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技术

本发明专利技术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，本发明专利技术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。

Quantitative Evaluation Method for Stress Corrosion Cracking of Pressurized Water Reactor Main Pipeline in Long-term Service Nuclear Power Station

The present invention relates to a quantitative evaluation method for stress corrosion cracking of pressurized water reactor main pipes in long-term service nuclear power plants. It includes the following steps: carrying out thermal aging tests at 300 400 C for a number of groups of stainless steel materials in pressurized water reactor main pipes and their welded parts at different temperatures for different times to ensure the same thermal aging degree for each group of tests; and activating them according to thermal aging. The equation of the same material after thermal aging at two different temperatures for different time is obtained by using empirical equation; the thermal activation parameters such as thermal aging activation energy are calculated, and the equivalent quantitative prediction model of thermal aging degree is established; the coupled aging life prediction model of thermal aging and stress corrosion is constructed; and the service environment of stainless steel materials in the main pipeline and its welded parts of pressurized water reactor (PWR) in nuclear power plant is studied. The method of the present invention can quantitatively predict the SCC crack initiation and propagation behavior of the main pipeline of a pressurized water reactor of a nuclear power plant after long service, and ensure the operation safety of the nuclear power plant.

【技术实现步骤摘要】
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
本专利技术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。
技术介绍
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。
技术实现思路
本专利技术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，本专利技术采用的技术方案是：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；(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。进一步的，步骤(a)中，相同的热时效程度为同一材料在不同温度下经过不同时间热时效处理后具有相同的微观组织结构及性能的材料状态。进一步的，材料状态中的微观组织结构包括析出相的结构、尺寸和分布方式，材料状态中的性能包括铁素体相的硬度和冲击韧性。进一步的，步骤(a)中，不锈钢材料至少开展三组热时效试验。进一步的，所述三组热时效试验其热时效温度分别为360℃、380℃和400℃。进一步的，步骤(d)中用以进行不同热时效程度下核电站压水堆主管道不锈钢材料的高温高压水环境SCC行为研究包括：采用高温高压水环境满应变拉伸速率试验、恒载荷试验、C形环试验的SCC敏感性评价方法，分析不同热时效程度下核电站压水堆主管道不锈钢材料的SCC裂纹萌生行为。进一步的，步骤(d)中用以进行不同热时效程度下核电站压水堆主管道不锈钢材料的高温高压水环境SCC行为研究还包括：采用高温高压水环境裂纹扩展速率试验，获得不同热时效程度下核电站压水堆主管道用不锈钢焊材的SCC裂纹扩展速率。进一步的，步骤(d)中用以进行不同热时效程度下核电站压水堆主管道不锈钢材料的高温高压水环境SCC行为研究还包括：研究核电站压水堆主管道不锈钢材料经不同热时效时间后的调幅分解产物和析出相对高温高压水环境SCC裂纹萌生和扩展行为的影响，通过分析基体材料组织、表面腐蚀产物、裂纹扩展路径和裂纹尖端上的微纳米尺度组织结构特征，建立热时效对SCC作用的内在关联，定量评价核电站压水堆主管道及其焊接部位不锈钢材料的长期服役SCC行为。采用以上技术方案后，本专利技术与现有技术相比具有如下优点：采用本专利技术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，为核电厂运行维护、老化与寿命管理及延寿提供依据，保障安全运行。附图说明附图1为本专利技术实施例1中将Lnt与1000/T作图所得到的直线图。具体实施方式下面结合附图及实施例对本专利技术作进一步说明。一种用于长期服役核电站压水堆主管道及其焊接部位不锈钢材料应力腐蚀开裂的量化评价方法，包括以下步骤：(a)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(优选至少开展三组)，通过扫描电子显微镜和透射电子显微镜等技术观察分析不同热时效时间后材料的微观组织结构特征，定量研究调幅分解与析出相的结构、尺寸、分布方式等参数的变化，揭示微观组织结构的热时效演化规律。采用显微硬度、纳米压痕等技术，获得焊材中铁素体相硬度等性能随热时效程度变化，另外通过冲击试验研究材料冲击韧性随热时效程度变化，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不锈钢材料其热时效主导机制为调幅分解，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；超过400℃，在奥氏体-铁素体相界和铁素体内部会产生大量其他析出相，热时效主导机制发生变化。由于本专利技术核电站压水堆主管道的服役温度在300℃左右，因而本专利技术的试验温度不高于400℃。(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)，计算得到热时效活化能等热激活参数(A值和Q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，包括采用高温高压水环境满应变拉伸速率试验、恒载荷试验、C形环试验等S本文档来自技高网...

【技术保护点】
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。...

【技术特征摘要】
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。2.根据权利要求1所述的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：步骤(a)中，相同的热时效程度为同一材料在不同温度下经过不同时间热时效处理后具有相同的微观组织结构及性能的材料状态。3.根据权利要求2所述的一种用于长期服役核电...

【专利技术属性】
技术研发人员：韩姚磊，彭群家，梅金娜，薛飞，蔡振，王鹏，冯亚飞，
申请(专利权)人：苏州热工研究院有限公司，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