[发明专利]一种核电厂主管道的热老化监测装置及方法

说明书

本发明公开了一种核电厂主管道的热老化监测装置及方法，成本较低且监测准确。一种核电厂主管道的热老化监测装置，包括：试块，由与核电厂主管道的材料相同的材料制成；固定件，用于连接在所述核电厂主管道上；其中，所述试块可拆卸地设置在所述固定件上，所述热老化监测装置具有监测状态和试验状态，当所述热老化监测装置在监测状态时，所述试块设置在所述固定件上以与所述核电厂主管道相接；当所述热老化监测装置在试验状态时，所述试块脱离所述固定件以加工成金相、力学试样进行金相、力学性能测试。

技术领域

本发明涉及核电厂主管道监测领域，具体涉及一种核电厂主管道的热老化监测装置及方法。

背景技术

核电厂主管道是指连接反应堆冷却剂系统主要设备的管道，是包容反应堆冷却剂重要的压力边界，属于核安全一级、抗震I类设备。目前，铸造奥氏体不锈钢材料在轻水堆核电厂反应堆冷却剂主管道中被广泛应用。通常，主管道系统的铸造奥氏体不锈钢材料铁素体含量为5-25％，因此也称为奥氏体-铁素体双相不锈钢。一方面，这些铁素体提高了材料强度，改善了焊接性能和抵抗应力腐蚀开裂的能力；另一方面，铸造奥氏体不锈钢材料优良的机械性能有利于部件的制造加工，复杂形状的部件（如泵壳、阀体和附件等）可静态铸造，圆柱状的部件（如管道）可离心铸造。尽管如此，铸造奥氏体不锈钢材料在高温下不可避免会发生脆化现象。而根据研究结果表明：在轻水堆运行温度下长期服役，主要奥氏体不锈钢的断裂韧性将随服役时间延长而下降，这种现象亦被称为热老化脆化。

主管道都是核电厂的重要组成部分，从压力边界完整性考虑，不适合对其做破坏性检测，因此对其性能的评估一般都采用计算和模拟方法，缺乏现场直接检测数据和方法。目前研究和评估主管道铸造奥氏体不锈钢热老化的方法主要是通过对相同材料在实验室中进行加速热老化试验，获得一系列样品，在对这些试块开展微观组织分析、力学性能试验等工作获得试验数据。加速热老化试验温度为300℃~400℃，最长加速热老化时间为20 000~30 000小时。加速热老化温度越高，则加速热老化时间越短。但通过这种研究和评估方法有如下问题：（1）加速热老化模拟出的服役环境，始终与部件的实际服役温度环境不同，试验分析结果容易受到质疑；（2）核电厂的服役寿命为40~60年，也不能在实验室中进行40~60年的老化试验，这样做十分的昂贵。

因此，针对上述问题，亟需一种针对核电厂主管道的热老化监测装置及方法，能够对核电厂主管道材料热老化脆化进行长期的监督，可以省去实验室长期模拟的昂贵费用，又可获得较为准确的监测结果。

发明内容

针对上述问题，本发明的目的是提供一种核电厂主管道的热老化监测装置及方法，成本较低且监测准确。

为达到上述目的，本发明采用如下技术方案：

一种核电厂主管道的热老化监测装置，包括：

试块，由与核电厂主管道的材料相同的材料制成；

固定件，用于连接在所述核电厂主管道上；

其中，所述试块可拆卸地设置在所述固定件上，所述热老化监测装置具有监测状态和试验状态，当所述热老化监测装置在监测状态时，所述试块设置在所述固定件上以与所述核电厂主管道相接；当所述热老化监测装置在试验状态时，所述试块脱离所述固定件以加工成金相、力学试样进行金相、力学性能测试。

在一实施例中，所述固定件呈与所述核电厂主管道外壁相配合的环形。

在一实施例中，所述固定件包括两个呈半环形且可拆卸地连接的半环形钢带，当所述热老化监测装置在监测状态时，两个所述半环形钢带相连接而构成环形。

在一实施例中，所述热老化监测装置还包括设置在所述固定件上的试块盒，所述试块可拆卸地设置在所述试块盒中。

在一实施例中，所述试块盒由侧壁和盒盖组成，所述试块设置在由所述侧壁和所述盒盖组成的空间中。