核電廠管線電銲與冷彎製程缺陷引起熱疲勞龜裂之分析報告 (Analysis Report on Thermal Fatigue Cracking Caused by Defects in Welding and Cold Bending Processes of Nuclear Power Plant Piping)

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1: 緒論與核能管線熱疲勞概述

 

1.1 熱疲勞機制與核電廠關鍵部位

核能電廠管線系統的結構完整性是營運安全的基石。熱疲勞 (Thermal Fatigue) 是一種重要的劣化機制，源於管線內部不同溫度流體發生湍流混合所引起的循環溫度變化 1。此類溫度波動會導致管壁產生高頻率、局部化的循環熱應力與應變，最終在材料表面造成裂紋啟動與擴展。由於這種現象涉及高頻率的湍流混合，其誘發的熱負荷嚴重程度往往難以僅透過廠區內部的常規儀器進行精確評估 1。

熱疲勞損傷的關鍵位置通常集中在流體混合點，例如餘熱移除系統 (Residual Heat Removal, RHR) 的連接處、膨脹管線 (Surge Lines)、以及各種分支管線與主管線之間的混合三通管 (Mixing Tees) 和噴嘴 2。這些區域由於熱流與冷流的直接接觸，是結構設計和在役檢查 (In-Service Inspection, ISI) 的高風險焦點。

 

1.2 製造與加工應力對結構完整性的影響

熱疲勞作為一種營運中的劣化模式，其發生和加速與組件的初始狀態息息相關。製造加工程序，特別是電銲 (Welding) 和冷彎 (Cold Bending)，是影響管線初始結構狀態的兩大主要來源。

電銲製程會在接頭處引入顯著的銲接殘留應力 (Welding Residual Stress, WRS)，並在熱影響區 (Heat-Affected Zone, HAZ) 改變微結構。冷彎作業則會導致管件產生塑性預應變 (Plastic Pre-Strain)，進而造成材料的加工硬化。這些製造缺陷所引入的內在應力場或材料特性變化，會在管線投入營運後與循環熱應力疊加，顯著地加速疲勞損傷過程 3。

本報告的重點在於分析電銲殘留應力與冷彎預應變之間的協同作用 (Synergistic Effects)。這種複合效應如何共同降低疲勞裂紋的啟動門檻，加速裂紋的擴展速率，最終影響管線組件的預期服役壽命，是結構完整性評估的關鍵挑戰。

 

1.3 國際案例分析：Civaux-1 事件的啟示

法國 Civaux-1 壓水式反應爐 (PWR) 於 1998 年發生的餘熱移除系統 (RHR) 失效事件，是核能界熱疲勞導致結構失效的典型案例 2。此事件為結構工程師提供了關於高週次熱疲勞 (High Cycle Thermal Fatigue, HCTF) 評估的關鍵教訓。

該失效發生在 RHR 系統的混合點附近，此處熱流與冷流的溫差約為 160°C 2。裂紋在 RHR 系統運行僅約 1500h 後被發現，顯示出極短的潛伏期 2。

數值模擬研究將此事件作為基準進行分析，結果發現，在 160°C 溫差下，一個全熔透對接銲縫的估計失效時間落在 1462到19,119h 之間，下限 1462h 與實際觀測到的 1500h 運行時間非常接近 2。更重要的是，研究指出，在 T 型接頭上游的應力集中區域，觀察到了更短的失效時間 2。

Civaux-1 事件突顯了傳統設計標準的局限性。傳統規範通常依賴針對低頻率或整體應力進行的分析，但這不足以捕捉由高頻、局部化的湍流熱混合引起的應力。結構分析結果顯示，在 T 型接頭附近，應力變化（使用 von Mises 準則）可達到約 467MPa 2。這要求結構完整性評估必須採用更精確、耦合熱流體動力學 (Thermo hydraulic) 與非線性有限元素分析 (FEA) 的多層次方法論，正如歐洲核結構組件評估網絡 (NESC) 項目所致力開發的共識程序一樣 1。

