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原文传递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

专利名称：	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
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。
专利类型：	发明专利
国家地区组织代码：	江苏;32
申请人：	苏州热工研究院有限公司
发明人：	韩姚磊;彭群家;梅金娜;薛飞;蔡振;王鹏;冯亚飞
专利状态：	有效
申请日期：	2018-12-10T00:00:00+0800
发布日期：	2019-05-21T00:00:00+0800
申请号：	CN201811503257.3
公开号：	CN109781611A
代理机构：	苏州创元专利商标事务所有限公司
代理人：	孙仿卫;都春燕
分类号：	G01N17/00(2006.01);G;G01;G01N;G01N17
申请人地址：	215004 江苏省苏州市西环路1788号
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。 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：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。 4.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，不锈钢材料至少开展三组热时效试验。 5.根据权利要求4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：所述三组热时效试验其热时效温度分别为360℃、380℃和400℃。 6.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(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。 7.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(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。 8.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(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。
所属类别：	发明专利