[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

摘要

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。

主权项

1.一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；(c)将步骤(a)中不同组试验中对应的时间及温度值代入方程(2)，得到热时效活化能等热激活参数A和Q的值，建立热时效程度的等效量化评估预测模型，根据热时效程度的等效量化评估预测模型推算核电站压水堆主管道及其焊接部位在服役温度下达到相同热时效程度的服役时间，以及推算核电站压水堆主管道在服役环境下服役预期使用寿命相当于在试验温度下需要的试验时间；(d)开展不同热时效程度下核电站压水堆主管道的高温高压水环境SCC行为研究，构建热时效与应力腐蚀耦合老化寿命预测模型；(e)通过步骤(c)得到的服役时间及试验时间和步骤(d)得到的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在服役环境下的应力腐蚀开裂进行评价。