此外，該案例的裂紋集中在銲縫附近和應力集中區，即使在高溫差條件下，這也表明製造過程引入的缺陷，特別是銲縫應力，是導致結構損傷的關鍵先決條件。製造缺陷將臨界點的疲勞壽命門檻大幅降低，使得管線在數千小時內就可能達到失效的程度。

 

2: 電銲殘留應力 (WRS) 對疲勞裂紋的影響

 

2.1 銲接熱循環與殘留應力的形成機制

銲接是核能管線製造中不可或缺的工序，但同時也是引入殘留應力的主要來源之一 3。殘留應力是指在移除原始應力原因（如外部載荷或熱梯度）後，仍鎖定在材料內部的應力。在銲接過程中，局部加熱和隨後的快速非均勻冷卻導致材料發生不均勻的熱膨脹和收縮。由於周圍較冷材料對高溫區域塑性變形的約束，當材料冷卻後，非均勻的塑性變形阻止了材料恢復到銲接前的狀態，從而在銲縫區域形成了高拉伸殘留應力 3。

銲接殘留應力 (WRS) 的數值極高。研究結果顯示，最大殘留應力可達約 450MPa，甚至觀察到沿著銲接速度方向的縱向峰值應力高達 487MPa 6。這些數值遠遠超過許多核級鋼材的屈服強度（例如鋼板屈服強度 335MPa） 6。

高拉伸 WRS 對結構的疲勞性能產生劇烈的負面影響。拉伸殘留應力的存在會將循環載荷下的平均應力抬高，這在斷裂力學中等同於增加應力比 R (Kmin/Kmax)，從而大幅加速疲勞裂紋的擴展速率 (Paris Law) 7。在某些銲接接頭的評估中，由於殘留應力的存在，其疲勞壽命被降低了近 40% 6，這明確表明，在結構評估中若忽略 WRS，將嚴重高估組件的疲勞壽命 3。

 

2.2 殘留應力在熱影響區 (HAZ) 的分佈與微結構敏感性

殘留應力對裂紋的啟動和擴展有強烈的影響 8。對於沃斯田鐵不鏽鋼等材料，如在沸水反應爐 (BWR) 環境中，幾乎所有的應力腐蝕龜裂 (Stress Corrosion Cracking, SCC) 案例都發生在銲縫附近 9。銲接收縮引起的殘留拉伸應力是導致 SCC 發生在這些組件中的關鍵因素，而 SCC 裂紋主要透過母材的熱影響區 (HAZ) 擴展 9。

在高殘留拉伸應力的作用下，即使是相對較低的循環熱應力也能夠迅速地在 HAZ 中啟動裂紋。這是因為熱疲勞本質上是循環應力驅動的，而 WRS 充當了高平均應力抬升劑，使得原本可能需要極長壽命才能啟動的熱疲勞循環，因製造缺陷的疊加而迅速導致失效 3。

 

2.3 銲接殘留應力與潛變-疲勞交互作用

在高溫核反應爐 (例如 ASME Section III, Division 5 涵蓋的設計與建造標準) 中，銲接殘留應力被確定是導致潛變疲勞 (Creep-Fatigue) 提前劣化的重要因素 11。在這些高溫環境中，殘留應力會透過應力鬆弛 (Stress Relaxation) 機制，促進應力鬆弛龜裂 (Stress Relaxation Cracking) 的發生。

現行的 ASME Section III, Division 5 規則在設計評估中通常不考慮 WRS，假設銲接工藝和後續的載荷循環會使殘留應力降低 11。然而，鑑於 WRS 對潛變裂紋擴展的增強作用，國際標準建議，當殘留應力不可忽略或未通過銲後熱處理 (Post-Weld Heat Treatment, PWHT) 減緩時，必須將其影響納入潛變-疲勞損傷評估中 11。這通常需要採用更複雜的非彈性分析方法來評估銲接殘留應力對增強潛變損傷的影響 11。

