RPV筒体超声检测超标显示的分析

齐敦杰，霍胜涛，郭 亮

(中国核电工程有限公司， 福清 350300)

RPV筒体超声检测超标显示的分析

齐敦杰，霍胜涛，郭 亮

(中国核电工程有限公司， 福清 350300)

某反应堆压力容器役前检查的超声检测过程中，发现三处超标显示。在对反应堆压力容器的超标显示信息进行分析的基础上，结合设备制造完工报告和安装阶段的检查报告分析了超标显示产生的可能时机；通过化学成分分析和对比试验验证了此超标显示产生的根本原因，即超标显示是由褐铁矿混凝土引起的。

役前检查；超声检验；超标显示；核安全

反应堆压力容器(简称RPV)被视为核反应堆的“核心”，是核电站-回路压力边界的重要组成部分[1]。RPV是一个圆柱型容器，其底部是焊接的半球形封头，上部为法兰连接的上封头顶盖，容器分别有三个进口接管和出口接管。RPV环焊缝的内表面直径约为4 m，焊缝厚度约为200 mm，堆焊层厚度约为6 mm，母材为低合金钢。基于其结构完整性对核电站安全的重要性，RSE-M《压水堆核岛机械部件在役检查规则》对反应堆压力容器本体的役前和在役检查做出了明确规定：所有的环焊缝应进行超声检查，安全端焊缝(包括同种金属焊缝和异种金属焊缝)应进行超声和射线检查。

RCC-M《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》和检验程序要求：对于RPV环焊缝，应从容器内壁沿两个相互垂直的方向(5个扫查方向)检查环焊缝；检验区域应覆盖熔敷金属及焊缝两边50 mm范围的基体金属[2]；45°、60°横波探头和70°纵波探头用于环焊缝的超声探测，0°探头用于缺陷类型判定以及焊缝厚度测量，45°纵波探头用于缺陷自身高度测量和长度测量。

某反应堆压力容器役前检查过程中出现了三处超标显示，笔者在分析超标显示信息的基础上，结合相关检验程序要求、设备制造完工报告和安装阶段的检查报告分析了超标显示产生的可能时机，并通过化学成分分析和对比试验验证了此超标显示产生的根本原因。

1 超标显示信息

某RPV在役前检查过程中，筒体环焊缝超声检测时，发现检验范围内某区域有长度较长的显示信号，不满足验收准则；之后扩大检查区域，发现共有三个区域存在类似的显示，分别定义为区域1、区域2、区域3，如图1所示。超声显示信息见表1。

由表1可知， 区域1，2,3的显示在特征上相似，均为长条显示，且长度方向基本与法兰面垂直，显示深度都位于反应堆压力容器外表面，无尖端衍射信号。

表1 某反应堆压力容器超标显示基本信息

图1 某RPV超标显示分布区域示意

根据检验程序，在无法确定外表面显示的起因时，保守考虑其为自身高度小于4 mm的平面型显示。

由于超声检测技术的局限性，目前无法区分信号是由于表面划伤还是表面附着物引起的。如果这三个区域的显示是由于表面平面型缺陷引起的，则需要对此缺陷进行安全评价甚至修补工作。整个过程需要采用无损检测方法确认显示，且修补完成后还需进行安全评价等工作，这样势必制约机组装料，提高电厂的工程造价。鉴于此，明确外表面超标显示起因对问题的解决有重大的意义。

2 超标显示分析

2.1 显示产生的可能时机

由于保温层和外部生物屏蔽层的阻挡，RPV安装完成后，其表面受到破坏的可能性不大，故初步判断缺陷显示在制造阶段和安装阶段形成的可能性大。然而查阅制造和安装阶段的竣工文件后，未发现形成缺陷的相关记录。

RPV安装完成后，在其周边还需要进行主管道焊接、堆内构件安装、接管部位保温安装、堆腔底部钢覆面安装和灌浆等工作。由于前三项工作与压力容器外表面不直接接触，故不会对区域1、区域2、区域3产生划痕和擦伤等损伤；而在堆腔底部钢覆面安装和灌浆过程中，发生过灌浆料泄漏至压力容器外表面的事件。

2.2 外表面目视检验 由于RPV生物屏蔽层的阻挡，RPV筒体保温层大部分难以拆除，仅能有限地拆除接管焊缝和底封头环焊缝的部分保温层。在区域1接管焊缝保温层拆除后，发现与RPV筒体外表面区域1的超声显示相符的部位附着有两条黄褐色胶状物，见图2(a)。打开RPV下封头处保温人孔，使用内窥镜从RPV与保温层间间隙往上检查区域3位置下端处，发现存在与区域1位置处类似的黄褐色附着物，见图2(b)。区域2处保温层无法拆除，不能进行目视检验。

图2 RPV外表面目视检验

3 成分验证与对比试验

3.1 成分验证

通过对区域1的胶状物粉末和褐铁矿混凝土标准试块取样分析，发现区域1的胶状物粉末中Fe的含量(质量分数，下同)为24.5%，B的含量为0.05%;而褐铁矿混凝土标准试块Fe的含量为15.13%，B的含量为0.04%。

