电站主管道用铸造奥氏体不锈钢断裂韧度尺寸效应试验研究

为了探究电站主管道用铸造奥氏体不锈钢韧性断裂的尺寸效应,对五种不同厚度的标准紧凑拉伸试样在室温下进行了断裂韧度试验,通过SEM观察并分析了断裂面的显微结构.结果表明:试样厚度在12～20 mm时,断裂韧度随着试样尺寸的增大呈上升趋势,在20～50mm厚度范围时断裂韧度随试样尺寸的增大而减小;撕裂模量随试样尺寸的减小而增加.断裂面上接近中截面的位置容易产生以大型韧窝为主的沿晶断裂,在接近外表面位置较易产生以大量微小韧窝为主的穿晶断裂.利用断裂韧度的定义进行理论分析,用约束水平和断裂影响区域体积的变化解释不同尺寸效应,通过有限元分析模拟得到断裂面上三向应力比的分布变化是影响断裂应变和断裂韧度的重要因素.     

P92钢高温低周疲劳的实验研究

由于高的热效率和简单的系统组成,超临界水堆(SCWR)被认为是第四代核反应堆的一种选择。超临界水堆的关键问题之一是核心部件尤其是燃料组件包壳的材料。这些材料在高温下的力学性能、腐蚀和应力腐蚀开裂敏感性以及抗辐射性能等对核电厂的安全运行至关重要。本文对SCWR包壳候选材料的F/M类材料P92钢进行了高温低周疲劳实验研究。实验温度为600和650℃,控制方式为总应变控制,应变范围均为±0.2%～±0.6%。实验结果表明,在两种温度下,P92钢均为循环软化材料,但未出现循环稳定现象。由于温度升高,塑性增强,P92钢在650℃下的宏观裂纹出现周次比率随应变范围的增加,下降比较平缓,且650℃下的失效寿命显著高于600℃下的失效寿命。并得到了两种温度下的稳定循环应力-塑性应变的关系以及循环失效寿命和应变的关系。     

FeCrAl/ZrNbCu复合管包壳高温蒸气氧化行为研究

FeCrAl/ZrNbCu复合管兼顾了Zr合金和FeCrAl合金的优点，是事故容错燃料包壳候选材料之一。本文研究了FeCrAl/ZrNbCu复合管蒸气氧化行为，结果表明，外层FeCrAl材料具有优异的抗蒸气氧化性能，有效保护了内层Zr合金管。氧化产物分析表明，FeCrAl合金氧化膜呈凹凸状，氧化产物为Fe2O3、FeCr2O4、Cr2O3和Al2O3；ZrNbCu合金氧化膜垂直于表面生长，氧化产物为ZrO2和Nb2O5；在1000℃氧化时复合管界面没有明显元素扩散；在1100℃和1200℃氧化后界面发生明显元素扩散。复合管外侧到内侧分别为FeCrAl氧化膜、FeCrAl合金、FeCrAl-ZrNbCr扩散层、ZrNbCu合金、ZrNbCu氧化膜；界面结合方式由机械结合转变为冶金结合。     

橡胶多轴疲劳研究进展

综述近年来国内外橡胶多轴疲劳研究的进展和现状,评述各种多轴疲劳寿命估算方法。等效应变法不能反映多轴载荷的作用,应变能密度法对于多轴疲劳预测结果较差,等效应力法不能真实反应材料在破坏面上的损伤累积及扩展,而开裂应变能密度及临界面法是较为有效的方法。     

国内外金属材料热机械疲劳试验方法标准比较

对GJB 6213-2008,ASTM E2368-2010和ISO CD 12111-2002三个金属材料热机械疲劳试验方法标准分别从试验设备要求、试样要求、试验程序控制和试验结果评定等方面进行了对比分析,归纳总结了以上标准的异同点,建议今后在制定或修订热机械疲劳试验方法国家标准时增加对试样温度梯度、感应线圈温度场分布、应变速率变化和热应变补偿精度检验等参数要求。     

试样重组技术在CRDM管座材料性能评估中的应用

由于试验材料有限,采用试样重组技术将前期破断冲击试样重组成新的试样,对某电站CRDM管座晶粒度和夹杂物尺寸超标的母材进行性能复验。采用无损检测、金相、硬度和冲击试验对焊接工艺进行验证后,将合格的焊接工艺应用于最终试样的重组中。最终重组试样的冲击功远高于RCC-M 2007规范中的指标要求,本批次材料晶粒度和夹杂物尺寸超标对母材的冲击性能没有造成明显的劣化。     

不同温度下15CrMoR循环塑性实验研究及低周疲劳寿命预测

在20℃,200℃,300℃和400℃下对15CrMoR进行了循环塑性行为和棘轮效应—疲劳交互作用的实验研究。不同温度下全寿命内循环塑性实验表明,非对称循环加载的大部分时段棘轮应变率基本保持稳定,后期接近失效阶段才急速增大。各温度下棘轮应变随平均应力、应力幅的增大而增大。低周疲劳寿命受平均应力和应力幅的共同影响,但应力幅的影响更大。与Coffin-Manson模型及Morrow修正模型相比,各温度下MSRS模型对材料疲劳寿命的预测更为准确。采用含温度参数的MSRS模型可较方便地预测不同温度下材料的疲劳寿命。     

Inconel718合金O形环回弹特性研究

对从Inconel718合金管材截取的O形环小试样进行了压缩回弹试验研究。试验表明,温度、加载历史和轴向尺寸对O形环回弹量无明显影响;常温下O形环回弹量随压扁度的变化在6%~30%的压扁度范围内表现为抛物递增,此时O形环密封性能良好,但当压扁度超过30%,回弹量开始递减,且试样的压缩接触面伴随出现凹陷,在600℃以上还发生坍塌。运用ANSYS的弹塑性接触分析功能,采用不同的本构模型,分别建立了二维、三维有限元网格模型,对O形环的压缩回弹过程进行了数值模拟。研究表明,ANSYS的弹塑性接触有限元方法对O形环回弹量的分析模拟结果与试验结果吻合较好。     

控制棒驱动机构管座法兰母材性能评估

针对控制棒驱动机构（CRDM）下部Ω环的热电偶（TC）管座母材在水压试验后出现缺陷的问题,参照 CRDM／TC 管座法兰母材的采购技术规范要求,对管座母材进行材质分析,比较了业主与制造厂提供的同批次材料性能差异。分析结果显示,业主提供的部分批次理化检验余料除晶粒度不符合采购技术规范外,内部还有较大尺寸夹杂,但材料的其他性能指标均满足采购规范技术要求。原材料内部存在混晶现象,材质性能分布不均匀。为此,结合材料失效机理研究了母材应力腐蚀裂纹扩展性能,试验结果表明,在一回路高温高压水环境下,超标夹杂的存在未对材料的应力腐蚀裂纹扩展速率产生明显影响。     

核电站铸造奥氏体不锈钢热老化试验设计

为验证一回路关键部件铸造奥氏体不锈钢(CASS)在整个寿期内的适用性,结合CASS部件运行期间的主要老化机理,对核电站铸造奥氏体不锈钢的热老化试验设计进行研究。通过对CASS材料的老化机理分析,结合加速老化试验的基本原理Arrhenius公式,分析了激活能Q、老化温度TS和老化时间t对热老化试验的影响,并得出如下结论:对于核电用CASS部件,热老化的加速老化试验温度建议值最高不超过400℃,试验过程中需严格控制加热温度的均匀性和稳定性,同时需要结合激活能值设计可覆盖设备整个寿期的试验,为准确把握材料的老化特征,需合理设置取样的时间间隔。