核電廠厚壁承壓管道異種鋼焊縫的焊接殘余應力數值仿真研究

中圖分類號：TL351.6 DOI： 10.16579/j.issn.1001. 9669. 2025.08.007

0 引言

壓水堆核電廠反應堆壓力容器（ReactorPressureVessel，RPV）、蒸汽發生器（SteamGenerator，SG）、主泵等大型設備的承壓邊界多采用碳鋼材料，在內表面堆焊不銹鋼堆焊層用以防腐，連接這些大型設備的管道多采用奧氏體鋼材料[]。碳鋼容器管嘴與厚壁奧氏體鋼管道通過異種鋼焊縫（DissimilarMetalWeld，DMW）相連接，DMW是由多材質組成的復雜焊接接頭，屬于壓水堆核電站中易發生失效的薄弱環節[2-3]。厚壁DMW存在較為復雜的焊接殘余應力（WeldResidualStress，WRS），容易導致疲勞或腐蝕裂紋的產生。國際上已經發生數起核電廠DMW開裂事件[4]。因此，精確獲取DMW的WRS數值可為裂紋的萌生、擴展和臨界斷裂分析奠定基礎[5-6]

當前，國內外學者在核電廠DMW的WRS分析方面做了較多的研究工作。FREDETTE等模擬了一回路熱管段DMW修復后的WRS分布情況；BRUST等[8分析了穩壓器波動管安全端的各材料在遵循不同硬化準則時的WRS分布規律；SONG等研究了安全端長度和約束條件對WRS分布的影響；龔怒[]研究了AP1000核電安全端結構幾何和異種金屬材料性能失配對安全評定的影響和DMW缺陷的評定方法；付明等研究了核電不銹鋼管道對接焊后殘余應力的分布規律，采用逐層剝離的小孔法測量得到的殘余應力分布呈“W\"形。

在過去二十年中，歐洲結構完整性標準化委員會通過試驗和數值仿真對18MnD5和Alloy52之間的DMW開展了系統研究，主要圍繞材料性能表征、WRS測量和建模分析展開[12]。美國核工業界已發布了一套分析核電廠常見DMW的WRS分布規律的技術文件，包含分析模型、測試和數值仿真分析獲得的分布特性及預測結果不確定性等內容[13]。但是，多數研究采用的焊接仿真模型過于復雜，缺乏基于簡化焊接仿真模型的快速評定應用實踐，如何快速、可靠地獲得厚壁DMW的WRS仍是一個工程難點。首先，本文調研了國際上經測量和數值分析獲得的核電廠厚壁DMW的WRS情況；其次，基于一種單元體的體積均勻加熱的WRS快速仿真方法，獲得一回路熱管段（RPV出口管嘴與SG進口管嘴的連接管段，一回路壓力邊界中運行參數最高的管段）DMW的WRS情況，并與國際公開數據進行了對比論證。

1分析模型與分析方法

1.1 DMW的物理模型

壓水堆核電廠典型的DMW連接部件的結構如圖1所示，本文以反應堆一回路熱管段的安全端管嘴為例進行介紹：

1）RPV容器母材為碳鋼材料，國內機組一般采用的是16MnD5（對應法國RCC-M規范M2111類材料，類似于美國的A508III鋼）。

2）RPV容器內表面堆焊層為奧氏體鋼材料，通常為E309L和ER308L。

3）該回路管道為奧氏體不銹鋼材料，國內機組材料一般為Z2CND18.12。

4）碳鋼一側打底焊為奧氏體不銹鋼材料。本報告參照國內外分析的經驗反饋方法，分析中打底焊材料基本物理性能取為與管道奧氏體不銹鋼的一致[14]3-35

圖1核電廠異種鋼焊縫連接部件的結構

Fig.1Structure ofDMW connectioncomponentsin nuclear power plant

1. 2 DMW的WRS經驗反饋

影響DMW的WRS的因素較多，目前核電行業內尚未形成統一的分析與測試方法[15]1-8。當前，國內外研究機構廣泛進行了核電廠一回路承壓邊界管道DMW的WRS的數值仿真與試驗測試研究。管道軸向應力是引起焊縫中環向裂紋失效的主要因素[16]33-40，美國工業界分析獲得的此處DMW軸向WRS結果如圖2所示。

1圖2中包含了2組DMW的WRS測試結果，除了在焊縫內、外表面位置附近，兩組測試結果基本一致。

2）圖2中包含了3組WRS的數值仿真分析結果，僅在靠近管道外表面范圍 （0.7

3）除了在焊縫內、外表面處，美國核管理委員會（NuclearRegulatoryCommission，NRC）的推薦數據（ y=450x²-80x-35） 與測試結果一致，在焊縫內、外表面處推薦數據更偏于保守（內、外表面區域WRS測試結果分散性較大，推薦數據傾向偏于保守的估值）。

