中國(guó)作為核電大國(guó),核電安全對(duì)于保障我國(guó)能源安全和公共安全具有非常重要的意義。堆芯熔融物堆內(nèi)滯留（IVR）技術(shù)作為一種壓水堆嚴(yán)重事故緩解措施,通過反應(yīng)堆壓力容器（RPV）外部冷卻堆芯熔融物,保證壓力系統(tǒng)完整性,防止放射性物質(zhì)泄漏。在IVR條件下,RPV材料將不可避免地發(fā)生相變,并且蠕變斷裂是其主要失效模式。然而,目前對(duì)于RPV材料嚴(yán)重事故條件下（特別是相變溫度區(qū)間）的蠕變行為仍缺乏深入研究,亟需建立具有物理意義的高溫蠕變本構(gòu)模型來預(yù)測(cè)RPV材料的蠕變變形和斷裂壽命。本文針對(duì)嚴(yán)重事故條件下,典型RPV材料SA508-Ⅲ鋼的相變組織演化規(guī)律展開研究,獲得了材料高溫拉伸和蠕變數(shù)據(jù);明確了相變對(duì)于材料高溫拉伸和蠕變性能及其微觀損傷機(jī)制的影響;基于變形機(jī)制的真應(yīng)力（DMTS）蠕變模型和改進(jìn)型DMTS模型建立了材料在相變不同階段的蠕變模型,實(shí)現(xiàn)了對(duì)蠕變應(yīng)變時(shí)間和斷裂壽命的預(yù)測(cè)。在差熱掃描法（DSC）和時(shí)效熱處理試驗(yàn)的基礎(chǔ)上,通過掃描電鏡（SEM）、電子背散射衍射（EBSD）、透射電鏡（TEM）等微觀組織分析手段,明確了SA508-Ⅲ鋼的相變溫度區(qū)間為700⁸00°C,闡明了奧氏... 

【文章來源】：浙江工業(yè)大學(xué)浙江省

【文章頁數(shù)】：136 頁

【學(xué)位級(jí)別】：博士

【部分圖文】：

IVR模型示意圖[8]

禱竦玫腟A508-Ⅲ鋼的奧氏體化溫度(Ac1)溫度約為700°C，比膨脹儀測(cè)定的溫度低25°C左右。Pistorius[19]采用改進(jìn)膨脹儀法測(cè)定的Ac1遠(yuǎn)低于傳統(tǒng)膨脹法測(cè)定的Ac1溫度(685±8°C)。李傳維[17]將這一現(xiàn)象歸因于奧氏體/馬氏體(M/A)島狀組織的存在導(dǎo)致局部碳含量提高，引起組織不均勻性。Lee和Ahn[20,21]等人的SA508-Ⅲ鋼準(zhǔn)平衡態(tài)相圖計(jì)算結(jié)果表明，其奧氏體化開始于約660°C，結(jié)束于約790°C。當(dāng)然，這是熱力學(xué)基于名義成分計(jì)算得到的理想結(jié)果，考慮到實(shí)際存在的碳化物種類及其演化，該結(jié)果可能與實(shí)際情況存在出入[17]。圖1-2SA508-Ⅲ鋼奧氏體晶粒等溫長(zhǎng)大行為[22]Figure1-2IsothermalgrowthbehaviourofaustenitegraininSA508-Ⅲsteel[22].H.Pous-Romero等[22]通過熱腐蝕法顯示奧氏體晶界，對(duì)SA508-Ⅲ鋼奧氏體晶粒等溫長(zhǎng)大動(dòng)力學(xué)進(jìn)行了研究，結(jié)果如圖1-2所示。奧氏體化溫度在910°C以下

