核电用铸造奥氏体不锈钢的热老化性能研究

压水堆核电厂主管道用国产铸造奥氏体不锈钢(CASS)长期服役会面临着热老化问题。在400℃高温下开展CASS材料的加速热老化实验,采用夏比冲击试验获得了材料室温吸收能量随热老化时间延长的下降规律,采用扫描电镜观察到不同热老化时间冲击断口形貌的变化趋势。实验结果表明:经过15 000h的加速热老化实验,CASS材料的热老化程度逐渐达到饱和状态,吸收能量虽大幅下降,但仍能满足设计规范对CASS材料在未老化状态时的考核要求。     

CF-8M铸造不锈钢热老化的无损检测和评估方法研究

核电站主管道铸造不锈钢在280~325 ℃下长期运行服役过程中存在热老化脆化问题,韧性会大幅下降,为检测和评估主管道材料的热老化程度,通过对核级CF 8M静态铸造不锈钢主管道材料在400 ℃下热老化10 000 h的样品进行了热电势测量,研究了不同热老化阶段的力学性能（冲击能）和热电势与老化时间的关系,获得了热老化影响因素归一化后的参数与力学性能（冲击能）和热电势的对应关系式。结果表明,在热老化初始阶段冲击能下降较快,达到8 000 h后冲击能下降趋势已趋于平缓。在试验周期内,随着对数老化时间的增加,热电势呈线性增加;随着热电势的增加,冲击能开始下降较快,后期下降趋势变缓,逐渐趋于饱和,冲击能随热电势变化的形式和冲击能随热老化时间变化的形式相似。对热老化影响因素进行归一化后的参数值与热电势呈线性关系,基于该关系式可利用热电势检测技术评估服役部件热老化后的性能下降程度。     

显微硬度法分析核电站主管道热老化趋势

使用显微维氏硬度计和冲击试验机研究了核电站主管道材料Z3CN20.09M在400 ℃加速热老化10 000 h前后的力学性能变化。结果表明,热老化导致试验材料的冲击吸收能下降;构成试验材料的铁素体相的显微维氏硬度上升,奥氏体相的显微维氏硬度基本保持不变。通过研究材料组织特征,剖析显微硬度与冲击韧性的关系,探索将显微硬度测试方法作为核电站主管道材料热老化趋势预测方法的可能性。     

反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝热老化脆化行为研究

对反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝温度监督样品的热老化脆化行为进行了研究。焊缝属于压力容器的薄弱环节,服役时间最高达120 430 h（服役温度归一化到300 ℃）。3批次的焊缝监督样品冲击实验表明,焊缝材料在热老化过程中发生了脆化。通过研究发现,金相组织和显微维氏硬度在热老化期间未发生明显的变化,表明在热老化过程中不存在硬化脆化机制。断口分析及扫描俄歇纳米探针研究表明,晶界发生了P的偏析,弱化了晶界结合力,因此,反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝在热老化过程中发生了由杂质元素P偏析引起的非硬化脆化。     

核电阀杆材料17-4PH不锈钢服役不同时间的组织性能分析

本文针对核电站用阀杆材料17-4PH不锈钢,研究其长时间在300℃左右的环境下服役的组织和性能。材料取自国内某压水堆核电站的VVP(Vital Vapor Plant)主蒸汽系统,VVP1-3分别为服役11年、14年和19年的主蒸汽隔离阀。通过冲击性能测试、金相和断口形貌等分析方法研究了17-4PH材料的组织性能变化。结果表明,不同服役年限的VVP阀杆材料出现不同程度的脆化现象,0℃冲击吸收能分别下降118 J、132 J和156 J。发生热老化脆化后的不锈钢试样中观察到了马氏体长大和大尺寸铁素体存在的现象。对实验获得及文献调研到的数据进行拟合,得到了热老化冲击性能变化曲线。     

