核容器贯穿接管在严重事故下的变形与断裂建模：第二部分——82合金建模及与OLHF试验数据的对比

《Nuclear Engineering and Design》：Deformation and fracture modeling of nuclear vessel penetration nozzles under severe accident: part II – modeling for alloy 82 and comparison with OLHF test data

　　- Alloy 82 焊金在严重事故条件下的变形与断裂模型。- 根据可用试验数据确定的温度相关蠕变与断裂特性。- 反映 Alloy 82 在 800–1200 °C 低温韧性的温度相关断裂应变模型。- 利用 OLHF-4 底部试验数据对穿透焊缝失效进行有限元验证。## 引言底部安装的穿透口已被确认为决定反应堆压力容器（RPV）底部在严重事故条件下早期失效的关键因素。大规模实验计划，如 OECD 底部失效（OLHF）试验，表明局部泄漏可能源自穿透焊缝，早于容器壁的整体破裂。这些发现清楚地表明，严重事故条件下 RPV 的结构完整性评估需要明确考虑穿透区域。底部和穿透口由 A533B1 反应堆容器钢、Alloy 600 接管和 Alloy 82 焊金组成。这些组成材料在高温下表现出明显不同的机械响应，包括塑性、蠕变和失效行为。因此，可靠预测严重事故条件下穿透失效需要对穿透组件的每种组成材料建立详细的变形和断裂模型，而非采用简化或仅代表基体金属的描述。许多关于预测失效的研究主要集中于预测底部因容器壁本身熔化和破裂而导致的失效行为，评估热裕度或底部的整体变形（Lee 等，2014；Kim 等，2015；Mao 等，2016；Gao 等，2023；Nicolas 等，2003；Koundy 等，2008；Wen 等，2023）。相比之下，明确针对穿透失效的研究仍然有限（Oh 等，2007；Katsuyama 等，2016；Lim 等，2021）。Oh 等（2007）通过采用 Alloy 690 接管材料和 Alloy 82 焊金的拉伸及蠕变试验数据进行热-机械有限元分析，研究了严重事故条件下穿透焊缝的失效。其结果表明，穿透失效强烈受底部整体变形所诱导的垂直应力影响，表明这是一个位移控制的失效过程，而非剪切主导的。然而，由于原始材料属性在离散温度点下依据试验数据直接实施，试验温度之间的插值及向熔化温度范围的推断依赖于 ABAQUS 中的数值过程。此外，穿透焊缝失效是根据应力和变形特征推断得出的，而非采用显式的材料基断裂模型进行预测。Katsuyama 等（2016）使用包含穿透部件的详细底部有限元模型，进行了三维耦合热-流体与热-机械有限元分析。依据美国核管理委员会（NRC）技术报告（Rempe 等，1993），为 A533B1 基体和 Alloy 600 接管材料分配了温度相关的弹-塑性和蠕变属性，而 Alloy 82 焊金未被显式建模，假设其具有与接管材料相同的属性。采用多种损伤准则评估失效，包括基于应变的准则、Larson-Miller 参数准则以及 Kachanov 型蠕变损伤模型。结果表明，失效可能在穿透口附近起始，但预测的失效时间和位置强烈依赖于所采用的损伤准则，表明与材料不一致性相关的损伤建模存在不确定性。Lim 等（2021）通过考虑穿透管与底部之间的弹性相互作用，重新审视了穿透管弹射模型。其双圆柱弹性模型表明，传统的单一空心圆柱假设可能高估接触压力及抗管弹射的阻力。然而，该分析仅限于弹性行为，未涉及穿透材料的高温塑性、蠕变、熔化和失效行为。在本研究的第一部分（Park 等，2026）中，针对穿透接管材料 Alloy 600 开发了统一的塑-蠕变形模型和温度相关多轴断裂模型，并通过与试验数据的对比验证了其有效性。所提出的变形和断裂模型通过显式耦合多轴应力状态下的非弹性变形与断裂行为，能够实现直接、基于材料的失效预测。当结合此前我们已开发的反应堆容器基体材料本构模型（Park 等，2023a；Park 等，2023b；Park 等，2024），该方法提供了一种基于物理的工具，用于评估严重事故条件下不仅是容器蠕变断裂，还包括穿透失效，涵盖断裂的起始与扩展过程。本文（第二部分）将该建模框架扩展至焊金 Alloy 82。基于可用的蠕变及断裂相关实验数据，建立了 Alloy 82 的变形与断裂模型，以更可靠、物理一致的基准确保 RPV 穿透焊缝在严重事故条件下的结构完整性评估。所建立的材料变形与断裂模型（用于 SA533B1、Alloy 600 和 Alloy 82）被纳入 RPV 底部的热-机械有限元分析中，以预测 OLHF-4 实验。将预测的失效时间、位置及泄漏机制与实验发现进行对比，支持了所提模型的可靠性。本文其余部分安排如下。第 2 节介绍 Alloy 82 焊金变形与断裂模型的开发。第 3 节概述 OECD 底部失效（OLHF-4）实验，并使用所提材料模型对该试验进行热-机械有限元分析。第 4 节对本文所开展的工作进行总结。## 章节摘要### 变形模型Alloy 82 是反应堆压力容器中 ICI 穿透接管的主要焊接材料。Alloy 82 作为 Alloy 600 的填充金属使用，该组合已被 ASME 规范接受为标准。因此，为模拟严重事故条件下反应堆底部的变形与失效，同样需要 Alloy 82 的变形与失效模型。图 1 对比了文献中 Alloy 600 与 Alloy 82 的力学性能（Oh 等，2007；### OLHF-4 试验描述OECD 底部失效（OLHF）计划（Humphries 等，2002）旨在提升对严重事故条件下反应堆压力容器底部变形与失效行为的理解。该计划包含四项大规模实验（OLHF-1 至 OLHF-4），在不同热力和压力条件下进行，以模拟不同的严重事故场景。OLHF-1 至 OLHF-3 试验依次开展，以考察变形与失效### 结论作为第一部分（针对接管材料 Alloy 600 开发变形与断裂模型）的后续论文，本文（第二部分）首先将建模框架扩展至焊金 Alloy 82。随后，通过有限元模拟结果与 OLHF-4 实验数据进行对比，验证了所建立的材料模型（第一部分及本文），该实验中局部泄漏发生在穿透焊缝处。首先，Alloy 82 的变形与断裂模型按以下方式建立。对### CRediT 作者贡献声明**Jun-Won Park：** 撰写——原始草稿、可视化、验证、软件、资源、项目管理、方法论、调查研究、正式分析、数据整理、概念设计。**Hwang-Young Choi：** 软件、数据整理。**Yun-Jae Kim：** 撰写——审阅与编辑、验证、监督、项目管理。**Yukio Takahashi：** 撰写——审阅与编辑、验证、数据整理。### 利益冲突声明作者声明他们不存在可能影响本文报告工作的已知竞争性财务利益或个人关系。### 致谢本工作得到韩国水电与核能有限公司（编号：24-tech-01）的支持。Jun-Won Park | Hwang-Young Choi | Yun-Jae Kim | Yukio Takahashi