這裡存在一個結構完整性的核心矛盾，特別是在 BWR 環境中：PWHT 能有效減緩 WRS 5，但為了避免沃斯田鐵不鏽鋼發生敏化 (Sensitization) 現象（敏化會增加 SCC 的敏感性），通常會避免執行 PWHT 8。因此，核電廠的製造和維護策略必須在減輕 WRS 帶來的機械風險與預防敏化帶來的化學風險之間進行風險權衡。

 

3: 冷彎塑性預應變對材料特性的改變

 

3.1 冷加工硬化與微結構演變

冷彎作業是一種製造管件彎頭或進行管線校正的常見製程，它會導致材料產生塑性應變，即預應變 4。這種塑性變形，特別是在沃斯田鐵不鏽鋼（如 SS304L）中，會引起顯著的加工硬化 (Strain Hardening)，從而改變材料對後續循環應力的機械響應 13。

對於某些沃斯田鐵材料，塑性變形可能引發相變，例如沃斯田鐵轉變為馬氏體 (Martensite)。研究指出，在 AISI 316L 不鏽鋼中，冷彎引入的殘留應力即與這種相變有關，這種微結構演變會直接影響材料在動態載荷下的應力-應變行為、應力範圍和應力比 15。

材料本構模型的改變是結構評估中的一個重要因素。由於冷彎製程改變了材料的屈服強度和應變硬化行為，後續進行熱疲勞有限元素分析 (FEA) 建模時，必須使用考慮了加工硬化程度和潛在相變的修正本構模型 15。若採用原始未變形材料的本構模型，將會嚴重高估冷彎區域的疲勞壽命。

 

3.2 預應變對高週次疲勞 (HCF) 特性的影響

冷彎引入的塑性預應變對熱疲勞特性的影響複雜，並且極大地取決於載荷控制模式。熱疲勞事件主要源於約束熱膨脹和收縮，本質上是一種應變控制 (Strain Control) 現象 13。

在高週次熱疲勞 (HCF) 評估中，研究指出沃斯田鐵不鏽鋼的「過度硬化」在應變控制模式下是有害的 13。這意味著冷彎作業導致的材料加工硬化，可能會直接削弱核能管件對應變控制的熱疲勞載荷的抵抗能力。相反，如果測試是在應力控制下進行，則影響可能不同 13。

此外，分析結果表明，僅僅使用塑性應變幅值作為疲勞參數，可能不足以完全描述經過預應變材料的 HCF 行為 13。這強調了在評估冷彎管件時，必須考慮更全面的疲勞參數，例如 Smith-Watson-Topper (SWT) 參數，已被證明能夠更好地關聯預應變材料在不同載荷條件下的實驗數據 13。

 

3.3 預應變對環境輔助疲勞 (EAF) 壽命的影響

冷加工硬化不僅改變了機械性能，也增強了材料對環境輔助龜裂 (Environmentally Assisted Cracking, EAC) 機制的敏感性 14。

在輕水反應爐 (LWR) 的水環境中，預應變被視為低週次疲勞 (LCF) 壽命降低的一個可能機制 14。實驗研究顯示，304L 不鏽鋼板材經過冷軋或拉伸等預應變處理後，其在 300°C PWR 初級水環境中進行疲勞測試，壽命會受到影響 14。

雖然環境疲勞壽命修正因子 (Fen) 已被標準化以考慮水環境的總體影響，但塑性應變對微結構的演變，使其在暴露於初級水之前就增加了對龜裂的敏感性，進一步惡化了疲勞性能 14。因此，冷彎製程實際上是 EAF 損傷的一個助推器。製造環節引入的塑性變形，與營運環節的熱疲勞循環和 LWR 環境相結合，共同導致了沃斯田鐵不鏽鋼疲勞壽命在水環境中相對空氣環境大幅降低約 12 倍的嚴重後果 16。