拉伸應力是導致裂紋萌生和應力腐蝕開裂的重要因素。圖2中，NRC的推薦數據偏于保守，此數據將用于本文的對比分析論證中。

1.3 WRS快速仿真方法

對于核電廠厚壁承壓管道，依據焊接形式采用分層、分道的方法進行WRS有限元數值仿真。首先，確定焊縫實際焊接層數[圖3（a）]，確定力學分析模型[圖3（b）]，再對力學分析模型進行有限元單元劃分[圖3（d）]。每層焊道由不同的焊道組成，在三維模型中，每條焊道再由不同\"有限元單元結合\"組成[圖3（c）]。在管道環向上，多個“有限元單元結合\"連接組成整個焊道[15]1-8[16]33-340。數值仿真中，在短期內將熱量施加到“有限元單元結合”上，然后通過熱傳導模擬焊接的反復加熱與冷卻的熱-固耦合過程。

如式（1）所示，當前“雙橢球型熱源\"是模擬焊接過程最精確的方法之一[14]3-35。在有限元仿真中，“雙橢球型熱源”需要編制特定的熱源程序，同時需要耗費大量的熱-固耦合分析的計算時間。

式中， 為熱生成率； η 為電弧熱效率； U 為焊接電弧電壓；1為焊接電弧電流； v 為焊接電弧移動速度； a，b，c 分別為雙橢球熱源在 x，y，z 方向上的半軸長度； Φ_t 為焊接電弧的加熱時間； t₀ 為電弧加熱熱流達到峰值的時刻；（χ，ζ） 為焊縫各點的空間坐標； （χ₀，ζ₀） 為雙橢球熱源中心位置。

圖3厚壁承壓管道焊接殘余應力數值仿真方法Fig.3Numerical simulationmethod ofWRS for thick-walled pressure-bearingpipeline

針對核電廠厚壁承壓管道異種鋼焊縫WRS數值仿真工程分析需要，擬采用有限元單元體內部均勻體積加熱的簡化熱源模型。單元體均勻體積加熱率計算式 [15]1-8[16]333-340 為

式中， Q 為熱輸人量； V_bead 為焊接“單元結合”的體積；

t_ramp 為焊接時間。

有限元單元體內部均勻體積加熱方法中無須編制熱源程序，減少了計算運行程序的復雜性。在數值分析過程中，可通過簡化的線性斜坡加載的控制方法給“有限元單元結合\"加熱，并在每個增量時間步長內遞增一定比例的加熱率。數值分析過程中的溫度檢查流程如圖 4^[16]333-340 所示。線性斜坡加載方法只是一個初始輸入條件，數值仿真分析中通過監測每個熱輸入增量過程中的溫度的計算結果，自動調整熱量時間的長短，如“有限元單元結合”溫度已經到達金屬熔化溫度，則終止熱量輸入，開始單元體的冷卻。

圖4焊接過程中溫度檢查控制方法

Fig.4 Temperature inspectionandcontrol method duringweldingprocess

2熱管段DMW案例分析

2.1 分析模型

某典型的RPV有限元分析模型如圖5所示。其中，RPV筒體管嘴位置的開孔直徑為 984.6mm ，一回路管道的內、外壁直徑分別為 698，852mm ，管嘴至DMW的長度為 320mm 。

圖5RPV及其管嘴有限元模型

Fig.5 Finiteelementmodel ofRPVand thenozzle

2.2 材料性能

本文分析中參考法國RCC-M規范選取材料的性能，16MnD5的基本物理性能如表1所示，堆焊層基本物理性能如表2所示，奧氏體不銹鋼管道材料基本物理性能如表3所示，材料的泊松比取為定值0.3。

表1～表3中， E 為彈性模量； α 為熱膨脹系數； λ 為導熱系數； ρ 為密度； C 為比熱容。

如圖6所示，基于美國工業界推薦的碳鋼和奧氏體鋼拉伸性能曲線[14]3-35進行DMW的WRS的數值仿真分析。

表116MnD5材料基本物理性能

Tab.1 Basicphysicalpropertiesof16MnD5material

注：*行數據為指定溫度與 20°C 之間的平均值。Note：*row data is the average value between the specified temperature and 20°C 元

表2堆焊層材料（E309L和ER308L）基本物理性能Tab.2Basicphysical properties of overlaycladding material（E3o9L and ER308L

注：*行數據為指定溫度與 20°C 之間的平均值。Note： *_row dataisthe averagevalue between the specified temperature and

2.3 異種鋼焊縫的WRS分析

本文WRS的數值仿真中焊道分布如圖7所示，每種顏色代表一個焊道，整體控制焊道在壁厚方向上的尺寸為 2mm 左右，在軸向和圓周方向上的尺寸為壁厚方向上的2倍左右[15]1-8。如圖8所示，沿著DMW中心路徑提取WRS的數據。應力分析路徑上的WRS分析結果如圖9、圖10所示。

