關系也比較明顯，初步認為該疑似缺陷影像顯示可能與離心鑄造直管的柱狀晶有關，在第2.1節試驗的基礎上補充了192Ir透照和偏移透照驗證試驗，結果如下：

(1) 進行全厚度單壁外透照(即柱狀晶位于射線源側時)試驗，底片黑度均勻，沒有發現類似的疑似缺陷影像。

(2) 加工5 mm后的透照底片，偏移試驗結果與第2.3節試驗一致，疑似缺陷影像明顯減弱。

(3) 加工去除10 mm后的透照底片，已經沒有了明顯的疑似缺陷影像，底片黑度基本均勻。在此基礎上，增大焦距和減小焦距透照，底片仍沒有發現明顯的疑似缺陷影像。

(4) 對加工掉10 mm柱狀晶材料的離心鑄造直管用X射線機再進行拍攝，仍然清晰可見黑白相間的影像;傾斜約10°進行拍攝，可以發現影像分布發生了較大變化。

(5) 截取兩個試塊，分別加工掉等軸晶和柱狀晶部分，分別采用192Ir射線源進行透照。去除等軸晶的試塊透照底片存在明顯的疑似缺陷影像顯示，去除柱狀晶的試塊透照底片黑度均勻細膩，未發現有類似的疑似影像存在。

以上試驗可以充分說明疑似缺陷影像受晶粒大小(尤其是柱狀晶)和射線能量的影響比較大;試驗也更進一步說明經過混合晶和等軸晶區的過濾后，針對192Ir射線源，柱狀晶對產生疑似缺陷影像的影響已經消失。

3　試驗結果分析

(1) 從X射線、60Co和192Ir透照結果看出，去除柱狀晶后的X射線檢測仍發現疑似缺陷影像，該影像受射線能量和角度的影響很大，符合衍射顯像特征。

(2) 從單獨柱狀晶透照、去除柱狀晶后透照以及單壁內、外方式透照驗證結果可以看出，該影像受晶粒尺寸大小以及不同晶粒占的比例和位置分布的影響很大，符合衍射現象特征。雖然ASTM E 186說明在70 mm內鑄件不會出現衍射現象，但其是基于靜態鑄造工藝而言的，離心鑄造獨特的柱狀晶分布和比例足以在射線檢測時產生衍射現象。

(3) 該影像與ASTM E446衍射影像的特征可以進行類比，結合機加工解剖和滲透檢測沒有發現實際鑄造缺陷的結果，也能間接證明該疑似影像是衍射現象產生的。

4　結語

不同的鑄造工藝對應的晶粒類型和分布均存在差異，鑄件晶粒比較粗大，射線底片容易出現晶間衍射現象，主要與晶體幾何學和晶體入射輻射方向有關，制訂鑄件射線檢測工藝和選擇檢測參數時應予以考慮。

晶間衍射現象是可以通過驗證試驗進行確認和排除的，并不會對射線底片實際的評估產生較大的不利影響，透照工藝的改變不會改變氣孔、收縮類或其他非連續性的影像，但衍射影像的類型和分布會發生劇烈變化。

[1]RCC-M 2000Edition & addendum 2002 deign and construction rules for mechanical components of PWR nuclear islands [S].

[2]ASTM E 186-93Standardreference radiographs for heavy-walled (51 to 114 mm) steel castings[S].

[3]ASTM E 446-93Standard reference radiographs for steel castings up to 51 mm in thickness[S].

Verification of RT Crystal Diffraction Image of the Centrifugal Casting Tube for PWR Coolant System

ZHU Cong-bin1, LI Mao-yu2, WANG Jian-jun2

(1.China Nuclear Power Engineering Co., Ltd., Shenzhen 518124, China;2.Yantai Taihaimanuer Nuclear Equipment Co., Ltd., Yantai 264003, China)

On RT testing of centrifugal casting pipe of CPR1000 PWR coolant system, an image on the film with a large area of black and white, and with unclear edge boundary was found. The image was also characteristic of irregular patch or defect image. Through a variety of physical and chemical methods and non-destructive examination methods for exclusion and verification and by comparing it with the defect image of typical casting defect map, it was verified that the image was the non-defect image caused by the crystal diffraction, and following on its formation mechanism was analyzed.

Centrifugal casting tube; RT test; Image; Crystal diffraction

2016-01-08

朱從斌(1974-),男，高級工程師，主要從事無損檢測技術研究和機械設備質量監督工作。

朱從斌， E-mail: congbinzhu@163.com。

10.11973/wsjc201609009

TG115.28

A

1000-6656(2016)09-0033-04