 

4: 電銲與冷彎的交互作用及複合損傷機制

 

4.1 複合應力場的建立與分析

在核能管線的製造實踐中，冷彎管件隨後進行電銲是常見的工序。此時，銲接殘留應力將疊加在冷彎製程已經產生的殘留應力之上，形成一個高度複雜的複合應力場 15。

對於預變形的結構組件，疲勞評估必須同時考慮兩個關鍵因素：第一是臨界點的初始殘留應力狀態；第二是動態循環載荷過程中的應力狀態 15。如果忽略了冷彎或銲接引入的初始應力狀態，將導致對組件疲勞壽命的評估產生重大誤差。

由於熱疲勞涉及瞬態溫度場，精確的應力分析要求 FEA 模型中的機械和物理屬性，包括屈服應力、彈性與塑性模數以及熱膨脹係數，都必須被視為溫度依賴性的參數 17。缺乏這種溫度依賴性模型，將難以準確捕捉瞬態熱負荷對複合應力場的實際影響。

 

4.2 塑性應變能密度法在複合疲勞壽命預測的應用

傳統的應力-壽命 (S-N) 或應變-壽命 (ε-N) 曲線通常基於處女態材料，難以準確描述經過塑性預應變和銲接殘留應力影響的複合材料的疲勞行為。鑑於預應變和 WRS 改變了材料的彈塑性行為，基於應變能密度 (Strain Energy Density) 的方法在複合載荷下的疲勞壽命預測中表現出更高的適用性 4。

基於能量的疲勞預測方法能夠捕捉材料在製造過程中對疲勞壽命的預先消耗。實驗工作證實，對銲接接頭進行預應變處理會導致其塑性應變能密度增大，同時彈性應變能密度減小 4。這種能量分佈的變化反映了材料抵抗疲勞損傷能力的實質性改變。

當冷彎造成的塑性變形發生後，材料抵抗疲勞損傷的能力就被實質上預先消耗。隨後，高拉伸 WRS 作用於這個已經塑性「受損」的材料上，使得臨界點的彈塑性響應被永久改變。這導致隨後的循環熱載荷，即使是在低應變幅下，也更容易造成累積損傷，從而大幅縮短結構的實際安全服役壽命。結合應變能密度方法的疲勞壽命估算模型已被證明，對於考慮預應變影響的銲接接頭，其預測結果與實際測試數據具有良好的一致性 4。

 

4.3 非線性有限元素分析 (FEA) 在複雜應力評估中的角色

熱疲勞損傷的計算由於涉及複雜的熱流體動力學與材料非線性行為，充滿挑戰且易產生高度不確定性 18。為了可靠地估計熱疲勞裂紋的啟動和擴展壽命，必須採用非線性有限元素方法。

FEA 在此處的作用不僅限於模擬熱負荷，更關鍵在於準確建模非線性材料行為。為了模擬裂紋的擴展，工程師通常需要結合使用裂紋尖端應力強度因子 (K) 解決方案的工程方法，以及 3-D 彈塑性開裂體分析 (3-D Elastic–Plastic Cracked-Body Analysis) 18。透過精確建模非線性材料行為 (包括加工硬化和潛變損傷模型 19)，FEA 才能可靠地估計裂紋啟動所需的循環次數 18。

由於複合應力場的非線性和塑性變形歷史，傳統的設計分析方法（如線性彈性分析與 Ke 修正因子 20）已不足以確保保守性。製造缺陷的存在強制性地要求分析人員必須採用更先進的非線性 FEA 或彈塑性分析，例如 ASME Section III, Division 5 所推薦的非彈性分析 11，以準確評估應力集中區的真實應變幅和潛變疲勞損傷。

 

5: 疲勞壽命評估與法規遵循

 

