一种核电厂主管道的热老化监测装置及方法制造方法及图纸

本发明专利技术公开了一种核电厂主管道的热老化监测装置及方法，成本较低且监测准确。一种核电厂主管道的热老化监测装置，包括：试块，由与核电厂主管道的材料相同的材料制成；固定件，用于连接在所述核电厂主管道上；其中，所述试块可拆卸地设置在所述固定件上，所述热老化监测装置具有监测状态和试验状态，当所述热老化监测装置在监测状态时，所述试块设置在所述固定件上以与所述核电厂主管道相接；当所述热老化监测装置在试验状态时，所述试块脱离所述固定件以加工成金相、力学试样进行金相、力学性能测试。

A Thermal Aging Monitoring Device and Method for Main Pipeline of Nuclear Power Plant

The invention discloses a thermal aging monitoring device and method for the main pipeline of a nuclear power plant, which has low cost and accurate monitoring. A thermal aging monitoring device for the main pipe of a nuclear power plant includes: a test block made of the same material as the main pipe of a nuclear power plant; a fixture for connecting to the main pipe of the nuclear power plant; wherein the test block is detachably arranged on the fixture, and the thermal aging monitoring device has a monitoring state and test. When the thermal aging monitoring device is in the monitoring state, the test block is arranged on the fixture to connect with the main pipeline of the nuclear power plant; when the thermal aging monitoring device is in the testing state, the test block is separated from the fixture to be processed into metallographic and mechanical samples for metallographic and mechanical properties testing.

