国产SA508-Ⅲ钢相变温度以上蠕变损伤机理及本构关系研究

发布时间：2020-07-06 21:47

【摘要】：核电安全已受到国家和公众的普遍重视,堆芯熔融物滞留条件下反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)下封头承受高温及载荷的综合作用,且局部温度处于相变温度以上,材料极易发生蠕变损伤。目前该领域存在的主要问题是国产SA508-Ⅲ钢的蠕变试验和微观结构研究尚处于起步阶段,特别是相变温度以上的研究成果尤为匮乏,且传统蠕变本构方程未考虑相变温度以上的蠕变微观损伤及其演化机制。本文系统地分析了SA508-Ⅲ钢相变温度以上的蠕变微观损伤机理,分别定义了描述微观损伤不均匀性及其演化的参量,并将之引入损伤演变方程和蠕变本构方程之中,建立了考虑微观损伤机制的蠕变本构方程,为在极端事故下的RPV高温结构完整性分析奠定了理论基础。主要研究工作和结论如下:通过开展高温拉伸试验,获得了国产SA508-Ⅲ钢在不同温度下的关键力学性能,通过DSC曲线确定了相变临界温度为740℃,在相变温度以上进行了多组蠕变试验,获得了蠕变性能参数。还通过开展蠕变中断试验获取了相变温度以上不同蠕变时间的蠕变试样,以及不同保温时间的高温时效试样,最后运用SEM及TEM等对蠕变中断试样和高温时效试样切片进行了观察和分析,研究了相变温度以上蠕变历程中材料微观损伤及其演化。蠕变微观损伤机理分析表明:相变温度以上,蠕变快速进入第二阶段,在高温热诱导下,部分晶内析出物(二相粒子)融入基体,通过位错运动向晶界和亚晶界偏聚粗化,导致晶界粗化和粗化二相粒子形成;在应力诱导下,空位向晶界扩散并汇聚成空洞,在应力集中的三晶交汇处、粗化晶界和粗化二相粒子周围持续萌生空洞;进入蠕变第三阶段,随着更多粗化二相粒子的出现,空洞持续萌生和快速长大,相邻空洞彼此连接形成微裂纹或较大孔洞。在蠕变历程中,空洞和二相粒子的体积分数均呈现出近似的线性增长趋势。通过对蠕变试样的微观组织研究,发现二相粒子粗化和空洞萌生、长大是造成蠕变损伤的主因,提出了粗化二相粒子及空洞在蠕变历程中的时间归一化演化方程,基于细观力学思路,建立了由无损相、空洞相和粗化二相粒子相组成的细观三相复合体作为代表性体积单元,推导出反映微观结构损伤演化特征的K-R蠕变损伤本构模型。建立了相变温度以上蠕变损伤本构方程的ABAQUS用户子程序CREEP,并利用该程序进行了与蠕变中断试验相对应的细观结构仿真计算,研究了二相粒子及基体、空洞周围基体在蠕变过程中应力应变演化机制。研究表明,随着二相粒子粗化,多轴应力明显增大,沿加载方向相界处应力三轴度较高,而蠕变空洞附近的单轴应力则更突出,并促进空洞进一步长大,垂直于加载方向孔壁及其附近基体内的应力三轴度较高,将导致这些区域萌生小空洞,加剧蠕变损伤和促进空洞长大。基于以上试验研究与理论分析,揭示了国产SA508-Ⅲ钢相变温度以上蠕变微观损伤机理,掌握了粗化二相粒子及空洞在蠕变历程中的演化机制,建立了反映微观结构损伤演化特征的K-R蠕变损伤本构模型,为在实施严重事故缓解技术过程中RPV高温结构完整性评定奠定了理论基础。
【学位授予单位】：浙江工业大学
【学位级别】：博士
【学位授予年份】：2018
【分类号】：TM623
【图文】：

压水堆,工作原理,核电站

核电中长期发展规划”[1]以及“核电安全规划”00 万千瓦。然而核电历史上发生的三次严重核利和日本福岛），使公众对核电站可能发生核电站设计、建造及运行的安全性提出了更高的再新建核电厂时，要依照“全球最高安全标准”准进行设计。目前世界上运行的核电站共有 4几乎都采用发展成熟的轻水堆，轻水堆中又以压施工核电站（如福清核电站、冷水滩核电站、电站内，堆芯安装在反应堆压力容器（Re1-1 所示，位于堆芯内部的铀 235 通过发生裂变路冷却水带出（此时的冷却水具有放射性），，二回路中的高温高压蒸汽推动汽轮机发电。高 RPV 内的压力以避免水发生沸腾，由此得，不允许 RPV 破裂，不仅要求其在至少六十年抵御突发性灾害事故的能力，如若发生给环境无穷。

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电机组多年运行经验的基础上，制定出更高的安全标准，故时，放射性物质及其辐射范围不得扩散到核电厂以外，和消除极端事故的影响。事故表明，在极端灾害环境下，核电厂反应堆堆芯熔化发，而且还可能熔穿 RPV，有可能造成大量放射性物质向环故缓解技术已成为大型先进压水堆重要的安全特征和设计射性物质不外泄到环境的最后防线，其最主要问题是如何止大规模放射性物质逸出安全壳。要求在发生极端事故后交流电源 72 小时以内，及时启动非能动安全保护系统，通注水，使堆芯熔化后形成各种熔融物滞留在压力容器壳体R)，同时利用自然循环水系统将 RPV 外壁冷却，使衰变干预条件下熔融物在 RPV 内长期冷却，避免了堆芯熔融物国基于国际上的 AP1000 核电技术，将 IVR 技术引入自主研水堆核电厂。然而，这一方法实现的前提是要求 RPV 在事，如图 1-2 所示。因此，IVR 条件下 RPV 保持其结构完整下确保公共安全和环境安全的关键，对其进行研究具有重要

蠕变行为,严重事故,高温蠕变,核电

浙江工业大学博士学位论文用，甚至相变温度以上，筒壁呈现出分层失效模式[9, 10]。福岛发生的核电事故表明，即使采取了 IVR 措施，在 RPV 内部还会存在一定程度的压力[11, 12]。因此，RPV 下封头材料将会产生高温蠕变行为，同时在高温熔融物环境下 RPV 材料的显微组织也会发生变化，从而促使 RPV 材料的蠕变断裂韧性进一步降低。因此，假想在堆芯熔化严重事故发生的情况下，采取 IVR 措施期间 RPV 是否会产生严重的高温蠕变损伤甚至破损，这是在严重事故条件下除了在堆腔注水下保持 RPV 释放热量仍在临界热负荷之下以迅速将堆芯熔融物热量释放以外，是否仍能保持 RPV 结构完整性是核电设计单位必须认真考虑的重要问题。虽然众多研究者对材料的蠕变行为展开了研究，但他们关注的重点是设计条件下（正常工作温度）的高温蠕变问题，而 IVR 条件下 RPV 部分壁面处于相变以上温度状态，目前尚缺乏对材料在这种高温条件下蠕变行为及微观损伤演化的研究，没有相应的理论模型和试验数据的支撑。

【参考文献】