5.1 ASME 規範疲勞評估基準與限制

ASME 鍋爐與壓力容器規範 (B&PV Code) Section III Subsection NB 提供了核能壓力容器和管線組件的疲勞評估規則。疲勞評估主要基於 S-N (應力-循環數) 曲線，並透過計算累積使用因子 (Cumulative Usage Factor, CUF) 來評估部件壽命。CUF 是每個應力水平下的預期循環數 (n) 與允許循環數 (Nadm) 之比的總和 20。在缺乏詳細非彈性分析時，規範允許使用彈塑性應變修正因子 (Ke) 進行簡化的彈性分析 20。

然而，傳統 ASME 疲勞評估存在兩個主要限制：

  1. S-N 曲線通常是在空氣環境中獲得的 20。
  2. 評估通常假定材料為原始態，未充分考慮製造缺陷 (如高 WRS 和預應變) 的影響。

這兩種假設在實際輕水反應爐 (LWR) 運行環境中，面對存在製造缺陷的管件時，均會導致對疲勞壽命的嚴重高估。

 

5.2 輕水式反應爐 (LWR) 環境效應修正因子 Fen

為了應對水環境對疲勞壽命的負面影響，法規機構開發了環境疲勞壽命修正因子 (Fen)。LWR 冷卻水環境被證明會對壓力容器和管線鋼材的疲勞抵抗能力產生潛在的顯著影響 16。

Fen 因子用於將 LWR 環境的影響納入 ASME Code Section III 疲勞評估中 16。NUREG/CR-6909 報告提供了 Fen 的技術基礎，該因子是應變率和溫度等關鍵參數的函數，因為它們對疲勞壽命的降低有最顯著的影響 14。

LWR 環境對不同材料的疲勞壽命降低程度存在顯著差異：

TABLE 5-1: LWR 環境對不同核級材料疲勞壽命的降低效應 (Environmental Reduction Effects on Fatigue Life of Nuclear Grade Materials)

材料類型 最大疲勞壽命降低因子 (Fen​) 相關環境參數 來源/依據
沃斯田鐵不鏽鋼 (Austenitic Stainless Steel) 12 倍 應變率、溫度、溶解氫 NUREG/CR-6909 14
碳/低合金鋼 (Carbon/Low-Alloy Steel) 17 倍 應變率、溫度 NUREG/CR-6909 16
鎳-鉻-鐵合金 (Ni-Cr–Fe Alloys) 3 倍 應變率、溫度 NUREG/CR-6909 16

例如，沃斯田鐵不鏽鋼在 LWR 水環境中的疲勞壽命可能比在空氣中低約 12 倍 16。這種環境導致的壽命銳減與製造缺陷（如預應變導致的微結構演變和敏感性增加 14）結合，是加速管線失效的核心原因。

 

5.3 裂紋容許度評估與等效單一裂紋 (ESC) 模型

熱疲勞機制的特點在於可以導致多個小疲勞裂紋在表面啟動，隨後聚結 (coalesce)，最終擴展成一個等效的長單一裂紋 21。這種裂紋形態給法規評估帶來了挑戰。

ASME Code Section XI Appendix L 用於進行缺陷容許度評估 (Flaw Tolerance Evaluation)，傳統上假設的預設缺陷縱橫比 (長度與深度比) 為 6:1 21。然而，現場經驗和性能驗證數據顯示，熱疲勞裂紋的縱橫比往往更大，因為裂紋聚結會產生相對較長的缺陷 21。因此，使用預設的 6:1 縱橫比進行允許運行週期的計算會是非保守的 21。

為了應對這一挑戰，法規改進的基礎是開發等效單一裂紋 (Equivalent Single Crack, ESC) 模型 21。ESC 模型提供了介於 6:1 縱橫比和全圓周裂紋之間的參考缺陷縱橫比，用於缺陷容許度評估。ESC 模型的目的是在 Appendix L 缺陷容許度評估中，考慮到由多個疲勞裂紋聚結而產生的相對較長缺陷的影響 21。

