事故下反应堆压力容器用钢SA508-Ⅲ蠕变机理及本构模型研究
发布时间：2022-02-14 21:56
中国作为核电大国,核电安全对于保障我国能源安全和公共安全具有非常重要的意义。堆芯熔融物堆内滞留（IVR）技术作为一种压水堆严重事故缓解措施,通过反应堆压力容器（RPV）外部冷却堆芯熔融物,保证压力系统完整性,防止放射性物质泄漏。在IVR条件下,RPV材料将不可避免地发生相变,并且蠕变断裂是其主要失效模式。然而,目前对于RPV材料严重事故条件下（特别是相变温度区间）的蠕变行为仍缺乏深入研究,亟需建立具有物理意义的高温蠕变本构模型来预测RPV材料的蠕变变形和断裂寿命。本文针对严重事故条件下,典型RPV材料SA508-Ⅲ钢的相变组织演化规律展开研究,获得了材料高温拉伸和蠕变数据;明确了相变对于材料高温拉伸和蠕变性能及其微观损伤机制的影响;基于变形机制的真应力（DMTS）蠕变模型和改进型DMTS模型建立了材料在相变不同阶段的蠕变模型,实现了对蠕变应变时间和断裂寿命的预测。在差热扫描法（DSC）和时效热处理试验的基础上,通过扫描电镜（SEM）、电子背散射衍射（EBSD）、透射电镜（TEM）等微观组织分析手段,明确了SA508-Ⅲ钢的相变温度区间为700800°C,阐明了奥氏...
【文章来源】：浙江工业大学浙江省
【文章页数】：136 页
【学位级别】：博士
【部分图文】：
IVR模型示意图[8]
祷竦玫腟A508-Ⅲ钢的奥氏体化温度(Ac1)温度约为700°C，比膨胀仪测定的温度低25°C左右。Pistorius[19]采用改进膨胀仪法测定的Ac1远低于传统膨胀法测定的Ac1温度(685±8°C)。李传维[17]将这一现象归因于奥氏体/马氏体(M/A)岛状组织的存在导致局部碳含量提高，引起组织不均匀性。Lee和Ahn[20,21]等人的SA508-Ⅲ钢准平衡态相图计算结果表明，其奥氏体化开始于约660°C，结束于约790°C。当然，这是热力学基于名义成分计算得到的理想结果，考虑到实际存在的碳化物种类及其演化，该结果可能与实际情况存在出入[17]。图1-2SA508-Ⅲ钢奥氏体晶粒等温长大行为[22]Figure1-2IsothermalgrowthbehaviourofaustenitegraininSA508-Ⅲsteel[22].H.Pous-Romero等[22]通过热腐蚀法显示奥氏体晶界，对SA508-Ⅲ钢奥氏体晶粒等温长大动力学进行了研究，结果如图1-2所示。奥氏体化温度在910°C以下
事故下反应堆压力容器用钢SA508-Ⅲ蠕变机理及本构模型研究7图1-3SA508Gr.3Cl.1钢在650°C下的等时应力应变曲线[28]Figure1-3Isochronousstress-straincurvesforSA508Gr.3Cl.1steelat650°C.上海交通大学韩宁宁[29]对国产RPV材料A508-3钢在350-600°C范围内进行了不同载荷的蠕变试验。结果表明A508-3钢在低于400°C时，蠕变行为不明显。试验温度越高，A508-3钢的蠕变现象越明显。A508-3钢在450-550°C下蠕变应变与应力、时间符合Bailey-Norton幂律关系，计算得到A508-3的蠕变激活能Qc约为72.999-88.269kJ·mol-1。A508-3钢的稳态蠕变速率和蠕变断裂寿命tr符合Monkman-Grant定律。1.2.2蠕变强化和变形机制(1)蠕变强化机制工程材料在经历热处理后，其蠕变强度主要取决于其微观组织，如基体组织和析出相等。通常而言，蠕变强化机制可以分为以下四种：固溶强化，加工硬化，晶界硬化和析出相强化。固溶强化：固溶强化是提高合金强度时最常用的一种方法。