事故下反應(yīng)堆壓力容器用鋼SA508-Ⅲ蠕變機(jī)理及本構(gòu)模型研究7圖1-3SA508Gr.3Cl.1鋼在650°C下的等時(shí)應(yīng)力應(yīng)變曲線[28]Figure1-3Isochronousstress-straincurvesforSA508Gr.3Cl.1steelat650°C.上海交通大學(xué)韓寧寧[29]對(duì)國(guó)產(chǎn)RPV材料A508-3鋼在350-600°C范圍內(nèi)進(jìn)行了不同載荷的蠕變?cè)囼?yàn)。結(jié)果表明A508-3鋼在低于400°C時(shí)，蠕變行為不明顯。試驗(yàn)溫度越高，A508-3鋼的蠕變現(xiàn)象越明顯。A508-3鋼在450-550°C下蠕變應(yīng)變與應(yīng)力、時(shí)間符合Bailey-Norton冪律關(guān)系，計(jì)算得到A508-3的蠕變激活能Qc約為72.999-88.269kJ·mol-1。A508-3鋼的穩(wěn)態(tài)蠕變速率和蠕變斷裂壽命tr符合Monkman-Grant定律。1.2.2蠕變強(qiáng)化和變形機(jī)制(1)蠕變強(qiáng)化機(jī)制工程材料在經(jīng)歷熱處理后，其蠕變強(qiáng)度主要取決于其微觀組織，如基體組織和析出相等。通常而言，蠕變強(qiáng)化機(jī)制可以分為以下四種：固溶強(qiáng)化，加工硬化，晶界硬化和析出相強(qiáng)化。固溶強(qiáng)化：固溶強(qiáng)化是提高合金強(qiáng)度時(shí)最常用的一種方法。其將雜質(zhì)原子添加到固溶體中，在周圍的基體原子上產(chǎn)生晶格應(yīng)變。晶格應(yīng)變場(chǎng)與移動(dòng)的位錯(cuò)相互作用，從而限制位錯(cuò)運(yùn)動(dòng)。這也是導(dǎo)致合金擁有比純金屬更高強(qiáng)度的原因。例如，將碳添加到鐵(Fe)中以制造鋼，使其比純鐵更堅(jiān)硬。一些大的原子如鉬(Mo)和鎢(W)經(jīng)常被添加到鈷(Co)和鎳(Ni)基高溫合金中，以阻止位錯(cuò)運(yùn)動(dòng)和擴(kuò)散，從而增加其硬度和耐磨性以及高溫抗蠕變性。通常，置換溶質(zhì)原子會(huì)產(chǎn)生體積應(yīng)變，而間隙溶質(zhì)原子則傾向于產(chǎn)生畸變應(yīng)變。溶質(zhì)強(qiáng)化效應(yīng)可概括為：∝(1-1)其中，是晶格錯(cuò)配應(yīng)變，c是溶質(zhì)原子比濃度，f和g為冪指數(shù)。溶質(zhì)原子在高溫下的另一個(gè)作用是降低原子的擴(kuò)散速率，從而提高材料的抗蠕變性。例如，在Fe-2.3%W合金中，當(dāng)鎢添加到?jīng)]有析出物的α-鐵中時(shí)，蠕變

【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
[1]堆芯熔融下反應(yīng)堆壓力容器結(jié)構(gòu)失效模式探討[J]. 朱建偉,毛劍峰,李曰兵,包士毅,高增梁.  動(dòng)力工程學(xué)報(bào). 2017(04)
[2]臨界熱通量下反應(yīng)堆壓力容器的極限承載能力研究[J]. 朱建偉,毛劍峰,李曰兵,包士毅,高增梁.  機(jī)械工程學(xué)報(bào). 2017(02)
[3]核反應(yīng)堆容器用SA508Gr.3鋼熱處理[J]. 周飛,李家駒.  一重技術(shù). 2015(03)
[4]非等溫奧氏體化動(dòng)力學(xué)模型[J]. 張芳.  金屬熱處理. 2013(08)
[5]假想堆芯熔化嚴(yán)重事故下反應(yīng)堆壓力容器完整性的研究進(jìn)展與建議[J]. 姚彥貴,寧冬,武志瑋,曹明,謝永誠,賀寅彪,姚偉達(dá).  核技術(shù). 2013(04)
[6]30Cr2Ni4MoV鋼的奧氏體化動(dòng)力學(xué)[J]. 陳睿愷,顧劍鋒,韓利戰(zhàn),潘健生.  材料熱處理學(xué)報(bào). 2013(01)
[7]核電站反應(yīng)堆壓力容器用鋼的顯微組織及其對(duì)性能的影響[J]. 盛鐘琦.  成都大學(xué)學(xué)報(bào)(自然科學(xué)版). 1991(04)
[8]A508-3鋼回火時(shí)顯微組織的變化[J]. 盛鐘琦,肖洪,彭峰.  核動(dòng)力工程. 1990(04)

博士論文
[1]核電壓力容器大型鍛件組織與性能研究及熱處理數(shù)值模擬[D]. 李傳維.上海交通大學(xué) 2016

碩士論文
[1]石油管道和核電金屬材料的蠕變行為研究[D]. 韓寧寧.上海交通大學(xué) 2015
[2]熱處理對(duì)A508-3鋼顯微組織和力學(xué)性能的影響[D]. 吳俊.哈爾濱工業(yè)大學(xué) 2009



本文編號(hào)：3625337