2025年11月14日，中国广核集团（核电运行）专业首席专家彭群家在深圳核博会材料老化与服役安全论坛发表《铸造奥氏体不锈钢主管道热老化全寿期管理技术研究》主旨报告。
报告围绕核电厂奥氏体不锈钢及相关铸造、焊接部件的热老化问题，介绍了团队在机理、性能退化、检测评估和缓解技术方面的研究进展。研究表明，热老化会影响材料强度、冲击韧性和断裂行为，现有模型预测差异较大，因此需要结合检测数据和概率化评估方法支撑延寿管理。报告最后指出，面向六十年至八十年甚至更长期运行，还需重点关注长时老化、环境损伤、焊缝薄弱区和现场检测缓解技术。
关键点
1. 报告主题与研究范围（00:24）
报告主题调整为奥氏体不锈钢部件热老化及其检测评估与缓解技术，主要介绍团队近年来围绕不锈钢热老化开展的机理研究、检测、评估以及缓解技术工作。
2. 核电部件热老化背景（00:53）
在二代和二代加核电机组中，对热老化敏感的奥氏体不锈钢部件主要包括铸造主管道、泵壳、阀体以及不锈钢焊接接头。其热老化与材料中一定含量铁素体的热力学不稳定性有关，组织变化会导致性能退化。
3. 国际延寿管理需求增加（01:37）
美国较早开展了热老化机理、评估、检测和概率安全相关研究，并推动形成相关老化管理文件。随着核电厂持续运行和二次延寿需求增加，即使是较低温度或低钼含量等原本认为不敏感的条件，也需要在超过六十年的寿命条件下继续研究；法国也将主管道相关热老化问题列为延寿研究重点。
4. 研究材料与试验方法（03:42）
研究对象包括离心铸造主管道材料、静态铸造材料、泵壳和阀体材料以及自动焊焊缝等。热老化试验通常在不超过四百度的条件下进行加速老化，随后开展组织和性能测试。
5. 热老化机理发现（04:22）
通过三维原子探针等分析，除常规调幅分解外，研究还观察到约四百度老化一千小时后出现与镍、锰等元素相关的富集或析出现象，其数量和尺寸随老化时间发生演化。现场服役条件分析显示，低温下调幅分解速率较慢，但达到稳态后成分波动可能更大，这对加速老化实验的代表性提出了需要关注的问题。
6. 热老化对力学性能的影响（05:38）
热老化后材料拉伸强度提升较明显，而延伸率变化不大；冲击功总体呈下降趋势，母材受影响大于焊缝材料，并在较长老化时间后出现趋于饱和的迹象。断裂韧性测试显示母材相对焊缝受热老化影响更明显，焊缝融合线部位在老化前后都是较薄弱区域。
7. 基于热电势的检测技术（08:03）
研究发现热老化后的组织变化与热电势系数变化存在内在关系，据此开发了热电势检测技术和便携式四点式检测仪。该技术已在国内核电厂主管道等对象上开展示范应用，并结合大量冲击功数据建立经验公式，用于根据检测数据预测材料性能变化。
8. 热老化评估模型与概率方法（10:17）
报告比较了美国、法国、日本等热老化评估模型，发现不同模型对同一批数据的预测结果差异较大，有的偏高，有的偏保守。基于这种分散性，团队提出采用控制失效概率的思路，并在假定断裂行为服从威布尔分布的基础上建立概率断裂评估方法。
9. 结构完整性评估软件设计（12:00）
团队参考国外规范，设计了核电不锈钢结构完整性评估软件模块，输入包括热老化后材料性能、工况瞬态载荷以及结构缺陷初始信息。软件通过格林函数快速计算应力，结合多轴雨流计数、环境影响因子、疲劳损伤和断裂评估，实现在线分析、实时监测和运行管理支持。
10. 热老化缓解与恢复技术（16:59）
团队开展了热恢复处理研究，依据热力学数据选择约五百五十度且不超过一小时的处理条件，冲击功可恢复到百分之八十以上，后续再老化未表现出明显加速效应。报告还介绍了电脉冲缓解技术的初步验证，实验显示相关组织变化可明显减少，但后续仍需解决现场应用问题。
11. 总结与未来关注方向（19:51）
报告总结了热老化机理、热电势检测、断裂行为评估以及热恢复和电脉冲缓解技术的进展。展望未来，随着核电厂从六十年向八十年甚至更长期运行延寿，需要继续关注长时热老化规律、环境损伤变化、焊缝及融合区行为，以及铸造不锈钢管道检测能力提升。
时间线
00:00 - 报告开场，说明题目有所调整，并概述将介绍团队关于不锈钢热老化的系列研究。
00:53 - 介绍核电厂中热老化敏感部件的类型、形成原因，以及美国、法国和国内相关研究与管理背景。
