核电站反应堆压力容器接管安全端焊缝缺陷定性分析方法

摘要

本发明提供一种核电站反应堆压力容器接管安全端焊缝缺陷定性分析方法，对缺陷幅值大于或等于距离波幅曲线上该缺陷的幅值的20%的缺陷，分别检测两侧幅值差、多角度幅值差、动态波形是否多峰、环绕扫查幅值差、是否发现上下端点信号这五项内容，根据上述五项内容的测试结果，判断该缺陷为非平面性缺陷或者平面性缺陷。该核电站反应堆压力容器接管安全端焊缝缺陷定性分析方法，提出了一种可操作性强、准确性高的安全端焊缝超声检测缺陷定性分析方法，可明显提高核电站反应堆压力容器安全端焊缝制造期间的缺陷定性分析的可靠性，避免带有平面性缺陷的设备进入电厂安装，降低了在核电站现场的返修风险，提高了核电站安全运行的保障。

说明书

技术领域

本发明涉及一种核电站反应堆压力容器接管安全端焊缝缺陷定性分析方法。

背景技术

核电站反应堆压力容器接管安全端由低合金钢、镍基合金预堆边、奥氏体不锈钢焊缝以及堆焊层组成，结构及材料均比较复杂，焊接难度大，可能产生裂纹、未熔合等面积性的危险缺陷，对反应堆压力容器的制造质量以及核电站的安全运行都可能带来比较大的影响。

由于安全端焊缝晶粒粗大、异质界面多，造成超声波检测时的声衰减大，噪声水平高，且晶粒生长方向对超声波的穿透能力及传播方向有较大影响，因此，超声波检测时的缺陷检出及定性分析难度比较大。射线检测方法，由于受射线与缺陷夹角、缺陷自身高度及宽度、焊缝自身组织等因素的影响，对于面积性缺陷的检测能力也不理想，有时甚至由于焊缝组织的原因出现伪缺陷显示。因此，对安全端焊缝的缺陷定性分析一直是无损检测技术领域的一大难题。

目前公开报道的文献资料对焊缝缺陷的定性方法的研究主要是集中在铁素体钢焊缝缺陷的A扫信号的静态波形和动态波形上，这些根据大量的实践经验总结出的定性分析方法，主要是依靠现场检测人员的经验，操作上往往受到检测人员经验水平的影响，干扰定性准确性的因素较多。同时，这些文献资料并没有提出明确的、系统的缺陷定性分析流程，特别是核电站反应堆压力容器的接管安全端焊缝，还没有公开报告专门针对安全端焊缝缺陷的定性分析方法的专利文献。

发明内容

鉴于以上所述现有技术的缺点，本发明的目的在于提供一种核电站反应堆压力容器接管安全端焊缝缺陷定性分析方法，用于解决现有技术中缺少核电站反应堆压力容器接管安全端焊缝缺陷定性分析方法的问题。

为实现上述目的及其他相关目的，本发明提供一种核电站反应堆压力容器接管安全端焊缝缺陷定性分析方法，包括以下步骤：

1)对需要分析的焊缝缺陷进行超声波测量，若该缺陷的缺陷幅值小于距离波幅曲线上该缺陷的幅值的20％，则该缺陷为非平面性缺陷；若该缺陷的缺陷幅值大于或等于距离波幅曲线上该缺陷的幅值的20％，则该缺陷需要进行进一步的检测；

2)对缺陷幅值大于或等于距离波幅曲线上该缺陷的幅值的20％的缺陷，分别检测两侧幅值差、多角度幅值差、动态波形是否多峰、环绕扫查幅值差、是否发现上下端点信号这五项内容，根据上述五项内容的测试结果，判断该缺陷为非平面性缺陷或者平面性缺陷；

3)若判断该缺陷为非平面性缺陷，则该缺陷是相对安全的；若判断该缺陷为平面性缺陷，则该缺陷具有危害性。

优选的，步骤2)中，检测该缺陷的两侧幅值差得到第一分析指标CH1，检测该缺陷的多角度幅值差得到第二分析指标CH2，检测该缺陷的动态波形是否多峰得到第三分析指标CH3，检测该缺陷的环绕扫查幅值差得到第四分析指标CH4，检测该缺陷是否发现上下端点信号得到第五分析指标CH5，最终得到综合分析指标CH＝CH1+CH2+CH3+CH4+CH5，若CH≥0.6，则该缺陷为平面性缺陷，若CH＜0.6，则该缺陷为非平面性缺陷。