由于褐铁矿混凝土标准试块每立方米含有580 kg的碎石，而区域1的胶状物为自流浆，不含碎石。故区域1的胶状物粉末Fe、B成分略高于褐铁矿混凝土标准试块中的Fe、B成分。考虑到RPV周围没有其他类似Fe、B含量较高的混凝土施工，确定区域1的胶状物应为褐铁矿混凝土浆体。

3.2 区域1的超声检测对比试验 为证明区域1 的超声显示与褐铁矿混凝土附着物可能的相关性，将区域1混凝土除去一部分(清除前后对比照片见图3)后，并实施超声检测对比验证。

由于区域1外表面显示的超声检测是从压力容器内表面进行的，而两条水泥附着物在压力容器外表面，其相对于压力容器的绝对位置无法准确测量;故在距离水泥附着物150 mm处引入附加外壁附着物(磁铁)，附加外壁附着物的下边沿与不可拆卸的保温层上边沿平齐。超声显示信号与磁铁、水泥附着物实际位置的对应关系见图4。

图3 区域1可达部位附着物清除前和清除后的外观对比

图4 超声显示信号与磁铁、水泥附着物实际位置的对应关系

图5 区域1外表面水泥附着物清除前后的超声信号对比

由图4可见，附加附着物的信号与区域1相对位置和方形磁铁与水泥附着物实际相对位置较对应。由此不难判断，区域1外表面显示与对应区域反应堆外表面两条水泥附着物存在相关性。同时，根据方形磁铁信号可判断,不可拆卸的保温层上边沿距法兰面约2 799.5 mm。

附着物清除前后的超声信号对比见图5。水泥附着物清除前，Extra-D01显示的起点位置为2 769.5 mm;水泥附着物清除后，Extra-D01显示的起点位置为2 799.5 mm，2 769.5～2 799.5 mm间的显示信号基本消失。

由于外壁保温层不可拆卸的影响，区域1能够清除的外表面水泥附着物的最下端位置距法兰面距离约为2 799.5 mm，验证了Extra-D01显示在水泥附着物清除后仅2 769.5～2 799.5 mm间的显示信号基本消失。

通过以上对区域1的超声对比试验结果的分析，得出如下结论：

(1) 从反应堆内表面超声检测发现的区域1外表面显示信号与对应区域反应堆外表面两条水泥附着物有相关性。

(2) 区域1距法兰面2 799.5 mm以上的外表面显示信号为水泥附着物引起的信号。

(3) 推断区域1距法兰面2 799.5 mm以下的外表面显示信号为该两条水泥附着物引起。

由此，区域1的超标信号是由区域1外表面的水泥附着物引起。

3.3 区域3的超声检测对比试验

区域3位置对比试验的检查范围定为：轴向范围法兰面向下7 200～8 000 mm，周向范围：327°～338°。区域3外表面自动超声扫查结果见图6。

由于此位置附着物的清除较困难，仅选取清除显示B9-D07(6)对应位置处的部分附着物来做对比

试验，清除位置距法兰面7 800～8 000 mm;相应地作为对比，选取的未擦拭区域高度范围距法兰面7 300～7 500 mm。外表面B9-D07(6)可达部位附着物清除前后的外观对比见图7。

图6 区域3外表面自动超声检查信号

图7 外表面B9-D07(6)可达部位附着物清除前后的外观对比

在外表面B9-D07(6)可达部位附着物清除前后,分别对其进行手动超声检测，沿着压力容器内壁轴向选取3个点(每个点相距100 mm)，在这些点附近记录超声最大幅值信号(见表2)。比较显示信号幅值，清除前手动超声显示信号幅值有明显衰减。针对区域3 中B9-D07(6)的外表面显示清除区域附近的未清除区(见图6)进行内表面手动超声扫查，沿着压力容器内壁轴向选取2 个点，在这2 个点的附近区域记录超声最大幅值信号(见表3)，可见其相比首次手动超声检测信号，幅值无明显变化。

Analysis of Excessive Displays Founded by Ultrasonic Examination on the Reactor Pressure Vessel

QI Dunjie, HUO Shengtao, GUO Liang

(China Nuclear Power Engineering Co., Ltd., Fuqing 350300, China)

Three excessive displays were founded by ultrasonic examination on the reactor pressure vessel during pre-service inspection. In this paper, we analyzed the information of the three displays on the reactor pressure vessel.We also analyzed the possible generating time of the displays through combining manufacturing completion reports and the inspection reports of installation.Subsequently，the root cause of these displays was verified by the chemical composition analysis and comparative tests. This paper made the conclusion that these displays were caused by the limonite concrete.

pre-service inspection; ultrasonic examination; excessive display; nuclear safety

表2 外表面B9-D07(6)可达部位附着物清除前后手动超声检查数据对比

表3 外表面B9-D07(6)附着物未清除区域手动超声检查数据对比

2016-07-26

齐敦杰(1984-)，男，工程师,硕士,主要从事核电厂役前和在役检查技术管理工作

齐敦杰，qidunjie@126.com

10.11973/wsjc201706010

TG115.28

A

1000-6656(2017)06-0044-04