Fen 因子（環境導致的壽命銳減）和 ESC 模型（處理複雜裂紋形態）的引入，標誌著法規設計哲學的演變：它們確認了由於製造缺陷和環境效應，裂紋啟動是難以完全避免的。因此，結構完整性評估的焦點已從「防止裂紋啟動」轉向「透過斷裂力學 (Fracture Mechanics) 有效管理裂紋擴展速率」 21。ESC 模型有效地連接了實際在役檢測到的複雜裂紋形態與法規認可的裂紋擴展計算模型，確保了更保守且準確的壽命預測 21。

 

6: 結構完整性評估與預測技術

 

6.1 斷裂力學在裂紋擴展中的應用

斷裂力學 (Fracture Mechanics) 是評估含有已知缺陷的核能管線疲勞壽命的基礎工具。疲勞裂紋的擴展通常分為三個階段：裂紋啟動、穩定裂紋擴展（通常遵循巴黎定律，由循環應力強度因子 Δ KI 驅動），以及達到臨界應力強度因子 KIC 時發生的快速斷裂 7。

對於熱疲勞裂紋的評估，斷裂力學的應用是實施適用性評估 (Fitness-for-Service, FFS) 的核心，例如遵循 API 579-1/ASME FFS-1 等行業標準 7。工程師計算已知裂紋尺寸的應力強度因子，並與材料的斷裂韌性進行比較。

在熱疲勞的模擬中，計算是複雜的。研究表明，可以使用一個保守的疲勞裂紋擴展定律與工程模型相結合，來估算熱疲勞裂紋的擴展 18。由於熱應力會導致非線性材料響應，這些工程模型通常需要透過 3-D 彈塑性開裂體分析來進行驗證 18。透過準確建模熱負荷和材料的非線性行為，可以對啟動循環數進行可靠的估計 18。

 

6.2 熱疲勞損傷監測與預警算法

鑑於製造缺陷（WRS 和預應變）縮短了裂紋啟動壽命，且實際熱混合事件的頻率和幅度可能高於設計假設，因此結構完整性評估需要從間歇性的設計評估轉向持續性的在役風險監控。

核電廠已開發並應用完整的疲勞監測算法，使用數學模型來追蹤組件在役期間的實際疲勞損耗 20。這些模型通常基於杜哈梅爾原理 (Duhamel’s principle)，並利用傳遞函數和影響函數 (Transfer and Influence Functions) 進行數值分析 20。

這些傳遞函數和影響函數是透過組件（例如 BWR 給水噴嘴）的 3D 有限元素模型結合熱學和結構分析來獲取的 20。此新方法計算的應力強度與完整的瞬態 FEA 模型結果表現出良好相關性 20。該算法用於計算組件關鍵區域的累積使用因子 (CUF)，同時將 LWR 環境效應納入考量 20。

如果 FEA 模型中使用的材料本構關係或潛變本構方程未能準確考慮冷彎造成的加工硬化和殘留應力，將導致傳遞函數和影響函數的計算不準確 15。因此，實時疲勞監測系統的精度，直接取決於製造歷史在 FEA 模型中的準確反映。

 

6.3 NESC 等國際合作組織的評估方法論

國際社會已認知到熱疲勞現象的複雜性。歐洲核結構組件評估網絡 (NESC) 於 2003 年啟動了一個項目，旨在為輕水反應爐系統中的混合三通管處的高週次熱疲勞 (HCTF) 制定一套共識方法論 1。

該項目彙集了來自多個歐洲國家的十多個組織，共同致力於開發一個多層次的熱疲勞損傷程序。該程序反映了熱疲勞現象的多學科性質，涵蓋了：

  1. 熱流體動力學 (Thermo hydraulic)： 評估湍流混合引起的熱負荷。
  2. 材料特性： 考慮材料對熱循環的響應。
  3. 應變評估： 透過 FEA 進行應變場分析。
  4. 損傷分析： 應用損傷累積模型。
  5. 斷裂力學 (Fracture Mechanics)： 評估裂紋擴展。
  6. 在役檢查 (ISI) 性能： 驗證評估的可靠性 1。

