◼引言
反应堆压力容器（Reactor Pressure Vessels ），以下简称RPV ）是核电站防止放射性介质泄漏的第二道防线，其在服役期间一直工作在高温、高压、高辐照等极端复杂条件之下，且不可更换，对核电站的安全运行起关键作用
[1]
。RPV 的进出口接管与筒体焊缝是其重要组成部
位，以华龙一号机组为例，如图1所示，由于其采用插
入式焊接方式，具有马鞍面的外形结构，结构较为复杂，焊缝厚度较大[2]
。
图1 RPV接管与筒体连接位置图
在核电厂在役检查规范和检查大纲中，接管与筒体焊缝的超声检测是强制性要求[3]，该焊缝的超声检测结果对RPV 结构完整性和核电运行寿命评估意义重大。
目前，国内通常采用常规超声检测技术进行包括接管与筒体焊缝的RPV 相关焊缝检测，该检测技术需采用数个或数十个探头进行组合扫查。随着相控阵超声检测技术在核电无损检测领域的逐步推广和应用，其检测效率高、作业时间短、稳定性和灵活性强等特点越来越受到行业技术人员关注和研究，尤其对辐射环境下的RPV 焊缝检查具有明显优势和发展潜力。
本文以RPV 接管与筒体焊缝为研究对象，结合焊缝特点和相关规范要求，研究相控阵超声检测技术，并在模拟试块上进行试验论证，得出了相关结论。
 ◼一、检测对象
RPV 接管与筒体焊缝如图2所示，其基体材料为
16MnD5，厚度为290 mm ，焊接方法为埋弧自动焊，坡
反应堆压力容器接管与筒体焊缝相控阵超声
检测技术研究
  "薛亚军 郭宗浩 叶新 汪春晓 余哲 孙加伟
（中广核检测技术有限公司，江苏 苏州 215004）
摘要：反应堆压力容器接管与筒体焊缝由于其特殊安装制造工艺，结构较常规焊缝复杂，具有一定的检测难点。文章以反应堆压力容器接管与筒体焊缝为研究对象，依据相关规范要求，开发出专用的相控阵超声检测技术。通过理论分析、软件仿真、试验验证对检测技术的探测和定量能力进行评估和验证，并与常规超声检测技术和仿真结果进行了对比分析。结果证明：采用相控阵检测技术的检测和定量能力满足ASME 规范要求，且可大幅度提升检测效率，具有一定的经济价值和发展前景。
关键词：反应堆压力容器；接管与筒体焊缝；相控阵超声
作者简介：薛亚军，自动化专业，大学本科，工程师，研究方向为核电超声检测技术与自动化设备的研发。
低频率探头由于半扩散角大，探测范围大且反射回波受缺陷取向的影响较高频探头小，可以提高缺陷检出率，因此低频探头常用于缺陷探测。高频探头灵敏度高，脉
冲宽度小，声束指向性好，可以提高纵向分辨力和横向分辨力，更容易区分面状缺点左右端点和上下端点，因此通常采用高频探头进行缺陷定量[4]。
为了实现一个方向上的声束聚焦获得较大的能量集中，保证较高的穿透力，同时结合声束偏转、检查效率、分辨率等因素，本研究选用相控阵探头和楔块参数如表1所示。
表1 相控探头及楔块参数
用途频率/MHz 收发模式角度/（°）晶片尺寸楔块类型
探测2自发自收0～45
28×（1×32）20L
定量4自发自收45
28×（1×32）
20L
（三）仿真验证
本研究使用CIVA 仿真软件（一款超声波仿真软件）对所选的探头和检查工艺进行仿真验证。该仿真软件能够实现相控阵超声检测工艺的Beam computation
（声场计算）和Defect response （缺陷响应）。在Beam computation 模块中，根据基尔霍夫公式和格林定理，利用瑞利积分可计算任意形状声源的发射声场
[5]
，以波
幅-颜关系或者等波幅面的方式显示声束。在Defect
口形式为U 形坡口。焊缝中危害最大的是未熔合和裂纹等沿焊缝方向的纵向缺陷，根据RSE -M
规范，超声检测区域为焊缝及两侧各50 mm 基体金属。
图2 RPV接管与筒体焊缝示意图
此外，考虑到耐辐照、耐腐蚀的特殊要求，内壁堆焊了约7 mm 厚的不锈钢堆焊层。由于其特殊的几何结构和堆焊层的存在，如何减少盲区的同时具备足够的穿透力，也是本研究的一个关键点。
 ◼二、检测技术
（一）相控阵技术
相控阵技术最早应用于军用雷达，相控阵超声来源于相控阵雷达技术。本研究采用的相控阵超声检测系统主要由相控阵仪器、相控阵探头、楔块以及集成线缆等组成。相控阵探头（见图3）由多个晶片按一定的规律分布排列，通过软件可以单独控制每个晶片的激发时间，从而控制发射超声波束（波阵面）的形状和方向，实现超声波的波束扫描、偏转和聚焦。相控阵探头通常也需要使用斜楔块，从而获得在被检工件中的折射角，斜楔块通常还需配备防磨钉和注水孔，在保证良好的耦合效
果的同时，也可以减少斜楔的磨损。
（二）探头设计
由于超声检测通常采用缺陷探测和缺陷定量的组合方式进行，因此，探头频率的选择需综合考虑探头的
检测灵敏度、分辨力、缺陷检出率以及定量精度等因素。
图3 相控阵探头示意图
response 模块中，针对不同的缺陷类型，使用基尔霍夫（Kirchhoff ）近似理论可以模拟超声场和裂纹、体积缺陷等类型缺陷的相互作用。
实际焊接过程中产生的缺陷多为未融合，裂纹、夹杂和气孔等，检测能力的仿真研究工作主要针对危害性最大的裂纹类平面性缺陷。参考ASME 标准中铁素体钢焊缝的面状缺陷验收标准[6]，在验证试块模型焊缝中心线位置的浅表面、中部、根部位置分别放置了3个不同深度的最小可接受的缺陷对探测和定量工艺进行仿真验证，模拟缺陷设计见表2。
