Cpr1000核电厂铸造奥氏体不锈钢的热老化评估方法
【技术领域】
[0001] 本发明涉及一种不锈钢的热老化评估方法，具体涉及一种CPR1000核电厂铸造 奥氏体不锈钢的热老化评估方法。
【背景技术】
[0002] CPR1000核电厂一回路主管道、主泵泵壳、部分阀门阀体等使用铸造奥氏体不锈钢 材料，国内外研宄表明，铸造奥氏体不锈钢在长期运行后将出现热老化脆化的现象，典型的 效应是随运行时间的增加，材料的断裂韧性下降。断裂韧性的下降将威胁到热老化敏感设 备的安全性和结构完整性，因此需要研宄一种能够对CPR1000铸造奥氏体不锈钢进行热老 化评估的方法，从而为保持核电厂热老化相关设备的结构完整性、提高电站的安全性和可 靠性以及核电厂长周期运行提供重要参考依据。
【发明内容】
[0003] 本发明目的是为了克服现有技术的不足而提供一种CPR1000核电厂铸造奥氏体 不锈钢的热老化评估方法。
[0004] 为达到上述目的，本发明所采用的技术方案为：一种CPR1000核电厂铸造奥氏体 不锈钢的热老化评估方法，其特征在于，它包括以下步骤： (a) 取CPR1000核电厂中设备/部件上的奥氏体不锈钢进行元素分析，计算等效铬含量 Crrai和铁素体含量δ。，评估奥氏体不锈钢的热老化敏感性； (b) 检查奥氏体不锈钢的铸造方式和材料牌号； (c) 根据奥氏体不锈钢的材料牌号对应选择公式计算室温夏比冲击吸收能Cv; (d) 根据奥氏体不锈钢的铸造方式和材料牌号对应选择公式计算断裂韧性值J1。和裂 纹深度为2. 5mm时的断裂韧性值Jd; (e) 根据计算的室温夏比冲击吸收能Cv、断裂韧性值J1。和裂纹深度为2. 5_时的断裂 韧性值Jd判断奥氏体不锈钢热老化状态。
[0005] 优化地，所述步骤（a )包括： (al)取CPR1000核电厂中设备/部件上的奥氏体不锈钢进行元素分析，确定Cr、Mo、 Si、Ni、Mn、N和C的质量含量； (a2)利用式1计算等效铬含量Creq、利用式2计算等效镍含量Nieq，随后利用式3计算 铁素体含量S。； Creq =Cr+ L21(Mo)+ 0.48(^)-4.99 (〇 ； Nieq = Ni + 0.1 I(Mn) - 0.0 OQ^Mnf + 1& + 24 5(C) + 2. 77 2);
【主权项】
1. 一种CPR1000核电厂铸造奥氏体不锈钢的热老化评估方法，其特征在于，它包括以 下步骤： (a) 取CPR1000核电厂中设备/部件上的奥氏体不锈钢进行元素分析，计算等效铬含量 creq和铁素体含量S。，评估奥氏体不锈钢的热老化敏感性； (b) 检查奥氏体不锈钢的铸造方式和材料牌号； (c) 根据奥氏体不锈钢的材料牌号对应选择公式计算室温夏比冲击吸收能Cv; (d) 根据奥氏体不锈钢的铸造方式和材料牌号对应选择公式计算断裂韧性值1。和裂 纹深度为2. 5mm时的断裂韧性值Jd; (e) 根据计算的室温夏比冲击吸收能Cv、断裂韧性值1。和裂纹深度为2. 5mm时的断裂 韧性值Jd判断奥氏体不锈钢热老化状态。
2. 根据权利要求1所述的CPR1000核电厂铸造奥氏体不锈钢的热老化评估方法，其特 征在于，所述步骤（a)包括： (al)取CPR1000核电厂中设备/部件上的奥氏体不锈钢进行元素分析，确定Cr、Mo、Si、Ni、Mn、N和C的质量含量； (a2)利用式1计算等效铬含量Creq、利用式2计算等效镍含量Nieq，随后利用式3计算 铁素体含量S。；
(a3)当Creq> 23. 5%或S。> 20%时，奥氏体不锈钢的热老化敏感；当Creq< 23. 5%且S20%时，奥氏体不锈钢的热老化不敏感。
3. 根据权利要求1所述的CPR1000核电厂铸造奥氏体不锈钢的热老化评估方法，其 特征在于：步骤（b)中，所述铸造方式为离心铸造或静态铸造；所述材料牌号为CF-3/3A、 CF8/8A、CF-8M、Z3CN20. 09M或ZG0Crl9NillMo2。
4. 根据权利要求1所述的CPR1000核电厂铸造奥氏体不锈钢的热老化评估方法，其特 征在于：所述步骤（c)中，在计算室温夏比冲击吸收能Cv后还对奥氏体不锈钢的拉伸流变 应力比率Rf和拉伸屈服应力比率Ry分别进行计算。
【专利摘要】本发明涉及一种CPR1000核电厂铸造奥氏体不锈钢的热老化评估方法，它包括以下步骤：（a）奥氏体不锈钢进行元素分析，计算等效铬含量Creq和铁素体含量δc；（b）检查奥氏体不锈钢的铸造方式和材料牌号；（c）计算室温夏比冲击吸收能Cv；（d）计算断裂韧性值J1C和裂纹深度为2.5mm时的断裂韧性值Jd；（e）根据计算的室温夏比冲击吸收能Cv、断裂韧性值J1C和裂纹深度为2.5mm时的断裂韧性值Jd判断奥氏体不锈钢热老化状态。通过测试奥氏体不锈钢中具体元素的质量含量，并结合铸造方式和材料牌号能够实现对其热老化敏感性、热老化状态进行评估和判断，解决在CPR1000核电厂相应设备/部件在运行过程中不锈钢的断裂韧性无法判断的问题，为提高电站的安全性提供了关键的手段。
【IPC分类】G01N33-20
【公开号】CN104777280
【申请号】CN201510188417
【发明人】姜家旺, 汪小龙, 郭文海, 薛飞, 遆文新, 史芳杰, 余伟炜, 韩传伟
【申请人】苏州热工研究院有限公司, 中国广核集团有限公司, 中国广核电力股份有限公司
【公开日】2015年7月15日
【申请日】2015年4月21日