基於 ASME Section III 之核電廠管路冷作彎管與感應加熱退應力熱處理（IH-SRHT）分析報告 ( Analysis Report on Cold-Bending Pipe and Induction Heating Stress Relief Heat Treatment (IH-SRHT) in Nuclear Power Plants Based on ASME Section III)

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一、 摘要:監管框架與核能規範之演進脈絡

 

核電廠管路系統的安全性是核能設施運行的核心保障，其設計、製造與檢驗必須嚴格遵循美國機械工程師學會（ASME）鍋爐與壓力容器規範（BPVC）第 III 卷。根據規範架構，核能組件被劃分為三個主要的品質等級，分別由 Subsection NB（第 1 級組件）、NC（第 2 級組件）及 ND（第 3 級組件）進行規範 1。第 1 級組件代表了最高的品質要求，通常屬於反應爐冷卻劑壓力邊界的一部分，其失效將直接威脅反應爐爐心的冷卻安全 2。相較之下，第 2 級組件則多與緊急冷卻系統及安全相關系統有關，而第 3 級組件則應用於一般廠房運行的支持系統 2。

在 ASME Section III 的設計哲學中，針對壓力邊界的保護主要體現於防止災難性失效及防止裂紋的起始與擴展 1。對於第 1 級組件，NB-3200 提供了「基於分析的設計」（Design by Analysis）方法，這要求分析師必須精確識別主要應力（Primary Stress）、次要應力（Secondary Stress）以及峰值應力（Peak Stress）1。這種分類對於評估組件在循環載荷下的疲勞壽命至關重要。特別是在管路製造過程中，冷作彎管所引入的殘餘應力被歸類為自限性的次要應力，但在隨後的熱處理過程中，這些應力的釋放行為與材料的冶金特性密切相關 2。

值得注意的是，ASME Section III 與 Section VIII（一般壓力容器）在設計基準上存在顯著差異。Section III, Class 1 使用的是最大剪應力理論（Tresca 準則），其設計應力強度 Sm 的基礎通常取抗拉強度的 1/3 與屈服強度的 2/3 之較小值 5。這種嚴格的設計餘裕確保了組件在設計壽命內，即便面臨瞬態溫度波動，仍能維持結構完整性。對於管路而言，設計規範（Design Specification）的作用不容忽視，它不僅規定了設計壓力與溫度，還必須明確指出是否需要進行特殊的熱處理以應對特定的腐蝕環境或疲勞需求 1。

表 1：ASME Section III 不同子章節之應用範疇與品質分級

子章節代號 組件等級 安全重要性 典型應用系統 設計基準與要求
Subsection NB Class 1 最高 反應爐冷卻劑主迴路 嚴格執行 Design by Analysis (NB-3200) 1
Subsection NC Class 2 高 緊急爐心冷卻系統 (ECCS) 多採用 Design by Rule，亦可參考 NC-3200 2
Subsection ND Class 3 中 廠房運作支援系統 以 Design by Rule 為主，品質要求相對較寬鬆 2
Subsection NH Class A/B 特高 高溫氣冷堆等高溫應用 考量時間相關的蠕變效應與應力破斷 9

二、 材料分類體系與 P-Number 冶金特性

 

為了有效管理龐雜的材料種類並簡化銲接與加工程序的資格鑑定，ASME Section IX 建立了 P-Number（P-No.）系統。這一系統根據材料的化學成分、可銲性、機械性能及冶金反應進行分組 11。在核能管路系統中，材料的退應力參數（溫度與保溫時間）是直接依據其 P-Number 來確定的，這反映了不同合金系統在熱處理過程中的相變規律與應力釋放動力學 13。

2.1 碳鋼與低合金鋼（P-No. 1 至 P-No. 5）

P-No. 1 代表碳錳鋼，這是核電廠管路中最常用的材料。對於這類材料，主要的退應力需求來自於減少銲接熱影響區（HAZ）的硬度及釋放加工殘餘應力 12。隨著合金元素（如鉻、鉬）含量的增加，材料進入 P-No. 3、P-No. 4 及 P-No. 5 等級，這些材料具備更高的硬化傾向與高溫強度 11。