1）本文仿真結果避免了在焊縫內、外表面處美國工業界數值仿真結果代數值偏小的問題，分析結果整體上與WRS實際測量值的趨勢一致。

表3奧氏體不銹鋼管道材料（Z2CND18.12）基本物理性能

Tab.3Basic physical properties of austenitic stainless steel pipeline material（Z2CND18.12）

注：*行數據為指定溫度與 20°C 之間的平均值。Note： data is the average value between the specified temperature and 20°C

圖6焊縫材料真塑性應變-真應力數據Fig.6Trueplastic strain-truestressdataofweldedjointmaterials

2）本文仿真分析結果與美國推薦的擬合包絡曲線趨勢一致，整體上可以被美國推薦的擬合曲線包絡，但在管道內、外表面位置處的應力代數值明顯低于美國的推薦值（拉伸的正應力危害性更大）。

3）相比美國推薦的擬合曲線，本文數值仿真獲得的管道內表面位置處的壓縮壓力明顯與圖2中的真實測試數據更為接近。

4）在厚壁DMW內表面的WRS為壓縮應力，從結構應力評定角度出發，WRS可以起到抑制管道內表面疲勞裂紋萌生和降低應力腐蝕開裂的風險，即相比美國推薦數據，管道實際結構的內表面具有更多的安全裕度。

圖7焊接殘余應力數值仿真焊道分布（每種顏色代表1個焊道） Fig.7Weldbead distributionforWRSnumerical simulation（each colorrepresentsaweld pass）

圖8焊接殘余應力的提取路徑 Fig.8Extractionpath ofWRS

5在厚壁DMW的外表面存在明顯的拉伸WRS，拉伸WRS數值較大，超過 200MPa ，但此區域不與反應堆冷卻劑接觸，發生應力腐蝕開裂的風險低。

此處需注意到，本文的焊接仿真中未考慮管道內表面位置襯底一層的焊接（實際制造中，多出的這部分焊接區域會被機加工切除），將在后續研究中進一步細化所用的分析模型

圖9軸向焊接殘余應力分布云圖

Fig.9AxialWRSdistributionnephogram

3結論

提出基于單元體均勻加熱的簡化方法并快速仿真獲得了DMW的WRS，得到如下結論：

1）本文仿真結果避免了在焊縫內、外表面處美國工業界數值仿真結果代數值偏小的問題，分析結果整體上與WRS實際測量值趨勢一致，且整體上可以被美國推薦的擬合曲線包絡。

2）相比美國推薦的擬合曲線，本文數值仿真獲得的管道內、外表面位置處的壓縮壓力明顯與真實測試數據更為接近。在厚壁DMW內表面的WRS為壓縮應力，其可以起到抑制內表面疲勞裂紋萌生和降低應力腐蝕開裂的風險；在厚壁DMW的外表面存在明顯的拉伸WRS。

3）在管道內、外表面位置處的應力代數值明顯低于美國的推薦值（拉伸的正應力危害性更大），說明相比美國推薦數據，管道實際結構的內、外表面處具有更多的安全裕度。

參考文獻（References）

[1]SUN X，CHAI G Z，LI X Q. Effect of plasticity of the cladding with different thicknesseson the bearing capacityof the britle base wall of RPVunderPTSloads[J].Heliyon，2023，9（4）：e14902.

[2］劉志偉．AP1000核電安全端異種金屬焊接接頭缺陷評定方法研 究[D].上海：華東理工大學，2011：2-16. LIU Zhiwei. Study on the defect assessment methods for the dissimilar weld joint in the safe end of the AP1ooo nuclear pressure vessel[D].Shanghai：East China University of Science and Technology，2011：2-16.（In Chinese）

[3］陳明亞，向文欣，祁爽，等．基于塑性極限載荷的奧氏體不銹鋼鋼 承壓管道役致裂紋接受標準研究[J]．機械強度，2023，45（2）： 469-473. CHEN Mingya，XIANG Wenxin，QI Shuang，et al. Study on acceptance criteria of service induced cracks for austenitic stainless steel piping based on plastic limit loadcriteria[J].Journal of Mechanical Strength，2023，45（2）：469-473.（In Chinese）

[4］陳明亞．壓水堆核電站一回路管道結構完整性評定研究[D]. 濟南：山東大學，2022：2-16. CHEN Mingya. Research on structural integrity assessment of primary loop pipes in pressurized water reactor nuclear power plants [D].Jinan： Shandong University，2022：2-16.（In Chinese）

[5]CHEN MY，LIN L，DU D H，et al. Safety assessment of the small welded pipe systemby the test and FEA[J]. International Journal of Pressure Vessels and Piping，2021，194：104523.