热老化对于核电压力容器用钢16MND5冲击行为的影响

研究了不同热老化温度下核反应堆压力容器用钢16MND5冲击性能的演化情况。结果表明,热老化能够引发材料韧性下降,脆性上升。具体表现为材料韧脆转变温度的升高,冲击断口由韧性断裂为主的破坏形式逐步转化为脆性断裂为主的破坏形式,同时当老化时长达到一定程度时,韧性不会进一步降低,说明老化引起的脆化具有一定的极限值。因此,在工程领域考虑热老化引起的材料脆化时,既要考虑到老化引起脆化的危险性,同时也应合理估量脆化的影响程度。     

VVER-1000型反应堆压力容器热老化分析评估

本文系统介绍了VVER-1000型反应堆压力容器(RPV)的温度监督情况,针对田湾核电站1#机组RPV的温度监督测试结果进行分析,评价运行3年后RPV力学性能(包括拉伸、冲击、断裂韧性)变化行为及热老化脆化机理,评估了当前田湾RPV服役运行后的热老化脆化状态和温度监督的时间安排。结果表明,温度监督样品经过堆内高温环境考验后,焊缝材料表现出一定程度的脆化特征,但母材、热影响区脆化不明显。与康采恩模型的结果和俄罗斯数据相比较后,认为田湾核电站1#机组RPV热老化脆化情况在合理范围内。     

反应堆内17-4PH马氏体不锈钢阀杆材料长时间服役后的热老化脆化行为与断裂机制

核电站主蒸汽系统中的阀杆等关键部件常用材料为17-4PH马氏体不锈钢,在300 ℃左右的高温环境下,该材料会随服役时间的延长发生热老化脆化,具体表现为韧脆转变温度（DBTT）升高、上平台能量降低和硬度增加,对反应堆的安全运行构成潜在威胁。本文针对热老化后的17-4PH马氏体不锈钢阀杆材料,通过扫描电子显微镜（SEM）、电子背散射衍射（EBSD）等微观分析手段,研究其热老化脆化行为和断裂机制。结果表明,17-4PH马氏体不锈钢热老化后,马氏体板条束长大,晶界总数增多,冲击断口上微裂纹数量增多,且尺寸近似于马氏体板条束尺寸。结合其冲击性能等进一步分析了材料的脆性断裂机制,结果显示,小角度晶界与Cu相互作用产生的硬化导致脆化,是17-4PH马氏体不锈钢发生热老化脆化的主要原因。     

热老化对20Cr25NiNb不锈钢冲击韧性的影响研究

针对长时间高温下合金力学性能退化问题，开展超临界气冷堆候选包壳材料的热老化研究。对改进型气冷堆用原型20Cr25NiNb不锈钢和添加不同元素的改进型合金，开展650℃下3000 h热老化试验。组织和性能结果表明，所有合金的冲击吸收能量(KV₂)均随热老化进行而下降。这种塑性降低与高温下第二相演化密切相关。沿晶界先后析出M₂₃C₆和G相导致原型合金冲击韧性先下降再缓慢上升。添加W和Mo元素后，沿晶界析出Laves和σ相，引起KV₂下降更快；B元素可细化晶界σ相，使得冲击韧性下降幅度小于不含B元素。加入Al元素后，合金基体中析出大量Laves和NiAl相，同时晶界σ相快速粗化，导致材料脆化严重。     

核电站用17-4沉淀硬化不锈钢阀杆热老化微结构小角中子散射研究

17-4沉淀硬化马氏体不锈钢阀杆广泛应用于压水堆核电站中,该阀杆在高温（300～350 ℃）下长期服役时面临热老化脆化问题,影响核电站安全。本文针对核电站实际服役的阀杆样品,开展了小角中子散射实验,结合冲击试验、扫描电子显微镜和金相显微镜分析等,将严重老化与轻微老化的阀杆样品进行对比,研究了试样在长期热时效过程中内部nm结构的变化。冲击试验、断口的扫描电镜和金相组织图像显示,严重老化的阀杆发生了明显的脆化现象。利用多分散小球模型和Porod定律对小角中子散射实验数据进行拟合,结果表明,球形nm析出物直径约为1 nm,随着热老化程度的加剧,nm析出物尺寸变大,体积分数增多约19%。小角中子散射结果与材料的宏观力学性能变化有明显的关联性。     