进一步的优选，步骤2)中的两侧幅值差的检测方法为：使用两组相同声束角度的探头从缺陷两侧的斜上方分别检测，一组探头测得的缺陷幅值与另一组探头测得的缺陷幅值之差为两侧幅值差，若两侧幅值差≥5dB，则CH1＝0.14，若两侧幅值差＜5dB，则CH1＝0。

进一步的优选，步骤2)中的多角度幅值差的检测方法为：使用声束角度差不小于10°的两组斜探头分别对该缺陷进行检测，一组探头测得的缺陷幅值与另一组探头测得的缺陷幅值之差为多角度幅值差，若多角度幅值差≥6dB，则CH2＝0.17，若多角度幅值差＜6dB，则CH2＝0。

进一步的优选，步骤2)中的动态波形是否多峰的检测方法为：将斜探头靠近或远离缺陷时，若缺陷动态波形图像在不同位置存在多个峰值，则认为动态波形存在多峰，CH3＝0.18，若缺陷动态波形图像在不同位置不存在多个峰值，则认为动态波形不存在多峰，CH3＝0。

进一步的优选，步骤2)中的环绕扫查幅值差的检测方法为：以缺陷为圆心，斜探头在±10°的旋转角度内环绕缺陷进行测量，测量到的缺陷幅值与斜探头在变换扫查方向时所找到的缺陷波幅高度最高值的差值为环绕扫查幅值差，若环绕扫查幅值差≥6dB，则CH4＝0.26，若环绕扫查幅值差＜6dB，则CH4＝0。

进一步的优选，步骤2)中是否发现上下端点信号的检测方法为：采用超声相控阵检测技术对该缺陷进行检测，若在超声相控阵检测出的扇扫图像上观察到明显的信号特征，则认为发现上下端点信号，则CH5＝0.25，若在超声相控阵检测的扇扫图像上没有观察到明显的信号特征，则认为没有发现上下端点信号，则CH5＝0。

如上所述，本发明核电站反应堆压力容器接管安全端焊缝缺陷定性分析方法，具有以下有益效果：

该核电站反应堆压力容器接管安全端焊缝缺陷定性分析方法，提出了一种可操作性强、准确性高的安全端焊缝超声检测缺陷定性分析方法，可明显提高核电站反应堆压力容器安全端焊缝制造期间的缺陷定性分析的可靠性，避免带有平面性缺陷的设备进入电厂安装，降低了在核电站现场的返修风险，提高了核电站安全运行的保障。

附图说明

图1显示为本发明核电站反应堆压力容器接管安全端焊缝缺陷定性分析方法的流程示意图。

图2a至图2b显示为图1所示的核电站反应堆压力容器接管安全端焊缝缺陷定性分析方法的两侧幅值差的检测方法示意图。

图3a至图3b显示为图1所示的核电站反应堆压力容器接管安全端焊缝缺陷定性分析方法的多角度幅值差的检测方法示意图。

元件标号说明

1探头

2待测件

3缺陷

具体实施方式

以下通过特定的具体实例说明本发明的实施方式，本领域技术人员可由本说明书所揭露的内容轻易地了解本发明的其他优点与功效。本发明还可以通过另外不同的具体实施方式加以实施或应用，本说明书中的各项细节也可以基于不同观点与应用，在没有背离本发明的精神下进行各种修饰或改变。

请参阅图1至图3b。需要说明的是，本实施例中所提供的图示仅以示意方式说明本发明的基本构想，遂图式中仅显示与本发明中有关的组件而非按照实际实施时的组件数目、形状及尺寸绘制，其实际实施时各组件的型态、数量及比例可为一种随意的改变，且其组件布局型态也可能更为复杂。

如图1所示，本发明核电站反应堆压力容器接管安全端焊缝缺陷定性分析方法，包括以下步骤：

1)对需要分析的焊缝缺陷3进行超声波测量，若该缺陷3的缺陷幅值小于距离波幅曲线上该缺陷的幅值的20％，则该缺陷3为非平面性缺陷；若该缺陷3的缺陷幅值大于或等于距离波幅曲线上该缺陷的幅值的20％，则该缺陷3需要进行进一步的检测；

2)对缺陷幅值大于或等于距离波幅曲线上该缺陷的幅值的20％的缺陷3，分别检测两侧幅值差、多角度幅值差、动态波形是否多峰、环绕扫查幅值差、是否发现上下端点信号这五项内容，根据上述五项内容的测试结果，判断该缺陷3为非平面性缺陷或者平面性缺陷；