其将杂质原子添加到固溶体中，在周围的基体原子上产生晶格应变。晶格应变场与移动的位错相互作用，从而限制位错运动。这也是导致合金拥有比纯金属更高强度的原因。例如，将碳添加到铁(Fe)中以制造钢，使其比纯铁更坚硬。一些大的原子如钼(Mo)和钨(W)经常被添加到钴(Co)和镍(Ni)基高温合金中，以阻止位错运动和扩散，从而增加其硬度和耐磨性以及高温抗蠕变性。通常，置换溶质原子会产生体积应变，而间隙溶质原子则倾向于产生畸变应变。溶质强化效应可概括为：∝(1-1)其中，是晶格错配应变，c是溶质原子比浓度，f和g为幂指数。溶质原子在高温下的另一个作用是降低原子的扩散速率，从而提高材料的抗蠕变性。例如，在Fe-2.3%W合金中，当钨添加到没有析出物的α-铁中时，蠕变
【参考文献】：
期刊论文
[1]堆芯熔融下反应堆压力容器结构失效模式探讨[J]. 朱建伟,毛剑峰,李曰兵,包士毅,高增梁. 动力工程学报. 2017(04)
[2]临界热通量下反应堆压力容器的极限承载能力研究[J]. 朱建伟,毛剑峰,李曰兵,包士毅,高增梁. 机械工程学报. 2017(02)
[3]核反应堆容器用SA508Gr.3钢热处理[J]. 周飞,李家驹. 一重技术. 2015(03)
[4]非等温奥氏体化动力学模型[J]. 张芳. 金属热处理. 2013(08)
[5]假想堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器完整性的研究进展与建议[J]. 姚彦贵,宁冬,武志玮,曹明,谢永诚,贺寅彪,姚伟达. 核技术. 2013(04)
[6]30Cr2Ni4MoV钢的奥氏体化动力学[J]. 陈睿恺,顾剑锋,韩利战,潘健生. 材料热处理学报. 2013(01)
[7]核电站反应堆压力容器用钢的显微组织及其对性能的影响[J]. 盛钟琦. 成都大学学报(自然科学版). 1991(04)
[8]A508-3钢回火时显微组织的变化[J]. 盛钟琦,肖洪,彭峰. 核动力工程. 1990(04)
博士论文
[1]核电压力容器大型锻件组织与性能研究及热处理数值模拟[D]. 李传维.上海交通大学 2016
硕士论文
[1]石油管道和核电金属材料的蠕变行为研究[D]. 韩宁宁.上海交通大学 2015
[2]热处理对A508-3钢显微组织和力学性能的影响[D]. 吴俊.哈尔滨工业大学 2009
本文编号：3625337
【文章来源】：浙江工业大学浙江省
【文章页数】：136 页
【学位级别】：博士
【部分图文】：
IVR模型示意图[8]
祷竦玫腟A508-Ⅲ钢的奥氏体化温度(Ac1)温度约为700°C，比膨胀仪测定的温度低25°C左右。Pistorius[19]采用改进膨胀仪法测定的Ac1远低于传统膨胀法测定的Ac1温度(685±8°C)。李传维[17]将这一现象归因于奥氏体/马氏体(M/A)岛状组织的存在导致局部碳含量提高，引起组织不均匀性。Lee和Ahn[20,21]等人的SA508-Ⅲ钢准平衡态相图计算结果表明，其奥氏体化开始于约660°C，结束于约790°C。当然，这是热力学基于名义成分计算得到的理想结果，考虑到实际存在的碳化物种类及其演化，该结果可能与实际情况存在出入[17]。图1-2SA508-Ⅲ钢奥氏体晶粒等温长大行为[22]Figure1-2IsothermalgrowthbehaviourofaustenitegraininSA508-Ⅲsteel[22].H.Pous-Romero等[22]通过热腐蚀法显示奥氏体晶界，对SA508-Ⅲ钢奥氏体晶粒等温长大动力学进行了研究，结果如图1-2所示。奥氏体化温度在910°C以下