表2 模拟缺陷列表
编号模拟缺陷类型高×长/mm
深度/mm D1浅表面裂纹5×177～12D2中部埋藏裂纹13×50 45～58D3
根部裂纹
5×25
285～290
本次仿真以焊缝中Φ2 mm ×70 mm 的横孔为基准灵敏度，横孔深度与裂纹深度相同。使用缺陷探测法则扫查对应深度的Φ2 mm 横孔，仿真计算获得A 扫回波为100%满屏时的幅值，并以此定义为探头扫查时的0 dB ，制作DAC 曲线。
（1）缺陷探测仿真验证：根据相关规范要求，记录回波幅值DAC -12 dB 以上的缺陷信号，以此作为缺陷是否有效检出衡量指标。
使用CIVA 仿真软件对0°～45°L 扇扫探测声场和探测缺陷响应进行仿真试验如图4
，缺陷探测响应结果见表
3。
图4 0°～45°L扇扫声场（左）和探测缺陷响应仿真（右）
表3 探测缺陷响应结果
编号
模拟缺陷尺寸（高×长）/mm
模拟缺陷深度/mm
模拟缺陷幅值/Hd 检出效果
D1
5×17
7～12
DAC+3.9dB
全部有效检出
D213×5045～58DAC+8.0dB
D35×25285～290DAC -1.2dB
缺陷探测仿真结果表明，声场可以覆盖焊缝全壁厚范围，模拟缺陷的回波幅值均高于标准要求的DAC -12 dB ，相控阵超声探测工艺满足要求。
reactor软件（2
）缺陷定量仿真验证：对不同深度定量聚焦法则进行仿真试验如图5所示。
图5 缺陷定量响应仿示意图
缺陷定量仿真结果表明，模拟缺陷的回波幅值均高于标准要求的DAC -12dB ，可有效检出。缺陷定量详细结果见表4。
表4 缺陷定量详细结果（单位：mm）
编号
测长
长度误差
测高
高度误差
D118.6  1.67.0  2.0
D248.6-1.414.1  1.1
D327.2  2.27.3  2.3
ASME 规范第XI 卷要求缺陷长度测量均方根误差不
大于19 mm ，缺陷高度测量均方根误差不大于6 mm [6]。
将缺陷定量仿真结果代入公式（1）中计算均方根误差，结果表明，缺陷长度均方根误差为1.8 mm ，高度均方根
误差为1.9 mm
RMS =
（1）式中：m i =缺陷测量尺寸，t i =缺陷真实尺寸。
 ◼三、试验验证
为验证所开发检测工艺的检测能力，根据
ASME XI 卷相关要求设计含裂纹等缺陷的模拟验证试块如图6所示。
图6 接管与筒体焊缝验证试块
采用上述模拟验证试块以及满足规范要求的自动化机械设备，使用相控阵超声仪和线阵探头按照表2中的
缺陷探测和尺寸定量法则进行参数设置，实现单个探头对模拟试块焊缝检测范围的全覆盖采集，并使用专业数据分析软件进行分析如图7所示。
图7 数据分析截图
将缺陷定量数据进行缺陷长度和高度分析，并将之与常规超声工艺进行对比，结果如表5所示。
表5 缺陷定量与对比结果（单位：mm）
编号模拟缺陷尺寸（高×长）长度测量高度测量长度误差高度误差备注N114.5×27.029.514.9  2.50.4相控阵30.013.5  3.0-1.0常规超声
N210.5×25.128.212.0  3.1  1.5相控阵30.211.7  5.1  1.2常规超声N3
10.0×25.8
29.19.8  3.3-0.2相控阵28.6
10.7
2.8
0.7
常规超声
将表5中定量结果带入式（1）进行计算，对比常规超声技术和相控阵超声技术定量精度。常规超声定量精度的长度均方根误差为3.8 mm ，高度均方根误差为1.0 mm ；相控阵超声定量精度的长度均方根误差为3.0 mm ，高度均方根误差为0.9 mm 。
缺陷定量试验结果表明，常规超声和相控阵超声定量技术均满足ASME 规范第XI 卷的工艺验证要求。
 ◼四、结论
本文针对RPV 接管与筒体焊缝特殊结构和检测难点进行分析，开发了相控阵超声检测技术，通过CIVA 仿真
软件和模拟缺陷试验验证了检测工艺，并与常规超声检测结果进行对比。研究结果表明，所述的相控阵超声检测技术可有效检出验证试块中的缺陷，缺陷定量分析结果满足相关规范要求，具备不低于常规超声检测技术的缺陷检出和定量能力。
参考文献
[1]乔建生，尹世忠，杨文.反应堆压力容器材料辐照脆化预测模型研究[J].核科学与工程，2012，32（2）：143-149.[2] AFCEN. RSE-M 压水堆核电站核岛机械部件在役检查规范：2-913638-46-5[S].巴黎：AFCEN. 2010
[3] AFCEN. RCC-M 压水堆核岛机械设备设计和建造规则[S].巴黎：AFCEN. 2007
[4] 郑晖，林树青.超声检测[M].北京：中国劳动社会保障出版社，2008：171-172.
[5] 李太宝 计算声学[M].北京：科学出版社，2005：111-112.[6] 美国机械工程师协会. ASME BPVC-Ⅺ 锅炉及压力容器规范 第11卷 核电厂部件在役检查规则：56-3934[S].纽约：美国机械工程师协会. 2004.

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