【摘要】：核電安全已受到國(guó)家和公眾的普遍重視,堆芯熔融物滯留條件下反應(yīng)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(lǐng)域存在的主要問(wèn)題是國(guó)產(chǎn)SA508-Ⅲ鋼的蠕變?cè)囼?yàn)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(jī)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(jī)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(jī)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(chǔ)。主要研究工作和結(jié)論如下:通過(guò)開(kāi)展高溫拉伸試驗(yàn),獲得了國(guó)產(chǎn)SA508-Ⅲ鋼在不同溫度下的關(guān)鍵力學(xué)性能,通過(guò)DSC曲線確定了相變臨界溫度為740℃,在相變溫度以上進(jìn)行了多組蠕變?cè)囼?yàn),獲得了蠕變性能參數(shù)。還通過(guò)開(kāi)展蠕變中斷試驗(yàn)獲取了相變溫度以上不同蠕變時(shí)間的蠕變?cè)嚇?以及不同保溫時(shí)間的高溫時(shí)效試樣,最后運(yùn)用SEM及TEM等對(duì)蠕變中斷試樣和高溫時(shí)效試樣切片進(jìn)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(jī)理分析表明:相變溫度以上,蠕變快速進(jìn)入第二階段,在高溫?zé)嵴T導(dǎo)下,部分晶內(nèi)析出物(二相粒子)融入基體,通過(guò)位錯(cuò)運(yùn)動(dòng)向晶界和亞晶界偏聚粗化,導(dǎo)致晶界粗化和粗化二相粒子形成;在應(yīng)力誘導(dǎo)下,空位向晶界擴(kuò)散并匯聚成空洞,在應(yīng)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(jìn)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(zhǎng)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?jǐn)?shù)均呈現(xiàn)出近似的線性增長(zhǎng)趨勢(shì)。通過(guò)對(duì)蠕變?cè)嚇拥奈⒂^組織研究,發(fā)現(xiàn)二相粒子粗化和空洞萌生、長(zhǎng)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(shí)間歸一化演化方程,基于細(xì)觀力學(xué)思路,建立了由無(wú)損相、空洞相和粗化二相粒子相組成的細(xì)觀三相復(fù)合體作為代表性體積單元,推導(dǎo)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(jìn)行了與蠕變中斷試驗(yàn)相對(duì)應(yīng)的細(xì)觀結(jié)構(gòu)仿真計(jì)算,研究了二相粒子及基體、空洞周圍基體在蠕變過(guò)程中應(yīng)力應(yīng)變演化機(jī)制。研究表明,隨著二相粒子粗化,多軸應(yīng)力明顯增大,沿加載方向相界處應(yīng)力三軸度較高,而蠕變空洞附近的單軸應(yīng)力則更突出,并促進(jìn)空洞進(jìn)一步長(zhǎng)大,垂直于加載方向孔壁及其附近基體內(nèi)的應(yīng)力三軸度較高,將導(dǎo)致這些區(qū)域萌生小空洞,加劇蠕變損傷和促進(jìn)空洞長(zhǎng)大�；谝陨显囼�(yàn)研究與理論分析,揭示了國(guó)產(chǎn)SA508-Ⅲ鋼相變溫度以上蠕變微觀損傷機(jī)理,掌握了粗化二相粒子及空洞在蠕變歷程中的演化機(jī)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(shí)施嚴(yán)重事故緩解技術(shù)過(guò)程中RPV高溫結(jié)構(gòu)完整性評(píng)定奠定了理論基礎(chǔ)。
【學(xué)位授予單位】：浙江工業(yè)大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：博士
【學(xué)位授予年份】：2018
【分類號(hào)】：TM623
【圖文】：

核電中長(zhǎng)期發(fā)展規(guī)劃”[1]以及“核電安全規(guī)劃”00 萬(wàn)千瓦。然而核電歷史上發(fā)生的三次嚴(yán)重核利和日本福島），使公眾對(duì)核電站可能發(fā)生核電站設(shè)計(jì)、建造及運(yùn)行的安全性提出了更高的再新建核電廠時(shí)，要依照“全球最高安全標(biāo)準(zhǔn)”準(zhǔn)進(jìn)行設(shè)計(jì)。目前世界上運(yùn)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(yīng)堆壓力容器（Re1-1 所示，位于堆芯內(nèi)部的鈾 235 通過(guò)發(fā)生裂變路冷卻水帶出（此時(shí)的冷卻水具有放射性），，二回路中的高溫高壓蒸汽推動(dòng)汽輪機(jī)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(zāi)害事故的能力，如若發(fā)生給環(huán)境無(wú)窮。

電機(jī)組多年運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的基礎(chǔ)上，制定出更高的安全標(biāo)準(zhǔn)，故時(shí)，放射性物質(zhì)及其輻射范圍不得擴(kuò)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(zāi)害環(huán)境下，核電廠反應(yīng)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(shù)已成為大型先進(jìn)壓水堆重要的安全特征和設(shè)計(jì)射性物質(zhì)不外泄到環(huán)境的最后防線，其最主要問(wèn)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(shí)以內(nèi)，及時(shí)啟動(dòng)非能動(dòng)安全保護(hù)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(shí)利用自然循環(huán)水系統(tǒng)將 RPV 外壁冷卻，使衰變干預(yù)條件下熔融物在 RPV 內(nèi)長(zhǎng)期冷卻，避免了堆芯熔融物國(guó)基于國(guó)際上的 AP1000 核電技術(shù)，將 IVR 技術(shù)引入自主研水堆核電廠。然而，這一方法實(shí)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(guān)鍵，對(duì)其進(jìn)行研究具有重要

浙江工業(yè)大學(xué)博士學(xué)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(huì)存在一定程度的壓力[11, 12]。因此，RPV 下封頭材料將會(huì)產(chǎn)生高溫蠕變行為，同時(shí)在高溫熔融物環(huán)境下 RPV 材料的顯微組織也會(huì)發(fā)生變化，從而促使 RPV 材料的蠕變斷裂韌性進(jìn)一步降低。因此，假想在堆芯熔化嚴(yán)重事故發(fā)生的情況下，采取 IVR 措施期間 RPV 是否會(huì)產(chǎn)生嚴(yán)重的高溫蠕變損傷甚至破損，這是在嚴(yán)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(fù)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(shè)計(jì)單位必須認(rèn)真考慮的重要問(wèn)題。雖然眾多研究者對(duì)材料的蠕變行為展開(kāi)了研究，但他們關(guān)注的重點(diǎn)是設(shè)計(jì)條件下（正常工作溫度）的高溫蠕變問(wèn)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(duì)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(méi)有相應(yīng)的理論模型和試驗(yàn)數(shù)據(jù)的支撐。

【參考文獻(xiàn)】

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本文編號(hào)：2744174