3)若判断该缺陷3为非平面性缺陷，则该缺陷3是相对安全的；若判断该缺陷3为平面性缺陷，则该缺陷3具有危害性。

其中，步骤2)中，检测该缺陷3的两侧幅值差得到第一分析指标CH1，检测该缺陷3的多角度幅值差得到第二分析指标CH2，检测该缺陷3的动态波形是否多峰得到第三分析指标CH3，检测该缺陷3的环绕扫查幅值差得到第四分析指标CH4，检测该缺陷3是否发现上下端点信号得到第五分析指标CH5，最终得到综合分析指标CH＝CH1+CH2+CH3+CH4+CH5，若CH≥0.6，则该缺陷3为平面性缺陷，若CH＜0.6，则该缺陷3为非平面性缺陷。

两侧幅值差的检测方法为：使用两组相同声束角度的探头1从缺陷3两侧的斜上方分别检测，一组探头1测得的缺陷幅值与另一组探头1测得的缺陷幅值之差为两侧幅值差，若两侧幅值差≥5dB，则CH1＝0.14，若两侧幅值差＜5dB，则CH1＝0。如图2a至图2b所示，两组相同声束角度的探头1从缺陷3两侧的斜上方分别检测，其中图2a为俯视图，图2b为图2a的剖视图，两个探头1的声束角度θ₁相等，声束角度为探头1的超声波发射角度与待测件2的表面法线之间的角度。

多角度幅值差的检测方法为：使用声束角度差不小于10°的两组斜探头1分别对该缺陷3进行检测，一组探头1测得的缺陷幅值与另一组探头1测得的缺陷幅值之差为多角度幅值差，若多角度幅值差≥6dB，则CH2＝0.17，若多角度幅值差＜6dB，则CH2＝0。如图3a至图3b所示为两组探头1分别对缺陷3进行检修，其中图3a中的探头1的声束角度为θ₂，图3b中的探头1的声束角度为θ₃，|θ₂-θ₃|≥10°。

动态波形是否多峰的检测方法为：将斜探头1靠近或远离缺陷3时，若缺陷动态波形图像在不同位置存在多个峰值，则认为动态波形存在多峰，CH3＝0.18，若缺陷动态波形图像在不同位置不存在多个峰值，则认为动态波形不存在多峰，CH3＝0。

环绕扫查幅值差的检测方法为：以缺陷3为圆心，斜探头1在±10°的旋转角度内环绕缺陷3进行测量，测量到的缺陷幅值与斜探头1在变换扫查方向时所找到的缺陷波幅高度最高值的差值为环绕扫查幅值差，若环绕扫查幅值差≥6dB，则CH4＝0.26，若环绕扫查幅值差＜6dB，则CH4＝0。

是否发现上下端点信号的检测方法为：采用超声相控阵检测技术对该缺陷3进行检测，若在超声相控阵检测出的扇扫图像上观察到明显的信号特征，则认为发现上下端点信号，则CH5＝0.25，若在超声相控阵检测的扇扫图像上没有观察到明显的信号特征，则认为没有发现上下端点信号，则CH5＝0。

该核电站反应堆压力容器接管安全端焊缝缺陷定性分析方法，提出了一套针对接管安全端焊缝的缺陷定性分析流程及一种可操作性强、准确性高的安全端焊缝超声检测缺陷定性分析方法，通过对平面性缺陷的特征信号进行分析和总结，并对试验数据进行归一化处理，获得缺陷特征信号对应的归一化系数值，最后通过对不同信号特征的归一化系数值进行综合评估后来评定缺陷性质，区分平面性缺陷和非平面性缺陷，如果缺陷3定性为平面性缺陷，那么通常意味着这个缺陷3属于可扩展的危险缺陷，需要通过加强跟踪、返修、甚至更换来做进一步的处理，而对于非平面性缺陷，一般认为是安全的，只进行记录和跟踪处理。

针对核电站反应堆压力容器接管安全端焊缝制造过程中可能产生的焊接缺陷，通过开展一系列超声检测试验，确立了上述缺陷定性分析方法的分析指标和具体分析方法和流程。该方法符合“合于使用”的原则，使用者只需要在缺陷信号特征符合本方法中的分析指标时，即可对缺陷性质进行评价，本发明的缺陷定性分析方法的具体评定步骤包括：

