[发明专利]用于核电站压水堆主管道应力腐蚀开裂的量化评价方法

说明书

本发明涉及一种用于长期服役核电站压水堆主管道应力腐蚀开裂的量化评价方法，包括以下步骤：将核电站压水堆主管道及其焊接部位不锈钢材料在300‑400℃下开展多组于不同温度下处理不同时间的热时效试验，保证每组试验得到相同的热时效程度；根据热时效活化经验方程得到同一材料在两个不同温度下进行不同时间热时效后的方程；计算得到热时效活化能等热激活参数，建立热时效程度的等效量化评估预测模型；构建热时效与应力腐蚀耦合老化寿命预测模型；对核电站压水堆主管道及其焊接部位不锈钢材料在服役环境下的应力腐蚀开裂进行评价，本发明的方法可以定量预测核电站压水堆主管道在长期服役后的SCC裂纹萌生和扩展行为，保障核电厂运行安全。

技术领域

本发明涉及材料服役行为研究领域，具体涉及一种用于长期服役核电站压水堆主管道应力腐蚀开裂的量化评价方法。

背景技术

安全高效发展核电是我国战略方针。目前我国在建核电规模世界最大，预计到2035年前后，中国将成为世界上最大的核电国家。我国在运行和在建的核电站以压水堆型为主，其运行安全、运营成本很大程度上依赖于反应堆一、二回路主设备用关键材料及其部件的服役性能。一回路主管道及其焊接部位是压水堆核电站关键部件之一，其材料常采用含有铁素体的不锈钢，由于其长期在 300℃左右下服役会产生组织结构变化，引起热时效脆化问题，表现为抗拉强度和屈服强度提高，而拉伸塑性下降，断裂韧性下降，韧脆转变温度上升。同时不锈钢材料在核电站中面临高温高压水的苛刻腐蚀环境，在服役过程中还承受一定服役应力且自身也存在残余应力，因此在热时效、应力、腐蚀等交互作用下其组织、结构及性能会逐渐产生老化损伤，引起应力腐蚀开裂(SCC)，使得材料不能满足服役要求甚至发生失效，对电站的安全高效运行造成威胁。目前由于我国早期核电站已进入设计寿期中后段，核电厂运行维护、老化与寿命管理及延寿等将迅速成为我国核电技术研发重点，因此必须开展不锈钢材料的长期服役老化行为的评价研究。

发明内容

本发明基于现有技术存在的问题提供一种用于长期服役核电站压水堆主管道及其焊接部位用不锈钢材料应力腐蚀开裂的量化评价方法。

为达到上述目的，本发明采用的技术方案是：一种用于长期服役核电站压水堆主管道应力腐蚀开裂的量化评价方法，其特征在于，包括以下步骤：

(a)将核电站压水堆主管道及其焊接部位用不锈钢材料在300-400℃下开展多组于不同温度下处理不同时间的热时效试验，保证每组试验得到相同的热时效程度；

(b)根据热时效活化方程(1)得到同一材料在两个不同温度下进行不同时间热时效后的方程(2)：

t＝A×exp(-Q/(RT)) 方程(1)

t₂/t₁＝exp(Q/R(1/T₂-1/T₁)) 方程(2)

其中，

t为达到某一热时效程度的时间；

A为前因子；

Q为活化能；

R为气体常数；

T为温度；

t₁、t₂分别为T₁、T₂温度下达到相同热时效程度所用的时间；

在不高于400℃，核电站压水堆主管道及其焊接部位使用的不锈钢材料其热时效机制为调幅分解，即Fe和Cr在铁素体内发生偏析，在不高于400℃时方程 (1)和方程(2)中的A和Q均为常数；