P-No. 5A（2 1/4% Cr – 1% Mo）與 P-No. 5B（如 P91 改良型 9Cr-1Mo）在現代核能電廠中佔有重要地位，特別是在高溫蒸汽系統中。這些材料的熱處理過程極其敏感，溫度若低於規範下限則無法有效釋放應力，若高於相變點則會破壞材料的顯微組織，導致蠕變強度永久性下降 16。特別是 P91 材料，其被歸類為 P-No. 5B, Group 2，其熱處理必須精確控制在馬氏體回火範圍內 16。

2.2 沃斯田鐵不銹鋼與高鎳合金（P-No. 8 與 P-No. 4X）

P-No. 8 包括了 304、316 等沃斯田鐵不銹鋼，這類材料在冷作彎管後通常不需要進行退應力熱處理，除非是為了提高抗應力腐蝕龜裂（SCC）的能力 17。沃斯田鐵材料在高溫下會發生敏化現象（Sensitization），即鉻碳化物在晶界析出導致貧鉻區產生，因此若需進行熱處理，通常採用固溶退火（Solution Annealing）18。

表 2：核能管路常見材料之 P-Number 分類與特性摘要

P-Number 主要合金體系 典型材料規範 (SA) 冶金特徵與銲接關注點 退應力熱處理之必要性
P-No. 1 碳錳鋼 (C-Mn) SA-106 Gr. B, SA-333 Gr. 6 良好的可銲性，具有一定的應變時效風險 11 厚度 > 1 1/2 吋通常為強制性 14
P-No. 3 1/2% Mo, 1/2% Cr-1/2% Mo SA-335 Gr. P1, P2 中等硬化倾向，需注意氫致裂紋風險 12 對於厚度超過 1/2 吋之組件為強制性 14
P-No. 4 1 1/4% Cr – 1/2% Mo SA-335 Gr. P11 具備良好的高溫蠕變抗力，易發生回火脆化 11 所有厚度通常均需執行，除非特定豁免 14
P-No. 5A 2 1/4% Cr – 1% Mo SA-335 Gr. P22 高溫強度優異，銲接後需立即進行後加熱 12 為確保延性及韌性之必要程序 14
P-No. 5B 9% Cr – 1% Mo – V (P91) SA-335 Gr. P91 強硬化倾向，熱處理參數窗口極窄 16 嚴格限制最高溫度以防止過早蠕變破斷 16
P-No. 8 沃斯田鐵不銹鋼 (18Cr-8Ni) SA-312 TP304, TP316 無相變，高溫下易發生敏化現象 11 通常不建議局部熱處理，除非特定製程需求 18

三、 冷作彎管之機械行為與應變極限值分析

 

冷作彎管是核能管路製造中實現空間佈置的重要手段。在常溫下對管材施加彎曲力矩，管材外側受拉、內側受壓，這種非均勻的塑性變形會導致管壁厚度的變化及顯微組織的畸變 22。ASME Section III 針對成型應變（Forming Strain）設定了明確的控制極限值，這直接決定了組件在成型後是否必須進行熱處理以恢復其機械性能。

3.1 成型應變計算公式與物理意義

根據 NB-4213, NC-4213 與 ND-4213 的規定，管材彎曲產生的極限纖維伸長率（Extreme Fiber Elongation）通常使用以下公式估算：

εf = 50t/Rf *[1 – ( Rf/Ro )]

其中，t 為管材名義厚度，Rf 為彎曲中心線的最終半徑，而 Ro 為原始半徑（對於直管，原始半徑視為無窮大，則公式簡化為 50t/Rf）24。對於球形或碟形表面的成型，由於存在雙向應力狀態，其應變係數通常調增至 75 24。

這公式的物理意義在於量化塑性變形的程度。當應變增加時，位錯密度（Dislocation Density）呈幾何級數上升，位錯之間的相互作用會導致位錯塞積（Dislocation Pile-up），從而顯著提高材料的硬度與強度，但這是以犧牲斷裂韌性與延展性為代價的 23。

3.2 應變極限值與熱處理豁免條件

ASME 規範一般以 5% 的應變作為是否需要強制進行熱處理的分水嶺 26。然而，針對不同的 P-Number 及其厚度，規範提供了細緻的豁免條款：

  1. P-No. 1 材料：若厚度小於等於 3/4 吋（19 mm），即使彎管應變超過 5%，通常也無需進行熱處理，除非組件用於致命介質或有衝擊試驗要求 15。
  2. 應變超過 40%：無論厚度如何，P-No. 1 材料若應變超過 40%，必須進行熱處理以消除嚴重的加工硬化 27。
  3. 厚度與應變的交互影響：若成型過程中管壁減薄率超過 10% 且應變超過 5%，則熱處理成為強制要求 27。
  4. 溫度敏感區：若成型是在 250°F 至 900°F（120°C 至 480°C）的溫度範圍內進行（所謂的溫作），由於可能發生應變時效脆化（Strain Aging Embrittlement），規範通常要求進行後續熱處理 27。