NESC 項目創建了一個包含 45 個營運組件和 5 個實驗室模擬測試的熱疲勞損傷案例數據庫，用於驗證這套多層次評估程序的有效性 1。這項工作確認了從熱流體計算到結構應變評估直至最終壽命預測的綜合方法是必要的。

 

7: 缺陷減緩與非破壞檢測

 

7.1 殘留應力減緩技術：銲後熱處理 (PWHT) 與銲道覆蓋 (WOL)

控制製造缺陷引起的殘留應力是減緩熱疲勞損傷的首要屏障。銲後熱處理 (Post-Weld Heat Treatment, PWHT) 是一種廣泛應用於降低銲接殘留應力的有效方法 5。對於碳鋼和低合金鋼 (如 P-4 和 P-5A 材料)，PWHT 能顯著降低殘留應力，尤其有助於減緩高溫運行組件的應力鬆弛龜裂 12。

然而，PWHT 在沃斯田鐵不鏽鋼中的應用受到限制。如前所述，為了避免在 BWR 環境中不鏽鋼發生敏化現象（敏化會增加 SCC 敏感性），工程師通常會避免執行 PWHT 8。這種做法的代價是接受銲接區域存在高拉伸殘留應力，從而強烈驅動熱疲勞和 SCC 的啟動 9。

當 PWHT 不可行時，銲道覆蓋 (Weld Overlay, WOL) 成為一種替代的殘留應力減緩技術。WOL 的目的是在管件內表面（通常是裂紋啟動的臨界區域）產生層壓壓應力，從而抵消拉伸 WRS，抑制裂紋的啟動和擴展 5。

 

7.2 爐水化學控制與材料選擇

除了機械方面的控制，爐水化學控制和材料選擇也是減緩 EAC 的重要手段。嚴格監控爐水的化學成分，可降低環境對 SCC 和 EAF 的敏感性 10。

在材料選擇方面，鎳-鉻-鐵合金如合金 690 和合金 800，由於具有更高的鉻含量，對壓水應力腐蝕龜裂 (PWSCC) 展現出優異的抵抗力 23。研究顯示，合金 690 和合金 800 的疲勞性能優於 Argonne 設計曲線和 ASME 設計曲線 24。在設計新管線時，使用此類先進材料能提供更高的安全裕度。

 

7.3 先進非破壞檢測方法：分相陣列超音波檢測 (PAUT)

在役檢查 (ISI) 的精度，特別是在複雜的熱疲勞裂紋檢測方面，對於結構完整性評估的可靠性至關重要。熱疲勞裂紋往往是多重啟動、淺而長、且形態複雜的。傳統的非破壞檢測方法，如射線檢測 (RT) 和手動超音波檢測 (MUT)，難以提供精確的裂紋數據 25。

分相陣列超音波檢測 (Phased Array Ultrasonic Testing, PAUT) 由於其高角分辨率和高頻探頭，已證明是檢測和定性熱疲勞裂紋的有力工具 26。PAUT 能夠提供傳統 NDT 方法無法獲得的裂紋形態的高解析度圖像，並能精確測量裂紋的位置、形狀和尺寸 25。例如，PAUT 已被用於驗證和精確測量熱疲勞裂紋的穿壁深度，如 14mm 或 17mm 26。

PAUT 的高精度對於後續的斷裂力學評估至關重要。由於熱疲勞裂紋具有多重啟動和聚結的特點，必須使用等效單一裂紋 (ESC) 模型進行容許度評估 21。如果 NDT 無法精確捕捉裂紋的長度和深度，工程師將被迫採用過於保守的假設，這可能導致不必要的運行週期縮短。因此，PAUT 的精確數據是實現基於風險的 FFS 評估 (Risk-Informed FFS) 的先決條件 25。