【技术实现步骤摘要】
一种核电厂主管道的热老化监测装置及方法
本专利技术涉及核电厂主管道监测领域，具体涉及一种核电厂主管道的热老化监测装置及方法。
技术介绍
核电厂主管道是指连接反应堆冷却剂系统主要设备的管道，是包容反应堆冷却剂重要的压力边界，属于核安全一级、抗震I类设备。目前，铸造奥氏体不锈钢材料在轻水堆核电厂反应堆冷却剂主管道中被广泛应用。通常，主管道系统的铸造奥氏体不锈钢材料铁素体含量为5-25％，因此也称为奥氏体-铁素体双相不锈钢。一方面，这些铁素体提高了材料强度，改善了焊接性能和抵抗应力腐蚀开裂的能力；另一方面，铸造奥氏体不锈钢材料优良的机械性能有利于部件的制造加工，复杂形状的部件（如泵壳、阀体和附件等）可静态铸造，圆柱状的部件（如管道）可离心铸造。尽管如此，铸造奥氏体不锈钢材料在高温下不可避免会发生脆化现象。而根据研究结果表明：在轻水堆运行温度下长期服役，主要奥氏体不锈钢的断裂韧性将随服役时间延长而下降，这种现象亦被称为热老化脆化。主管道都是核电厂的重要组成部分，从压力边界完整性考虑，不适合对其做破坏性检测，因此对其性能的评估一般都采用计算和模拟方法，缺乏现场直接检测数据和方法。目前研究和评估主管道铸造奥氏体不锈钢热老化的方法主要是通过对相同材料在实验室中进行加速热老化试验，获得一系列样品，在对这些试块开展微观组织分析、力学性能试验等工作获得试验数据。加速热老化试验温度为300℃~400℃，最长加速热老化时间为20000~30000小时。加速热老化温度越高，则加速热老化时间越短。但通过这种研究和评估方法有如下问题：（1）加速热老化模拟出的服役环境，始终与部件的实际服役温度环境不同，试验分析结果容易受到质疑；（2）核电厂的服役寿命为40~60年，也不能在实验室中进行40~60年的老化试验，这样做十分的昂贵。因此，针对上述问题，亟需一种针对核电厂主管道的热老化监测装置及方法，能够对核电厂主管道材料热老化脆化进行长期的监督，可以省去实验室长期模拟的昂贵费用，又可获得较为准确的监测结果。
技术实现思路
针对上述问题，本专利技术的目的是提供一种核电厂主管道的热老化监测装置及方法，成本较低且监测准确。为达到上述目的，本专利技术采用如下技术方案：一种核电厂主管道的热老化监测装置，包括：试块，由与核电厂主管道的材料相同的材料制成；固定件，用于连接在所述核电厂主管道上；其中，所述试块可拆卸地设置在所述固定件上，所述热老化监测装置具有监测状态和试验状态，当所述热老化监测装置在监测状态时，所述试块设置在所述固定件上以与所述核电厂主管道相接；当所述热老化监测装置在试验状态时，所述试块脱离所述固定件以加工成金相、力学试样进行金相、力学性能测试。在一实施例中，所述固定件呈与所述核电厂主管道外壁相配合的环形。在一实施例中，所述固定件包括两个呈半环形且可拆卸地连接的半环形钢带，当所述热老化监测装置在监测状态时，两个所述半环形钢带相连接而构成环形。在一实施例中，所述热老化监测装置还包括设置在所述固定件上的试块盒，所述试块可拆卸地设置在所述试块盒中。在一实施例中，所述试块盒由侧壁和盒盖组成，所述试块设置在由所述侧壁和所述盒盖组成的空间中。在一实施例中，所述试块和所述固定件直接相接。在一实施例中，所述试块的数量为多个，多个所述试块间隔地设置在所述固定件上；当所述热老化监测装置在试验状态时，其中一个所述试块脱离所述固定件以加工成试样进行测试。本专利技术还采用如下技术方案：一种核电厂主管道的热老化监测方法，采用如所述的核电厂主管道的热老化监测装置并包括如下监测步骤：将试块设置在固定件上；将所述固定件连接在核电厂主管道上；一个监测周期后，将试块自固定件中取下，将试块制作成试样进行测试。在一实施例中，将多个试块设置在固定件上；将所述固定件连接在核电厂主管道上；一个监测周期后，取下其中一个试块制作成试样进行测试；继续进行监测，下一个监测周期后，取下另一个试块制作成试样进行测试；依此循环，直至所有试块被取下。在一实施例中，所述固定件包括两个呈半环形且可拆卸地连接的半环形钢带，先将所有所述试块分别设置在两个所述半环形钢带上，然后将设有所述试块的两个所述半环形钢带通过螺栓连接在核电厂主管道的外壁。本专利技术采用以上技术方案，相比现有技术具有如下优点：将试块通过固定件固定在核电厂主管道上，与主管道保持在同一服役环境中，一段时间（如服役5年）后取试块下来进行分析，不仅可以省去实验室长期模拟的昂贵费用，又可获得与主管道服役条件最为相似的试块；因而具有能够对核电厂主管道材料热老化脆化进行长期的监督、成本较低且监测准确的优点。附图说明为了更清楚地说明本专利技术的技术方案，下面将对实施例描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本专利技术的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。图1为根据本专利技术的一种核电厂主管道的热老化监测装置的示意图；图2为采用图1所示的热老化监测装置对核电厂主管道热管段进行监测的示意图。其中，1、环形钢带；10、半环形钢带；11、螺柱；12、螺栓；2、试块盒；21、侧壁；22、盒盖；23、螺钉；3、试块；4、核电厂主管道。具体实施方式下面结合附图对本专利技术的较佳实施例进行详细阐述，以使本专利技术的优点和特征能更易于被本领域的技术人员理解。在此需要说明的是，对于这些实施方式的说明用于帮助理解本专利技术，但并不构成对本专利技术的限定。此外，下面所描述的本专利技术各个实施方式中所涉及到的技术特征只要彼此之间未构成冲突就可以互相结合。本实施例提供一种核电厂主管道的热老化监测装置，用于对核电厂主管道，包括主管道直管段、弯头、焊缝、焊接热影响区等，进行材料热老化脆化的长期监督。图1示出了本实施例的核电厂主管道的热老化监测装置，包括：试块3，由与核电厂主管道（直管段、弯头、焊缝或焊接热影响区）的材料相同的材料制成；固定件，用于连接在所述核电厂主管道上。其中，试块3可拆卸地设置在固定件上，热老化监测装置具有监测状态和试验状态，当热老化监测装置在监测状态时，试块3设置在固定件上以与核电厂主管道相接；当热老化监测装置在试验状态时，试块3脱离固定件以加工成金相、力学试样进行金相、力学的测试分析。固定件呈与核电厂主管道外壁相配合的环形，具体为一个环形钢带1，其由两个分别呈半环形的半环形钢带10构成。这两个半环形钢带10的两端部分别通过螺栓12可拆卸地连接，便于在管道上安装和拆卸，可以方便地安装在核电厂主管道上，从而可在热老化监测装置在监测状态时形成套设在核电厂主管道外壁上的环形结构，如图2所示的套设在连接反应堆压力容器和蒸汽发生器的主管道热管段4上。试块3具体通过试块盒2设置在环形钢带1上，试块3可拆卸地设置在试块盒2中。试块盒2由侧壁21和盒盖22组成，试块3设置在由侧壁21和盒盖22组成的空间中并和环形钢带1的外壁直接相接。也就是说，试块盒2没有底壁。试块盒2的侧壁21通过焊接在环形钢带1上的螺柱11固定连接在环形钢带1上，将试块3放入后，再通过螺钉23将试块盒2的盒盖22固定在侧壁21上，从而将试块3限制在试块盒2内。为了能够显示出试块盒2中的试块3，图1中的其中一个试块盒2的盒盖22隐藏未显示。试块盒2的形状基本为立本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种核电厂主管道的热老化监测装置，其特征在于，包括：试块，由与核电厂主管道的材料相同的材料制成；固定件，用于连接在所述核电厂主管道上；其中，所述试块可拆卸地设置在所述固定件上，所述热老化监测装置具有监测状态和试验状态，当所述热老化监测装置在监测状态时，所述试块设置在所述固定件上以与所述核电厂主管道相接；当所述热老化监测装置在试验状态时，所述试块脱离所述固定件以加工成试样进行测试。