热老化温度对高Si含量F/M钢中Laves相析出行为和冲击性能的影响

铁素体马氏体钢(F/M钢)是铅冷快堆堆芯的主要候选材料之一,提高材料中的Si含量可提高其抗腐蚀性能,但同时会促进Laves相的析出从而影响材料韧塑性。针对一种Si含量为0.98%的F/M钢,开展了3种温度(500、550、600℃)下5000 h的热老化实验,研究了温度对Laves相析出行为和冲击性能的影响。结果表明,热老化温度升高能够促进Laves相的形核和粗化,且温度从550℃提高至600℃,Laves相的粗化速率从3.7 nm/h^1/3提高至9.0 nm/h^1/3。另一方面,热老化温度升高将加速冲击性能的退化,在550℃和600℃下热老化500 h,冲击功(AKV)值分别下降至热老化前的51%和39%,而在500℃下热老化2500 h,A_KV值仍保持热老化前的75%。Laves相的析出与冲击性能退化有强烈的对应关系,是冲击性能退化的主要原因。     

核电站不锈钢阀杆纳米析出物的小角散射研究

正核电阀杆17-4PH不锈钢在长期服役过程中,会产生老化脆化现象,对核电站的安全运行构成威胁。这些材料老化脆化的本质原因是热时效过程中材料内部结构的变化,即纳米析出物或纳米缺陷的增加。因此,有必要深入研究观测这些材料内部纳米结构及其演化规律。利用小角中子散射技术能体现块体统计性、可覆盖较宽尺寸范围(约1～300nm)、无损检测等技术优势特点,对服役多年的核电阀杆17-4PH不锈钢材料和压力容器钢热老化材料进行了观测分析。实验在德国     

热-氧-辐照复合环境下硅泡沫加速老化研究进展

硅泡沫是特殊工程装置中的关键结构材料,其在服役过程中不仅承受机械载荷,还将长期承受气氛-温度-辐照等复杂环境载荷。研究发现,硅泡沫在热-氧-辐照-机械等多种应力作用下发生老化,从而导致材料性能下降,且硅泡沫内部具有多级复杂微结构,与传统的硅橡胶热降解相比,在热-氧-辐照组合条件下的硅泡沫老化本质上更复杂,准确预测硅泡沫寿命一直面临巨大挑战。开发新的实验技术、发展更强的数值建模能力、建立硅泡沫多应力因子老化的理论模型等,对于预测硅泡沫使用寿命和指导性能评估具有重要意义。本文从单因子热氧老化、辐射老化机理以及多因子加速老化三个方面对近年来硅泡沫加速老化研究成果进行了梳理,对当前的研究进展进行了综述。     

反应堆压力容器钢热老化材料小角中子散射分析

正反应堆压力容器是核反应堆安全的重要屏障,其服役过程中的辐照脆化和热老化等效应值得深入研究。小角中子散射技术能用于分析压力容器钢内部纳米尺度结构变化,如铜析出物的产生演化、辐照引起纳米缺陷等,是研究热老化和辐照脆化效应的关键实验研究方法之一。这主要得益于小角中子散射的技术优势,如具有取样体积较大、磁性灵敏、可原位加载样品环境设备等。     

氦泡硬化机理的原子尺度模拟研究

正铁素体/马氏体钢(F/M钢)由于具备优良的热机械性能,如高强度、较低的辐照肿胀、较低的热膨胀系数、较高的热导率,被普遍认为是第4代反应堆和聚变堆的候选结构材料。在服役过程中,中子会在材料内发生嬗变反应,生成大量氦。氦原子与金属材料不相容,易被空位结合,在晶界、晶粒内易聚集成泡。氦泡的存在会对材料力学性能产生影响。研究F/M钢中氦引起硬化和脆化有助于了解和预测其在反应堆环境下的服役情况。     