03:42 - 说明研究覆盖的材料对象和加速热老化试验条件，包括铸造材料、泵阀材料和焊缝材料。
04:17 - 进入机理和性能部分，讨论微观组织演变、现场服役条件下的老化行为，以及热老化对强度、冲击韧性、疲劳和断裂韧性的影响。
07:55 - 转入检测技术，介绍热电势检测原理、仪器开发、便携化改进、性能预测公式及初步应用情况。
10:10 - 讨论热老化评估模型，比较国际模型差异，并进一步介绍概率断裂评估和结构完整性评估软件的功能设计。
12:00 - 展开软件实现思路，包括应力快速计算、多轴疲劳载荷分析、环境疲劳损伤计算和含缺陷结构断裂评估。
16:59 - 介绍缓解技术研究，包括热恢复处理条件、冲击功恢复效果、再老化行为，以及电脉冲缓解技术的实验验证。
19:51 - 最后进行总结与展望，强调面向长期延寿仍需加强长时老化、环境损伤、焊缝薄弱区和无损检测能力研究。
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深圳核博会聚焦核电不锈钢热老化：中广核专家详解主管道全寿期管理技术
2025年11月14日，在深圳核博会材料老化与服役安全论坛上，中国广核集团（核电运行）专业首席专家彭群家发表《铸造奥氏体不锈钢主管道热老化全寿期管理技术研究》主旨报告，围绕核电厂奥氏体不锈钢部件热老化问题，系统介绍了团队近年来在热老化机理、检测技术、评估模型、结构完整性分析以及缓解恢复技术等方面取得的研究进展。
报告指出，核电厂中存在一类含铁素体组织的奥氏体不锈钢部件，包括铸造奥氏体不锈钢主管道、泵壳、阀体、铸造附件，以及采用308等不锈钢焊材形成的焊缝和焊接接头。这些材料在长期服役温度下，由于铁素体组织热力学不稳定，会发生调幅分解、析出相演化等微观组织变化，进而导致冲击韧性、断裂韧性等性能退化，对核电厂长期安全运行和延寿管理提出挑战。
从国际研究和工程实践看，热老化问题长期受到核电行业关注。美国较早开展了热老化机理、性能评估、检测技术和概率安全评价研究，并推动相关老化管理文件发布。随着核电厂延寿和二次延寿需求增加，一些过去认为热老化敏感性较低的材料，如低温服役或低钼含量材料，也需要重新评估其长期服役行为。法国则因热老化问题对部分主管道、热管段弯头等部件实施过更换，监管机构也将主管道热老化列为延寿研究中的重点内容。国内方面，苏州热工研究院等单位近二十年来持续围绕热老化基础机理、检测评估和缓解技术开展系统研究，形成了较为完整的技术积累。
在材料与实验研究方面，团队针对离心铸造主管道材料、静态铸造泵壳和阀体材料、自动焊及手工焊焊缝材料等不同成分和组织状态的铸造、焊接不锈钢开展了系统试验。研究中采用通常不超过400℃的加速热老化处理，老化时间最高达到约30000小时，用于模拟约60年服役效应，并通过拉伸、冲击、疲劳、断裂韧性等力学性能测试，结合三维原子探针、中子衍射、透射电镜等先进分析手段，揭示热老化过程中的组织演化、变形机制及其对环境损伤、应力腐蚀和疲劳损伤行为的影响。
报告显示，铁素体相内的调幅分解是导致材料脆化的重要机制。热老化过程中，铁素体逐渐形成富铬和贫铬区域，同时在400℃老化约1000小时后，可观察到与镍、锰、硅等元素相关的析出现象。随着老化时间延长，析出相数量增加，随后可能出现数量减少、尺寸增大的粗化过程。值得关注的是，温度较低时调幅分解速率较慢，但在达到稳态或饱和状态后，低温长期服役条件下的成分波动可能比高温加速实验更严重。这意味着实际工况下的长期低温老化行为未必能完全由高温加速实验等效，仍需进一步验证加速方法的可靠性。
在力学性能影响方面，热老化后材料拉伸强度明显提高，而延伸率变化相对不大，说明强度提升比塑性降低更显著。冲击性能方面，母材冲击功随热老化时间延长明显下降，当老化时间超过约10000小时后，下降趋势趋于饱和；焊缝材料受热老化影响相对较小。疲劳性能方面，热老化初期并未发现明显劣化，部分情况下疲劳寿命或抗疲劳能力甚至有所提高。中子衍射分析表明，热老化改变了铁素体和奥氏体两相在循环加载过程中的应力应变响应。断裂韧性方面，母材受热老化影响较大，焊缝整体影响相对较小，但焊缝融合线部位始终是较薄弱区域，在服役安全评价中需要重点关注。