【技术特征摘要】
1.一种核电厂主管道的热老化监测装置，其特征在于，包括：试块，由与核电厂主管道的材料相同的材料制成；固定件，用于连接在所述核电厂主管道上；其中，所述试块可拆卸地设置在所述固定件上，所述热老化监测装置具有监测状态和试验状态，当所述热老化监测装置在监测状态时，所述试块设置在所述固定件上以与所述核电厂主管道相接；当所述热老化监测装置在试验状态时，所述试块脱离所述固定件以加工成试样进行测试。2.根据权利要求1所述的热老化监测装置，其特征在于：所述固定件呈与所述核电厂主管道外壁相配合的环形。3.根据权利要求2所述的热老化监测装置，其特征在于：所述固定件包括两个呈半环形且可拆卸地连接的半环形钢带，当所述热老化监测装置在监测状态时，两个所述半环形钢带相连接而构成环形。4.根据权利要求1所述的热老化监测装置，其特征在于：所述热老化监测装置还包括设置在所述固定件上的试块盒，所述试块可拆卸地设置在所述试块盒中。5.根据权利要求4所述的热老化监测装置，其特征在于：所述试块盒由侧壁和盒盖组成，所述试块设置在由所述侧壁和所述盒盖组成的空间中。6.根据权利要求5所述的热老化监测装置，其特...

【专利技术属性】
技术研发人员：遆文新，史芳杰，杨宇盟，褚英杰，蒋林中，薛飞，高超，孙琦，黄飞，
申请(专利权)人：苏州热工研究院有限公司，福建宁德核电有限公司，中国广核集团有限公司，中国广核电力股份有限公司，
类型：发明
国别省市：江苏,32