四、 冷作變形對微觀組織之影響機制

 

深入分析冷作彎管的失效風險，必須從微觀冶金學的角度理解應變能的儲存與釋放。冷加工過程將機械能轉化為晶格缺陷能，主要儲存在點缺陷（空位、間隙原子）及線缺陷（位錯）中 28。

4.1 位錯動力學與加工硬化

在冷彎過程中，沃斯田鐵不銹鋼（如 P-No. 8）會發生顯著的位錯積累。掃描電子顯微鏡（SEM）與電子背散射繞射（EBSD）分析顯示，變形區域會出現高密度的幾何必需位錯（GND），並在晶界附近形成應變梯度 23。這種微觀狀態是不穩定的，處於亞穩態（Metastable State）的材料在長期服役中，若暴露於輻射環境或高溫環境，這些儲存的應變能會促使原子擴散，進而引發局部腐蝕或應力腐蝕龜裂 23。

對於含鎳量較高的材料（如 5% Ni 鋼），冷彎會在表面或次表面引發剪切帶（Shear Bands），這是應變局域化的表現 23。這些剪切帶是裂紋起始的潛在位點。此外，內弧側受壓、外弧側受拉的應力分佈，會導致材料內部出現明顯的織構（Texture）演變，影響材料的各向同性 25。

4.2 三軸應力狀態對失效的影響

研究表明，失效應變並非定值，而是與應力狀態密切相關。三軸應力係數（Triaxiality Factor, TF）定義為平均應力與等效應力的比值：

TF = σm/σ¯

在三軸拉伸狀態下（TF 較高），材料的斷裂應變顯著降低；而在壓縮狀態下（TF 為負值），材料能承受更大的變形而不發生斷裂 32。在冷彎過程中，外弧側處於拉伸狀態，若管壁較厚，則會形成較高的三軸拉伸應力，顯著降低了材料的餘裕度。這也是為什麼 ASME Section III 對於厚壁管件的彎曲限制更為嚴格的原因 32。

五、 退應力熱處理（SRHT）之參數定義與法規要求

 

退應力熱處理（Stress Relief Heat Treatment）的核心目標是在不顯著改變材料原始設計性能的前提下，通過熱激活過程使位錯發生攀移與湮滅，從而降低殘餘應力。這過程在冶金學上包含回復（Recovery）與再結晶（Recrystallization）兩個階段 28。

5.1 回復階段的應力釋放

在較低的溫度下，原子擴散能力有限，顯微組織在光學顯微鏡下觀察不到明顯變化。然而，在微觀尺度上，位錯會進行重組形成亞晶界（Subgrain Boundaries），這種現象稱為多邊形化（Polygonization）28。此階段能釋放大部分的殘餘應力，且材料的強度與硬度不會大幅下降，是核能管路局部熱處理最理想的控制範圍 19。

5.2 再結晶與晶粒長大的風險

若熱處理溫度過高，新的無應變晶粒會形核並長大，取代原有的變形晶粒。雖然這能完全消除應力並恢復延性，但對於某些強化材料（如經過正火加回火處理的低合金鋼），再結晶會導致強度低於設計要求 29。隨後的晶粒長大（Grain Growth）則會顯著降低材料的衝擊韌性 29。

表 3：基於 ASME P-Number 之退應力熱處理參數基準

P-Number 材料類別 最低保溫溫度 (°C/°F) 保溫時間要求 (以厚度計) 關鍵技術限制與注意事項
P-No. 1 碳鋼 595 (1100) 1 小時/吋 (最少 30-60 分鐘) 超過 650°C 可能導致抗拉強度下降 14
P-No. 3 低合金鋼 (Mo) 620 (1150) 1 小時/吋 (最少 60 分鐘) 需控制冷卻速率以防止硬化 21
P-No. 4 鉻鉬鋼 (1.25Cr) 650 (1200) 1 小時/吋 (最少 60 分鐘) 對回火脆化具敏感性 20
P-No. 5A 鉻鉬鋼 (2.25Cr) 680 (1250) 1 小時/吋 (最少 60 分鐘) 銲接後需立即執行以擴散氫氣 21
P-No. 5B 鉻鉬釩鋼 (9Cr) 704 (1300) 5 分鐘/公釐 (最少 3-4 小時) 嚴禁超過 Ac1 溫度 (約 770°C) 16
P-No. 8 沃斯田鐵不銹鋼 885-1040 (1625-1900) 1 小時/吋 通常執行固溶化處理而非簡易退應力 17