针对热老化状态难以现场识别的问题，团队建立了基于热电势的检测方法。热老化会引起材料组织变化和元素分布变化，进而改变材料热电性能，热电势信号与热老化程度及冲击性能退化之间存在内在关联。相关检测装置已由早期两点式发展为四点式结构，通过将加热端和测试端分开，提高了测试稳定性和可靠性。团队还开发了便携式热电势检测仪，采用电池供电以满足现场应用需求，并通过自适应调节装置改善探头与材料表面的接触质量。基于大量冲击功数据建立的经验公式，可利用热电势检测结果预测材料冲击性能退化程度。目前，该技术已获得相关管理授权，并在国内核电厂主管道等部件上开展示范应用，也用于部分高铬双相不锈钢等材料的热老化检测验证。
在热老化评估模型方面，报告对美国、法国、日本等国际模型进行了对比。通过22种典型材料数据分析发现，不同模型预测结果差异较大，其中日本模型预测结果整体偏高，法国EDF模型相对偏低且更保守。由于不同材料、不同成分和不同组织状态会导致热老化行为具有较大离散性，单一确定性模型难以准确覆盖全部材料行为。对此，团队提出采用失效概率控制的评估方法，假设断裂行为服从威布尔分布，建立概率断裂评估模型，以更合理地描述材料断裂性能退化及其不确定性。
围绕结构完整性和环境疲劳评估，报告强调，热老化会降低材料断裂韧性和临界裂纹尺寸，如果部件存在铸造缺陷、焊接缺陷或初始裂纹，失效风险可能进一步提高。管道失效模式主要包括爆破断裂和泄漏失效。为支撑工程评价，团队建立了面向核电不锈钢结构完整性评价的软件模块，输入内容涵盖材料性能、服役工况、瞬态载荷、裂纹或缺陷信息等，输出结构安全裕度、疲劳损伤、裂纹扩展和断裂评估结果，目标是实现评价流程智能化和在线实时分析。
在应力计算方面，团队对常规载荷采用常规力学方法，对温度瞬态和应力瞬态则采用格林函数方法进行快速计算，将任意瞬态载荷分解为多个阶跃载荷响应，并通过线性叠加获得总应力响应。针对复杂多轴应力状态下的疲劳循环识别，研究引入三维雨流计数方法，考虑不同应力分量之间的相位差，相较传统方法可更快速、准确地识别复杂载荷下的疲劳循环。环境疲劳损伤分析则综合考虑水化学、温度、应力应变状态和载荷条件对疲劳寿命的影响，并采用环境影响因子评价环境对疲劳寿命的削弱作用，从而实现机械疲劳损伤与环境疲劳损伤的综合计算。
在含缺陷结构断裂评估方面，团队建立了含缺陷热管段结构有限元模型，分析拉伸、弯曲等载荷下的应力分布，并参考相关规范计算裂纹前沿应力强度因子，开展断裂安全评价。对于存在初始缺陷、焊接缺陷或制造不均匀性的部件，这类评价能够为运行安全裕度判断、维修决策和延寿论证提供支撑。
针对热老化缓解与恢复，报告介绍了热恢复处理和电磁脉冲缓解技术两条路径。热恢复热处理被认为是从根本上缓解热老化的理想方法。基于热力学数据，在约550℃且处理时间不超过1小时的条件下，可取得较好恢复效果，热处理后冲击功可恢复至原始水平的80%以上。对于热恢复后的再老化行为，实验结果表明，恢复处理后材料继续服役过程中未表现出明显加速老化效应。
电磁脉冲缓解技术则尝试利用外加瞬时高能场促进局部组织恢复。由于不同组织或析出结构间电磁响应存在差异，外加电磁脉冲可能产生局部热回复效应，从而减弱热老化导致的组织变化。相关实验装置包括电源、高真空系统、加压系统和样品处理系统。初步实验显示，对热老化材料进行电磁脉冲处理后，调幅分解和析出相明显减少，并已获得较优处理参数。下一步的关键在于开发适用于核电厂现场部件的工程化应用方案，解决主管道等大型部件现场处理、效果验证和安全评价等问题。
面向未来核电厂延寿需求，报告认为，随着运行寿命可能从60年延长至80年甚至更长，热老化问题将更加突出，需要持续研究超长期服役条件下材料微观组织和性能退化规律。同时，热老化与环境损伤的耦合效应仍需深入探索，尤其是应力腐蚀、环境疲劳等在更长老化时间下是否出现新现象或更强促进作用。焊缝、焊材不均匀区和融合线区域的长期服役性能也应进一步加强研究，早期制造和焊接缺陷对热老化敏感性的影响值得重点关注。
此外，含缺陷管道和焊缝结构的安全评价方法仍需完善，断裂、泄漏和疲劳失效之间的耦合评估需要进一步强化。由于铸造不锈钢组织粗大，现有超声检测精度尚难完全满足缺陷识别需求，未来还需开发检测能力更强的新型无损检测技术。热恢复、电磁脉冲等缓解技术也需要从实验室验证走向现场应用，为核电厂关键不锈钢部件长期安全运行和寿期管理提供更加完善的技术保障。
