严重事故下核容器贯穿接管的变形与断裂建模：第一部分 – 600 合金建模

《Nuclear Engineering and Design》：Deformation and fracture modeling of nuclear vessel penetration nozzles under severe accident: part I – Modeling for Alloy 600

　　

• •
  严重事故工况下合金600贯穿接管变形与断裂模型。
• •
  基于拉伸和蠕变试验数据开发的塑性-蠕变本构耦合模型。
• •
  基于拉伸伸长率和断裂应变数据的温度依赖多轴断裂应变模型。
• •
  在20–1100 °C温度范围和1%/s–0.001%/s应变速率范围内对所提模型的有限元验证。

引言

在严重事故过程中确保反应堆压力容器（RPV）的结构完整性是核安全中最关键的目标之一。在堆芯熔毁工况下，RPV下封头可能与熔融堆芯直接接触并承受极端的热载荷和机械载荷；因此，可靠地预测其直至失效的力-热-机行为对于事故管理和完整性评估至关重要。

在三哩岛（TMI）-2事故之后，已开展大量研究以预测RPV下封头在严重事故工况下的蠕变断裂行为（Korth等，1997；OECD，1994；Rempe等，1993；Stickler等，1994）。这些研究大多关注容器壁的整体变形和蠕变诱导断裂。尽管在TMI-2容器调查计划（VIP）中进行了一些关于焊缝失效的有限研究（Stickler等，1994），但简化的剪切型失效模型得出的结论是贯穿焊缝断裂不太可能发生。随后的实验计划——下封头失效（LHF）项目和OECD下封头失效（OLHF）项目（Chu等，1999；Humphries等，2002）——揭示出局部泄漏可能先于容器整体断裂发生，表明贯穿区域是RPV的结构薄弱点。特别是OLHF-4试验表明，泄漏发生时间比无贯穿区域的OLHF-2试验提前约23分钟。近期，对福岛机组的事后检查（Yamashita等，2022；Song和Kim，2014；Naitoh等，2014；Gauntt等，2012）也发现了贯穿焊缝周围的损伤，证实了贯穿件是RPV早期失效的关键因素。

在多项研究中（Oh等，2007；Katsuyama等，2016；Lim等，2021），强调了在严重事故工况下对下封头贯穿部件（接管和焊缝）进行适当材料建模的重要性。然而，截至目前，针对组成贯穿件的材料专用的变形和断裂模型仍然非常有限。特别是，要定量预测局部贯穿失效，需要合金600接管材料和合金82焊缝金属的变形和断裂模型，而不是使用容器钢性能或简化的基于应力或变形的失效假设。

上述研究表明，可靠评估反应堆压力容器（RPV）的结构完整性需要对贯穿件（例如接管材料合金600和焊缝金属合金82）的低温和高温材料特性进行详细建模，同时还要考虑容器本身的材料特性。金属材料在严重事故中遇到的宽温度范围和应变速率范围内表现出高度非线性行为，传统的术语中，非时间依赖的塑性变形和时间依赖的蠕变变形可以单独或同时发生。因此，要可靠预测RPV下封头贯穿件的失效，必须采用能够反映温度依赖物理现象的材料模型。

作者此前提出了A533B1钢的塑性-蠕变变形耦合模型，同时考虑了温度和应变速率效应（Park等，2023a；Park等，2023b）。该模型成功捕捉了从低温下塑性主导变形到高温（20–1100 °C）下蠕变主导行为的转变，且覆盖了广泛的应变速率范围（1.0–0.001%/s）。此外，利用多轴延性概念提出了温度依赖的断裂模型。通过OLHF实验的有限元模拟对这些模型进行了验证，很好地再现了变形序列、断裂时间和失效位置。在后续工作中（Park等，2024），所开发的变形和断裂模型被应用于韩国先进压水堆（APR1400）容器在大破口失 coolant 事故（LBLOCA）条件下伴有容器内滞留和外部容器冷却（IVR-ERVC）的结构完整性评估。分析表明下封头保持其结构完整性。同时研究了内部压力的影响，显示下封头在最高约9.6 MPa的内压下仍保持结构完整性。然而，此前开发的模型仅针对A533B1容器钢，而非贯穿接管和焊缝材料。由于合金600和焊缝金属表现出不同的高温变形和断裂特性，对于贯穿件在严重事故工况下的失效评估而言，纳入合金600和焊缝金属的材料专用变形和断裂模型是十分重要的。