[6]CHENMY，YUWW，XUEF，etal.Three-dimensional finite element analyses of repair process and safety margin assessment [J].International Journal of Pressure Vesselsand Piping，2019， 172：283-294.

[7]FREDETTE LF，SCOTT P M，BRUST FW，et al. An analytical evaluation of the effect of weld material thickness on residual stresses produced by structural weld overlays on pressurized water reactor primary cooling piping[C]//ASME 2009 Pressure Vessels and Piping Conference. Chicago：American Society of Mechanical Engineers，2009： 409-415.

[8]BRUST F W，ZHANG T，SHIM D J，et al. Summary of weld residual stress analyses for dissimilar metal weld nozzles [C]// ASME 2010 Pressure Vesels and Piping Conference. Chicago： American Society ofMechanical Engineers，2010：1521-1529.

[9]SONG T K，OHC Y，KIMJS，et al. The safe-end length effect on welding residual stresses in dissimilar metal welds of surge nozzles [J].Engineering Fracture Mechanics，2011，78（9）：1957-1975.

[10］龔怒．AP1000核電安全端結構幾何和異種金屬材料性能失配 對安全評定的影響[D]．上海：華東理工大學，2012：12-29. GONG Nu.The efects of geometry and material property mismatch of dissimilar metal weld joints on safety assessment for safe end to pipe-nozzle of APl000 nuclear power plant [D]. Shanghai：East China University ofScience and Technology，2012： 12-29.（In Chinese）

[11］付明，韓明洋，張超，等．核電不銹鋼管道對接焊后殘余應力分 布規律研究[J]．重型機械，2020（6）：34-41. FUMing，HAN Mingyang，ZHANG Chao，et al. Studyon residual stress distributionafter butt welding process for stainless steelpipe[J].HeavyMachinery，2020（6）：34-41.（InChinese）

[12]XIONGQR，ROBINV，SMITHMC.Residual stress assessment fordissimilar metal welds repair in nuclear power plant[C]// The 2022 International Symposium on Structural Integrity. London： ISSI，2022：1-8.

[13]BROUSSARD JE.Standardized through-wall distributions of dissimilar metal weld residual stress[C]//Proceedings of the ASME 2015 Pressure Vesselsand Piping Conference.Boston： American Society of Mechanical Engineers，2015：1-8.

[14]Electric Power Research Institute.Materials reliability program： weldingresidualstressdissimilarmetal butt-weld finiteelement modelinghandbook（MRP-317，Revision1）[S].Palo：Electric Power Research Institute，2015：3-35.

[15]FRANCIS H K，CHRISTOPHER S L. Post weld overlay residual stresses in dissimilar metal welds considering various butt weld andweld repair fabrication sequences[C]//Proceedingsofthe ASME 2oo9 Pressure Vessels and Piping Division Conference. Prague：American Society ofMechanical Engineers，2oo9：1-8.

[16] CHENMY，YUWW，QIANGA，etal.Fracture mechanics assessment of thermal aged nuclear piping based on the leakbefore-break concept[J].Nuclear Engineeringand Design，2016， 301：333-340.

Abstract： In pressurized-water reactor nuclear power plants，the vessel nozzes of largecarbon steel equipment such as reactorpressurevesel（RPV），steamgenerator（SG），andmainpumpsareconectedtousteniticsteelpipesthroughissilar metal welds （DMWs）.Thethick-walledDMW hasmaterial inhomogeneityandcomplex weldresidual stress （WRS）which easily leads tothegenerationoffatigueorstresscorrosioncracks.Firstly，the WRSofDMW innuclearpowerplantsobtained through interationalmeasurementsandumericalanalyseswasinvestigated.Then，basedonaapidWRSsimulationmethod forvolume uniform heating ofunit cels，the WRSof DMW in the hot legofthe primary loop （theconnecting pipe section fromRPVoutlet toSGinlet，whichis the pipesectionwith the highestoperating parameters intheprimarylooppressure boundary）wasobtained.Thenumericalsimulationresultsareconsistent withthetrendoftheftingenvelopecurve recommendedbytheUnitedStates，andtheoverallresultscanbeenvelopedbythefitingcurverecommendedbytheUnited States，indicatingthatthedescribedrapidWRSsimulationmethodisfeasible.TheWRSofthick-walldDMWisrelatively high，andthestressvalues atthe innerandoutersurfacesofthe pipeare moreconservative thantherecommendedvaluesof the United States， suggesting that more safety margins can be obtained in actual structural analyses.

Key Words： Pressurized-water reactor; Dissmilar steel weld; Weld residual stress; Numerical simulation Corresponding author：PENG Qunjia， E-mail： qunjiapeng@163.com Fund：National KeyResearchamp;Development Program （2O20YFBl901500）;NationalNatural Science Foundationof China （12075274） Received：2023-12-22 Revised：2024-03-07