[发明专利]一种预测反应堆压力容器焊缝热老化晶界P偏析的方法

说明书

本发明涉及一种预测反应堆压力容器焊缝热老化晶界P偏析的方法，将时间参数t代入反应堆压力容器焊缝热老化晶界P偏析预测模型，根据结果确定反应堆压力容器焊缝由热老化导致的晶界P浓度的变化情况。本发明能够利用三维原子探针测试方法获得的数据计算预测模型中的各个参数，最终获得用以预测压力容器材料脆化程度的模型。采用该方法可以进一步验证模型在理论上的准确性，加强预测结果与材料自身微观特征之间的关联性。通过将预测得到的P浓度与实验测得的结果进行对比，可以不断的对模型进行修正，使得预测结果更加准确。

技术领域

本发明反应堆压力容器安全评估技术领域，具体涉及一种预测反应堆压力容器焊缝热老化晶界P偏析的方法。

背景技术

反应堆压力容器(RPV)作为压水堆核电站最重要的关键设备，包裹着反应堆活性区和其他必要设备且在反应堆全寿期内都无法更换，其性能的可靠性直接决定了核电站的服役年限，关系到核电站运行的经济性与安全性。由于RPV长期处在高温、高压和较强辐射场条件下运行，其老化脆化行为非常复杂，主要包括热老化脆化和辐照脆化。一旦在服役过程中RPV发生了严重的脆化，将直接威胁到反应堆的运行安全，则必须提前关闭核电站，这无疑对核电厂的经济效益造成严重的影响，而焊缝作为RPV的薄弱环节，更是直接影响到整个RPV的安全可靠性。而P偏析引起的晶界结合力下降是导致Ni-Cr-Mo-V钢焊缝在热老化过程中发生脆化的主要原因，因此，P偏析的定量分析是保证反应堆运行安全的重要途径之一。

目前，对于P偏析的预测可以采用实验的方法测得不同热老化时间样品晶界处的P浓度，将P浓度与服役时间画图，而后利用含有未知参数的模型对P浓度-服役时间图进行拟合，获得各参数方法，从而对模型进行完善，进而利用该模型对P偏析进行预测。但这种做法并不是直接计算参数，实验较为繁琐。

发明内容

针对现有技术中存在的缺陷，本发明的目的是提供一种预测反应堆压力容器焊缝热老化晶界P偏析的方法，该技术方案能够实现对反应堆压力容器焊缝热老化晶界P偏析的预测，有助于根据其服役时间来预测脆化情况，保证运行安全。

本发明的技术方案如下：

一种预测反应堆压力容器焊缝热老化晶界P偏析的方法，将时间参数t代入反应堆压力容器焊缝热老化晶界P偏析预测模型，根据结果确定反应堆压力容器焊缝由热老化导致的晶界P浓度的变化情况；

所述反应堆压力容器焊缝热老化晶界P偏析预测模型由以下步骤得到：

(1)对晶界处进行三维原子探针实验，得到元素i在垂直于晶界方向上的一维浓度分布图；

(2)对一维浓度分布图进行积分后获得元素i的积累成分曲线；

(3)根据所述积累成分曲线数据来确定晶界厚度δ，利用公式计算初始晶界富集系数s₀和富集系数s；

(4)将晶界厚度δ、初始晶界富集系数s₀和富集系数s代入下列公式以得到反应堆压力容器焊缝热老化晶界P偏析预测模型：

上述公式中，C_b(t)为服役时间t时的晶界P浓度；

R为晶粒半径；

δ为晶界厚度；

为元素i在晶界处的饱和浓度；

为元素i在基体中的浓度；

为元素i在晶界处的初始浓度；

α_n为方程的第n个解；