對於 P-No. 5B Gr. 2 (P91) 材料，熱處理溫度的控制精度要求達到 ±10°C 以內。若溫度過高，材料內部的細小析出物（如 M23C6 碳化物）會發生粗化，喪失對位錯運動的釘紮作用，導致蠕變斷裂壽命大幅縮短 16。

六、 感應加熱技術（IH-SRHT）於核能管路之應用

 

感應加熱（Induction Heating）是一種利用電磁感應產生渦流發熱的技術。在核電廠管路施工中，由於現場空間限制與管路幾何複雜度，IH-SRHT 被廣泛用於替代傳統的電阻加熱（Heating Pads）或爐內熱處理 38。

6.1 感應加熱之物理特性與優勢

感應加熱的特點是熱量在管壁內部產生（內部熱源），而非從外部表面傳導。這使得加熱效率高、穿透性強，特別適合厚壁管件。中頻感應加熱（Medium Frequency）能提供更均勻的溫度場分佈 38。此外，感應電纜可靈活纏繞於彎管區域，能夠精確控制加熱區域的範圍，避免對鄰近的敏感組件（如儀表接口）產生熱影響 37。

6.2 局部熱處理之溫度區域定義

根據 ASME Section III 及 AWS D10.10 的指導原則，局部熱處理區域被嚴格劃分為三個功能帶：

  1. 均溫帶 (Soak Band, SB)：這是真正需要達到規範退應力溫度的區域。對於彎管，均溫帶應覆蓋整個變形區及其兩側至少各兩倍管壁厚度（2t）的範圍 38。
  2. 加熱帶 (Heated Band, HB)：為了確保均溫帶在穿透厚度方向上溫度均勻，加熱帶必須比均溫帶更寬。ASME Section VIII 建議加熱帶應至少覆蓋均溫帶兩側各一倍厚度 38。
  3. 梯度控制帶 (Gradient Control Band, GCB)：此區域通常覆蓋厚實的保溫棉，其作用是防止產生過大的軸向溫度梯度。若梯度過大，會產生新的熱應力，抵消退應力的效果甚至引發永久變形 38。

七、 局部熱處理之熱場分佈與應力釋放效率

 

局部加熱最核心的挑戰在於避免「有害的溫度梯度」（Harmful Temperature Gradients）。ASME 規範雖然要求避免有害梯度，但並未提供具體的量化標準。在實務中，通常參考工程實踐與數值模擬結果 38。

7.1 穿透厚度方向之溫度均勻性

由於管路內壁往往暴露於空氣或冷卻劑殘留物中，存在對流散熱。在進行局部感應加熱時，外壁溫度往往高於內壁。對於大直徑厚壁管，內外壁溫差若超過 10% 的絕對溫度值，則應視為熱處理不合格 38。為了解決此問題，可採用管內密封或在管路內壁設置輔助加熱器 39。

7.2 加熱帶寬度的科學計算

各國規範對於局部加熱帶寬度的要求存在差異。為了確保應力釋放效果，研究者開發了基於殼體特徵長度 √Rt 的計算模型 39：

  • ASME B31.3 經驗法則：加熱帶寬度為銲縫寬度加8 mm 38。
  • BS EN 13445 模型：建議寬度為 5√Rt 38。
  • WRC 452 建議值：對於高標準應用，加熱帶寬度應達到 SB + 4√Rt 39。

