【摘要】：核電安全已受到國家和公眾的普遍重視,堆芯熔融物滯留條件下反應堆壓力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)下封頭承受高溫及載荷的綜合作用,且局部溫度處于相變溫度以上,材料極易發(fā)生蠕變損傷。目前該領域存在的主要問題是國產(chǎn)SA508-Ⅲ鋼的蠕變試驗和微觀結(jié)構(gòu)研究尚處于起步階段,特別是相變溫度以上的研究成果尤為匱乏,且傳統(tǒng)蠕變本構(gòu)方程未考慮相變溫度以上的蠕變微觀損傷及其演化機制。本文系統(tǒng)地分析了SA508-Ⅲ鋼相變溫度以上的蠕變微觀損傷機理,分別定義了描述微觀損傷不均勻性及其演化的參量,并將之引入損傷演變方程和蠕變本構(gòu)方程之中,建立了考慮微觀損傷機制的蠕變本構(gòu)方程,為在極端事故下的RPV高溫結(jié)構(gòu)完整性分析奠定了理論基礎。主要研究工作和結(jié)論如下:通過開展高溫拉伸試驗,獲得了國產(chǎn)SA508-Ⅲ鋼在不同溫度下的關鍵力學性能,通過DSC曲線確定了相變臨界溫度為740℃,在相變溫度以上進行了多組蠕變試驗,獲得了蠕變性能參數(shù)。還通過開展蠕變中斷試驗獲取了相變溫度以上不同蠕變時間的蠕變試樣,以及不同保溫時間的高溫時效試樣,最后運用SEM及TEM等對蠕變中斷試樣和高溫時效試樣切片進行了觀察和分析,研究了相變溫度以上蠕變歷程中材料微觀損傷及其演化。蠕變微觀損傷機理分析表明:相變溫度以上,蠕變快速進入第二階段,在高溫熱誘導下,部分晶內(nèi)析出物(二相粒子)融入基體,通過位錯運動向晶界和亞晶界偏聚粗化,導致晶界粗化和粗化二相粒子形成;在應力誘導下,空位向晶界擴散并匯聚成空洞,在應力集中的三晶交匯處、粗化晶界和粗化二相粒子周圍持續(xù)萌生空洞;進入蠕變第三階段,隨著更多粗化二相粒子的出現(xiàn),空洞持續(xù)萌生和快速長大,相鄰空洞彼此連接形成微裂紋或較大孔洞。在蠕變歷程中,空洞和二相粒子的體積分數(shù)均呈現(xiàn)出近似的線性增長趨勢。通過對蠕變試樣的微觀組織研究,發(fā)現(xiàn)二相粒子粗化和空洞萌生、長大是造成蠕變損傷的主因,提出了粗化二相粒子及空洞在蠕變歷程中的時間歸一化演化方程,基于細觀力學思路,建立了由無損相、空洞相和粗化二相粒子相組成的細觀三相復合體作為代表性體積單元,推導出反映微觀結(jié)構(gòu)損傷演化特征的K-R蠕變損傷本構(gòu)模型。建立了相變溫度以上蠕變損傷本構(gòu)方程的ABAQUS用戶子程序CREEP,并利用該程序進行了與蠕變中斷試驗相對應的細觀結(jié)構(gòu)仿真計算,研究了二相粒子及基體、空洞周圍基體在蠕變過程中應力應變演化機制。研究表明,隨著二相粒子粗化,多軸應力明顯增大,沿加載方向相界處應力三軸度較高,而蠕變空洞附近的單軸應力則更突出,并促進空洞進一步長大,垂直于加載方向孔壁及其附近基體內(nèi)的應力三軸度較高,將導致這些區(qū)域萌生小空洞,加劇蠕變損傷和促進空洞長大�；谝陨显囼炑芯颗c理論分析,揭示了國產(chǎn)SA508-Ⅲ鋼相變溫度以上蠕變微觀損傷機理,掌握了粗化二相粒子及空洞在蠕變歷程中的演化機制,建立了反映微觀結(jié)構(gòu)損傷演化特征的K-R蠕變損傷本構(gòu)模型,為在實施嚴重事故緩解技術過程中RPV高溫結(jié)構(gòu)完整性評定奠定了理論基礎。
【學位授予單位】：浙江工業(yè)大學
【學位級別】：博士
【學位授予年份】：2018
【分類號】：TM623
【圖文】：