1)幅值筛选：根据ASME规范的规定，缺陷幅值小于20％DAC(DAC，为距离波幅曲线，指同一反射体的信号波幅幅值相对于距离变化的曲线；20％DAC，即某一位置的缺陷幅值为DAC曲线上该位置的幅值的20％)时，不需要对缺陷性质进行分析，即可直接将该类缺陷归类为非平面性缺陷；当缺陷幅值大于或等于20％DAC时，根据ASME规范的规定，则需要对缺陷性质进行研究；

2)对19个平面性缺陷分别从缺陷两侧进行检测，同时还采用超声相控阵技术进行检测，检测结果见表1。从表1可以得到以下两个结果：

a)从缺陷3两侧对平面性缺陷进行检测时，缺陷幅值差大于或等于5dB的比例为47％，即可认为至少47％的平面性缺陷具有该信号特征；

b)从超声相控阵检测结果来看，平面性缺陷中能够清晰分辨出缺陷上下端点信号的比例为84％，即可认为至少84％的平面性缺陷具有该信号特征。

表1：平面性缺陷定性分析指标CH1和指标CH5的试验结果

3)对另外27个平面性缺陷分别进行多角度检测、环绕检测，并观察探头前后移动时的缺陷动态波形，结果见表2。从表2可以得到以下三个结果：

a)采用声束角度差不小于10°的两组斜探头1对缺陷3进行检测时，缺陷幅值差大于或等于6dB的比例为59％，即可认为至少59％的平面性缺陷具有该信号特征；

b)观察缺陷动态波形，可清晰观察到多个峰值的比例为63％，即可认为至少63％的平面性缺陷具有该信号特征；

c)对缺陷进行环绕扫查，当转角达到10°时，缺陷幅值与斜探头1在变换扫查方向时所找到的缺陷波幅高度最高值的差值大于或等于6dB的比例为88％，即可认为至少88％的平面性缺陷具有该信号特征。

4)归一化处理：为便于该缺陷定性分析方法的使用者进行快速评价，根据上述平面缺陷信号特征试验结果的概率统计，分别将平面性缺陷定性分析指标CH1～CH5赋值0.47、0.59、0.63、0.84、0.88，然后分别将各指标的数值除以CH1～CH5总和，得到CH1～CH5指标的归一化数值，分别为0.14、0.17、0.18、0.26、0.25，归一化处理后CH1～CH5的总和为1；

5)缺陷定性评价：进行缺陷定性评价时，如缺陷信号特征满足CH1～CH5中的某项指标则赋予相对应的归一化数值，否则赋予0值，然后将赋值后的CH1～CH5指标值进行相加，如综合评定后的平面缺陷定性分析指标CH大于或等于0.6，则将该缺陷判定为平面性缺陷，否则判定为非平面性缺陷。

表2：平面性缺陷定性分析指标CH2、CH3、CH4的试验结果

表3为采用9个不同性质的缺陷通过本发明的分析方法来判断平面性缺陷进行验证，验证结果证明本发明中的缺陷定性分析方法能够确保定性结果的准确性。

表3：缺陷定性分析方法验证试验结果

本发明确定了核电站反应堆压力容器接管安全端焊缝中缺陷定性分析的五项分析指标，明确了各项分析指标的归一化参数值(CH1～CH5)及缺陷性质(平面性或非平面性)的临界值，并建立了一套用于核电站反应堆压力容器接管安全端焊缝缺陷的定性分析流程，使用本发明中提出的缺陷定性分析归一化参数值和临界值，可简化缺陷定性分析方法，降低影响缺陷定性分析结果的人为因素，提高了分析结果的准确性。

综上所述，本发明核电站反应堆压力容器接管安全端焊缝缺陷定性分析方法，提出了一种可操作性强、准确性高的安全端焊缝超声检测缺陷定性分析方法，可明显提高核电站反应堆压力容器安全端焊缝制造期间的缺陷定性分析的可靠性，避免带有平面性缺陷的设备进入电厂安装，降低了在核电站现场的返修风险，提高了核电站安全运行的保障。所以，本发明有效克服了现有技术中的种种缺点而具高度产业利用价值。

上述实施例仅例示性说明本发明的原理及其功效，而非用于限制本发明。任何熟悉此技术的人士皆可在不违背本发明的精神及范畴下，对上述实施例进行修饰或改变。因此，举凡所属技术领域中具有通常知识者在未脱离本发明所揭示的精神与技术思想下所完成的一切等效修饰或改变，仍应由本发明的权利要求所涵盖。