其中，R 為管路半徑，t 為壁厚。這些公式旨在補償邊界處的散熱，確保殘餘應力在整個管壁橫截面上均勻釋放。

表 4：不同標準對局部熱處理加熱區域之規範對比

參數類別 ASME Section III / VIII ASME B31P BS EN 13445 / PD 5500 WRC 452 / AWS D10.10
均溫帶寬度 (SB) t 或 2吋之較小值 (每側) 3t (每側) 銲縫 + HAZ 區域 參考 ASME VIII 指引 38
加熱帶寬度 (HB) 未具體量化 (禁止有害梯度) 未具體量化 5√Rt (以中心為基準) SB + 2√Rt (每側) 39
梯度控制帶 (GCB) 確保梯度平緩 確保梯度平緩 10√Rt HB + 2√Rt (每側) 38
軸向溫差控制 視材料與結構而定 無明確標準 低於 450°C 限制 1°C/3mm 參考 WRC 研究建議 38

八、 應變基準設計（SBA）與非彈性分析之未來展望

 

隨著計算能力的提升，核能界正逐漸從傳統的「應力限制」設計轉向更符合物理本質的「應變基準」設計（Strain-Based Acceptance, SBA）。這在 ASME Section III, Division 3（運輸容器）與 Division 5（高溫反應爐）中已有具體體現 10。

8.1 非彈性分析之必然性

在極端載荷（如 Level D 事故條件）下，結構必然進入塑性區。彈性分析產生的虛擬「彈性應力」往往遠超屈服點，無法準確反映結構的實際失效風險 32。應變基準設計允許設計者使用非彈性分析技術，通過限制等效塑性應變來確保組件的密封性與完整性 32。

8.2 應變限制與三軸度的整合

現代 SBA 準則要求根據位置對應變進行加權。例如，在遠離結構不連續點的區域，允許的等效塑性應變限值計算如下 24：

  • 平均應變：εavg ≦0.67*εuniform/TF
  • 最大表面應變：εmax ≦ {εuniform + [0.25*(εfracture – εuniform )]}/TF

其中，εuniform 為材料在拉伸試驗中的均勻伸長率。這種方法將冷作彎管引入的預應變（Pre-strain）直接從總應變預算中扣除，提供了一種更具科學依據的評估方法，優於傳統的「5% 成型應變熱處理強制線」24。

九、 品質保證、法規核准與 Code Case 實務應用

 

在核電廠的維修與改建中，應用新技術（如 IH-SRHT）或採用非強制性的退應力參數，必須經過嚴格的法規審查。美國核管會（NRC）通過 Regulatory Guide 1.84 定期更新其認可的 ASME Code Cases 名單 3。

9.1 Code Case 的法律地位與應用範圍

Code Case 提供了一種在不修改正式規範的前提下，允許製造商使用新材料或新工藝的機制。例如，Code Case N-580 與 N-752 分別針對局部加熱與基於風險的管路分類提供了替代方案 2。

在使用 IH-SRHT 進行退應力時，製造商必須準備詳盡的熱處理程序說明書（HTPS），並由獲得授權的檢查員（AI）進行見證。對於 P-No. 5B 等高風險材料，NRC 可能會要求額外的現場硬度測試或顯微組織複製（Replica）檢驗，以證明熱處理未導致過回火或脆化 16。

9.2 結論與工程建議

基於對 ASME 法規與冶金機理的深度研究，核電廠管路冷作彎管及其隨後的退應力熱處理應遵循以下核心原則：

  1. 精確計算成型應變：應嚴格按照 NB/NC/ND-4213 要求的公式計算。對於重要系統，即便應變未達 5%，若材料在服役環境中存在高應力腐蝕傾向，仍應考慮主動執行退應力 1。
  2. 優化感應加熱參數：在執行 IH-SRHT 時，應優先選用中頻感應設備，並將加熱帶寬度設置在 3√Rt 以上。應確保多點溫度監控，尤其是底部 6 點鐘位置與頂部 12 點鐘位置的溫差控制 38。
  3. 嚴控合金鋼溫度窗口：針對 P-No. 4 與 P-No. 5A/B 材料，必須對照材料質報（MTR）中的化學成分，精確計算 Ac1 相變溫度，並將熱處理最高溫度設置在其下方至少 15°C 16。
  4. 推動應變基準評估：對於複雜幾何的彎管，建議逐步引入非彈性有限元分析，結合三軸度修正，評估成型應變對組件疲勞壽命的實際影響，而非單純依賴厚度與應變的簡化豁免表 32。

核能產業對安全性的追求要求我們不僅要「遵守」規範，更要「理解」規範背後的科學邏輯。退應力過程不僅僅是一個溫度的數值，更是材料顯微組織從高能亞穩態向平衡態回歸的精密控制過程 19。

參考文獻

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