核電中長期發(fā)展規(guī)劃”[1]以及“核電安全規(guī)劃”00 萬千瓦。然而核電歷史上發(fā)生的三次嚴重核利和日本福島），使公眾對核電站可能發(fā)生核電站設計、建造及運行的安全性提出了更高的再新建核電廠時，要依照“全球最高安全標準”準進行設計。目前世界上運行的核電站共有 4幾乎都采用發(fā)展成熟的輕水堆，輕水堆中又以壓施工核電站（如福清核電站、冷水灘核電站、電站內(nèi)，堆芯安裝在反應堆壓力容器（Re1-1 所示，位于堆芯內(nèi)部的鈾 235 通過發(fā)生裂變路冷卻水帶出（此時的冷卻水具有放射性），，二回路中的高溫高壓蒸汽推動汽輪機發(fā)電。高 RPV 內(nèi)的壓力以避免水發(fā)生沸騰，由此得，不允許 RPV 破裂，不僅要求其在至少六十年抵御突發(fā)性災害事故的能力，如若發(fā)生給環(huán)境無窮。

電機組多年運行經(jīng)驗的基礎上，制定出更高的安全標準，故時，放射性物質(zhì)及其輻射范圍不得擴散到核電廠以外，和消除極端事故的影響。事故表明，在極端災害環(huán)境下，核電廠反應堆堆芯熔化發(fā)，而且還可能熔穿 RPV，有可能造成大量放射性物質(zhì)向環(huán)故緩解技術已成為大型先進壓水堆重要的安全特征和設計射性物質(zhì)不外泄到環(huán)境的最后防線，其最主要問題是如何止大規(guī)模放射性物質(zhì)逸出安全殼。要求在發(fā)生極端事故后交流電源 72 小時以內(nèi)，及時啟動非能動安全保護系統(tǒng)，通注水，使堆芯熔化后形成各種熔融物滯留在壓力容器殼體R)，同時利用自然循環(huán)水系統(tǒng)將 RPV 外壁冷卻，使衰變干預條件下熔融物在 RPV 內(nèi)長期冷卻，避免了堆芯熔融物國基于國際上的 AP1000 核電技術，將 IVR 技術引入自主研水堆核電廠。然而，這一方法實現(xiàn)的前提是要求 RPV 在事，如圖 1-2 所示。因此，IVR 條件下 RPV 保持其結(jié)構(gòu)完整下確保公共安全和環(huán)境安全的關鍵，對其進行研究具有重要

浙江工業(yè)大學博士學位論文用，甚至相變溫度以上，筒壁呈現(xiàn)出分層失效模式[9, 10]。福島發(fā)生的核電事故表明，即使采取了 IVR 措施，在 RPV 內(nèi)部還會存在一定程度的壓力[11, 12]。因此，RPV 下封頭材料將會產(chǎn)生高溫蠕變行為，同時在高溫熔融物環(huán)境下 RPV 材料的顯微組織也會發(fā)生變化，從而促使 RPV 材料的蠕變斷裂韌性進一步降低。因此，假想在堆芯熔化嚴重事故發(fā)生的情況下，采取 IVR 措施期間 RPV 是否會產(chǎn)生嚴重的高溫蠕變損傷甚至破損，這是在嚴重事故條件下除了在堆腔注水下保持 RPV 釋放熱量仍在臨界熱負荷之下以迅速將堆芯熔融物熱量釋放以外，是否仍能保持 RPV 結(jié)構(gòu)完整性是核電設計單位必須認真考慮的重要問題。雖然眾多研究者對材料的蠕變行為展開了研究，但他們關注的重點是設計條件下（正常工作溫度）的高溫蠕變問題，而 IVR 條件下 RPV 部分壁面處于相變以上溫度狀態(tài)，目前尚缺乏對材料在這種高溫條件下蠕變行為及微觀損傷演化的研究，沒有相應的理論模型和試驗數(shù)據(jù)的支撐。

【參考文獻】

相關期刊論文 前10條

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本文編號：2744174