本文工作的目的是将该建模框架进一步扩展至下封头贯穿区域，包括接管材料合金600和焊缝金属合金82。沿用为容器材料建立的方法论，基于文献中已有的拉伸和蠕变数据，为合金600和82两种材料分别开发变形和断裂模型。本文（第一部分）特别聚焦于合金600，通过分析其高温变形和断裂行为、纳入软化行为、应变速率敏感性和温度依赖延性，为严重事故分析建立变形和断裂模型作出贡献。

本文（第一部分）专注于合金600温度依赖变形和断裂模型的开发，而后续论文（第二部分）将处理合金82的建模，并使用OLHF-4实验数据进行验证。本文的组织如下：第2节介绍合金600的实验数据和材料信息；第3节建立合金600的塑性-蠕变变形本构耦合模型；第4节介绍断裂模型及其与实验结果的验证；第5节对本文工作进行总结。

章节摘要

材料与拉伸试验

Takahashi对合金600（等同于ASTM N06600或Inconel 600）在20 °C至1100 °C温度范围和0.001%/s至1%/s应变速率下进行了拉伸试验（Takahashi，2019；Takahashi，2020）。图1所示的圆棒试样（直径6 mm，标距30 mm）取自一块厚度为25 mm的热轧板。需要注意的是，在标距两端加工了小环形凸起，并使用的

合金600的变形本构模型

第2节所示的实验应力-应变曲线（见图2）表明，应力-应变行为会受到应变速率的强烈影响，特别是在高温下（600 °C以上）。因此，难以推导出以温度和应变速率为变量的封闭形式本构模型。为简化问题，本节首先考虑在相对较高应变速率下的应力-应变行为，以使变形中的应变速率（蠕变）效应可以被

温度依赖多轴断裂应变

为预测变形，第3节提出了塑性-蠕变耦合模型。本节提出一种纳入多轴应力效应的断裂应变模型。温度依赖的多轴断裂应变 ε_f^?(T) 假设为$${\epsilon }_f^{?}\left(T\right)={\epsilon }_f\left(T\right)?\mathit{MDF}$$其中 ε_f (T) 为温度依赖的单轴断裂应变，将在第4.2节中给出；MDF为多轴延性因子，用于纳入应力三轴性的影响，定义为之间的比值

结论

本文基于已报道的单轴拉伸数据（温度范围为20至1100 °C，应变速率范围为1%/s至0.001%/s）和蠕变试验数据，为接管材料合金600开发了变形和断裂模型。

对于变形模型，首先从高应变速率（如1.0%/s）下的拉伸试验数据确定温度依赖的塑性本构模型，以最小化蠕变效应。然后，纳入应变速率依赖性

CRediT作者贡献声明

Jun-Won Park：撰写——初稿、可视化、验证、软件、资源、项目管理、方法论、调查、形式化分析、数据管理、概念化。Eui-Kyun Park：数据管理、概念化。Yun-Jae Kim：撰写——审阅与编辑、验证、监督、项目管理、概念化。Yukio Takahashi：撰写——审阅与编辑、资源、数据管理。

利益冲突声明

作者声明他们没有已知的可能影响本文所述工作的竞争性经济利益或个人关系。

致谢

本研究得到韩国水电与核能公司（编号：24-tech-01）的资助。

Jun-Won Park|Eui-Kyun Park|Yun-Jae Kim|Yukio Takahashi