TABLE 5-1: PAUT 在熱疲勞裂紋檢測中的性能優勢

檢測參數 傳統 UT/RT 分相陣列 UT (PAUT) 結構完整性評估應用
裂紋定位與尺寸精度 精度較低，難以精確量測深度 高精度，可提供裂紋深度、長度、形狀等精確數據 裂紋容許度評估 (ESC 模型輸入) 11
適用缺陷類型 適用範圍受限，難以檢測 I.D./O.D. 表面裂紋 擅長檢測銲縫缺陷、環境或製程誘發的裂紋 (如熱疲勞) 銲縫、複雜幾何形狀、HAZ 區域檢測 6
數據可視化 慢，數據可視化能力有限 快速掃描，提供 S-scan 等高解析度圖像 輔助工程師進行裂紋特性判斷和評估 10

 

8: 結論與建議

 

8.1 綜合分析要點總結

本報告分析表明，核電廠管線的熱疲勞龜裂並非單一因素造成，而是湍流熱負荷、電銲殘留拉伸應力 (WRS) 和冷彎塑性預應變三者之間高度非線性的協同作用結果。

  1. 製造缺陷是啟動加速劑： 冷彎製程引入的塑性預應變實質上改變了材料的本構關係，使其在應變控制的熱疲勞載荷下更為敏感，並增加了對 LWR 環境輔助龜裂的敏感性。高拉伸 WRS (可達 487MPa) 則作為高平均應力，極大地提高了裂紋擴展速率，導致如 Civaux-1 事件中觀察到的短時間內失效。
  2. 法規和評估的進化： 法規體系通過引入環境疲勞壽命修正因子 (Fen) 和等效單一裂紋 (ESC) 模型，正式承認了環境效應（可使不鏽鋼壽命降低 12 倍）和複雜裂紋形態對傳統設計壽命的非保守影響。這標誌著結構完整性評估的焦點從理想化的「設計預防」轉向「通過斷裂力學進行在役缺陷管理」。

 

8.2 建議的設計與製造規範優化

結構完整性評估應將製造控制視為減緩風險的首要屏障：

  1. 關鍵區域的製程與材料控制：
    • 在設計高熱負荷區域（如混合三通管、RHR 連接點）的管線時，應嚴格限制冷彎操作產生的塑性應變幅度。
    • 在進行 FEA 評估時，必須使用考慮了加工硬化程度和殘留應力場的非線性材料本構模型，特別是在進行彈塑性分析或非彈性分析時，以避免高估冷彎區域的疲勞壽命。
  2. 殘留應力最小化措施：
    • 對於無法進行 PWHT 的沃斯田鐵不鏽鋼管線，應強制實施低應力銲接程序（優化銲接線能量和銲接順序 6）或應用銲道覆蓋 (WOL) 技術，以確保管件內表面處於或接近壓應力狀態，從根本上抑制裂紋啟動。

 

8.3 建議的運行與監測策略

  1. 實時疲勞監測系統部署：
    • 必須部署基於傳遞函數和 3D FEA 模型的實時累積使用因子 (CUF) 監測系統 20。該系統應根據實際操作條件（包括瞬態溫度、應變率）連續計算組件的疲勞損傷累積，並在累積使用因子達到極限值時，根據法規標準觸發預警或檢查。
  2. 高精度在役檢查 (ISI) 策略：
    • 將分相陣列超音波檢測 (PAUT) 定為高風險區（銲縫及 HAZ 附近）的標準 ISI 方法 25。PAUT 獲得的精確裂紋深度和長度數據，是後續進行斷裂力學適用性評估的關鍵輸入。
    • 在 FFS 評估中，必須應用等效單一裂紋 (ESC) 模型來處理熱疲勞導致的長、多重啟動裂紋形態，以定義保守且符合實際裂紋幾何的安全運行週期 21。

 

參考文獻

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