事故下反应堆压力容器用钢SA508-Ⅲ蠕变机理及本构模型研究7图1-3SA508Gr.3Cl.1钢在650°C下的等时应力应变曲线[28]Figure1-3Isochronousstress-straincurvesforSA508Gr.3Cl.1steelat650°C.上海交通大学韩宁宁[29]对国产RPV材料A508-3钢在350-600°C范围内进行了不同载荷的蠕变试验。结果表明A508-3钢在低于400°C时，蠕变行为不明显。试验温度越高，A508-3钢的蠕变现象越明显。A508-3钢在450-550°C下蠕变应变与应力、时间符合Bailey-Norton幂律关系，计算得到A508-3的蠕变激活能Qc约为72.999-88.269kJ·mol-1。A508-3钢的稳态蠕变速率和蠕变断裂寿命tr符合Monkman-Grant定律。1.2.2蠕变强化和变形机制(1)蠕变强化机制工程材料在经历热处理后，其蠕变强度主要取决于其微观组织，如基体组织和析出相等。通常而言，蠕变强化机制可以分为以下四种：固溶强化，加工硬化，晶界硬化和析出相强化。固溶强化：固溶强化是提高合金强度时最常用的一种方法。其将杂质原子添加到固溶体中，在周围的基体原子上产生晶格应变。晶格应变场与移动的位错相互作用，从而限制位错运动。这也是导致合金拥有比纯金属更高强度的原因。例如，将碳添加到铁(Fe)中以制造钢，使其比纯铁更坚硬。一些大的原子如钼(Mo)和钨(W)经常被添加到钴(Co)和镍(Ni)基高温合金中，以阻止位错运动和扩散，从而增加其硬度和耐磨性以及高温抗蠕变性。通常，置换溶质原子会产生体积应变，而间隙溶质原子则倾向于产生畸变应变。溶质强化效应可概括为：∝(1-1)其中，是晶格错配应变，c是溶质原子比浓度，f和g为幂指数。溶质原子在高温下的另一个作用是降低原子的扩散速率，从而提高材料的抗蠕变性。例如，在Fe-2.3%W合金中，当钨添加到没有析出物的α-铁中时，蠕变
【参考文献】：
期刊论文
[1]堆芯熔融下反应堆压力容器结构失效模式探讨[J]. 朱建伟,毛剑峰,李曰兵,包士毅,高增梁. 动力工程学报. 2017(04)
[2]临界热通量下反应堆压力容器的极限承载能力研究[J]. 朱建伟,毛剑峰,李曰兵,包士毅,高增梁. 机械工程学报. 2017(02)
[3]核反应堆容器用SA508Gr.3钢热处理[J]. 周飞,李家驹. 一重技术. 2015(03)
[4]非等温奥氏体化动力学模型[J]. 张芳. 金属热处理. 2013(08)
[5]假想堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器完整性的研究进展与建议[J]. 姚彦贵,宁冬,武志玮,曹明,谢永诚,贺寅彪,姚伟达. 核技术. 2013(04)
[6]30Cr2Ni4MoV钢的奥氏体化动力学[J]. 陈睿恺,顾剑锋,韩利战,潘健生. 材料热处理学报. 2013(01)
[7]核电站反应堆压力容器用钢的显微组织及其对性能的影响[J]. 盛钟琦. 成都大学学报(自然科学版). 1991(04)
[8]A508-3钢回火时显微组织的变化[J]. 盛钟琦,肖洪,彭峰. 核动力工程. 1990(04)
博士论文
[1]核电压力容器大型锻件组织与性能研究及热处理数值模拟[D]. 李传维.上海交通大学 2016
硕士论文
[1]石油管道和核电金属材料的蠕变行为研究[D]. 韩宁宁.上海交通大学 2015
[2]热处理对A508-3钢显微组织和力学性能的影响[D]. 吴俊.哈尔滨工业大学 2009
本文编号：3625337
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