复合绝缘子紫外辐射加速老化的试验方法

为了研究复合绝缘子高温硫化(HTV)硅橡胶紫外辐射老化特性,以我国高海拔(云南)地区日光中的紫外光和可见光能谱和辐射强度为依据,参照相关标准,设计并搭建了光谱成分和功率密度可调的紫外辐射老化试验箱,并对试验箱的辐射量与云南地区户外条件下的辐射量作了等价计算。进行了HTV硅橡胶紫外辐射(250-500 h)加速老化试验和户外自然老化试验。通过两种老化试验前后试样的扫描电镜(SEM)测试结果的一致性来评价紫外辐射加速老化试验方法的可行性。结果表明,紫外辐射加速老化和户外自然老化后试样表面均出现了平整度下降,孔洞和颗粒数增加,试样发生了老化。在有效辐射总量相当的条件下,两种老化试验条件下HTV硅橡胶老化程度相当。紫外辐射加速老化试验可再现性强,大大缩短了试验时间,操作简单,并为HTV硅橡胶紫外老化性能的研究提供了较好的平台,用于HTV硅橡胶加速老化试验研究是切实可行的。     

基于卡尔曼滤波的热老化性能可靠性预测

以核电站主管道为研究对象,运用性能退化可靠性理论,对主管道的热老化性能可靠性进行了研究。首先通过加速热老化实验获得的数据,分析主管道奥氏体不锈钢材料冲击性能及断裂韧性的退化过程,利用状态空间方法建立了时变性能退化量模型,并通过卡尔曼滤波对性能趋势进行预测;然后考虑冲击性能与断裂韧性之间的相关性,运用随机过程理论建立了基于多性能参数的主管道热老化实时性能可靠性预测模型,从而得到多参数下的主管道热老化性能可靠度及可靠性寿命,为核电站进行主管道老化维修决策优化管理提供了科学依据。     

电子束辐照超高分子量聚乙烯在加速老化过程中的自由基演变

经过辐照处理的医用超高分子量聚乙烯（UHMWPE）必须通过加速老化试验的验证才能达到植入人体使用的要求,但在加速老化过程中,UHMWPE材料的自由基演化机制尚不明确。本研究从自由基角度出发,对现有加速老化方法的效果进行了系统分析。利用电子顺磁共振波谱研究了电子束辐照交联UHMWPE在加速老化过程中的自由基浓度和组成的变化,分析了自由基在该过程中的演变机理,对比分析了自由基在室温空气和70℃氮气中的演变机理。结果表明：加速老化评估方法有很大的局限性,辐照交联UHMWPE表层和内部的自由基在室温空气环境中的演变与在加速老化环境中的演变有显著区别,氧诱导自由基（OIR）的生成率在室温空气环境中约为2%,在加速老化环境中约为0.3%。OIR自由基在室温空气中会稳定存在,而在加速老化环境中会被快速氧化。     

国产A508-Ⅲ钢辐照后的室温低周疲劳性能

A508-Ⅲ钢是国际上核一级压力容器的常用材料。由于反应堆压力容器在服役过程中将暴露在较强的中子辐照场中，辐照脆化是压力容器老化失效的主要原因之一。因此，容器材料辐照后的疲劳性能应该被检测并将数据结果存入数据库，以便于评估压力容器在服役过程中的安全性及剩余寿命。     

基于性能退化的热老化可靠性剩余寿命预测方法

以核电厂主管道为研究对象,运用性能退化可靠性理论和贝叶斯更新方法,对主管道因热老化导致失效的剩余寿命进行研究。首先通过加速热老化实验获得的数据,分析主管道奥氏体不锈钢材料的冲击性能退化过程,然后运用贝叶斯更新方法得到基于冲击性能衰退信息的主管道热老化剩余寿命分布,进行可靠性剩余寿命预测;最后通过实例证明该方法的有效性和可操作性。