管道结构焊接头240℃低周疲劳试验裂纹萌生寿命的统计分布

从总体拟合效果,与疲劳物理的一致性和尾部预测的性角度,研究了可能的４种假设分布对管道结构焊接试样２４０℃低周疲劳裂纹萌生寿命数据的拟合效果。结果表明;三参数Ｗｅｉｂｕｌｌ分布总体拟合效果最好,但由于其３参量可能出现小于１的情况,不符合疲劳物理要求;其尾部大多数情况可能给出非保守估计,不是一种良好的假设分布。     

余热排出系统管道热疲劳分析模型及寿命预测

余热排出系统管道发现的热疲劳裂纹问题关系到压水堆的安全。本文基于开源有限元软件Code_Aster,采用Lagoda-Macha-Sakane模型预测了余热排出系统管道材料304L不锈钢的疲劳寿命,并根据预测结果提出了改进的Lagoda-Macha-Sakane模型。采用改进的Lagoda-Macha-Sakane模型对余热排出系统管道的热疲劳寿命进行了预测,结果表明预测热疲劳寿命与试验热疲劳寿命吻合。     

1Cr18Ni9Ti管道焊缝金属疲劳短裂纹萌生与早期扩展

复型研究了1Cr8N9Ti管道焊缝金属的疲劳短裂纹萌生与早期扩展特点,结果表明,有效短裂纹萌生于与管道内外表面一致的试样表面局部区域中delta铁素体与基质的界面,早期扩展具有显著微观结构效应特征,最大障碍尺度约为40μm,与焊缝金属特征微观组织结构――柱状晶中富delta铁素体带距离一致,该尺度范围。由于强微观结构约束,短裂纹密度较高并逐渐增加;尺度不规则扩展,直到若干较长短裂纹发生合并形成导致试样失效的主导短裂纹。这一过程通常称为“微观结构短裂纹（MSC）“阶段,主导短裂纹及其发路径上的短裂纹对疲劳损伤做出直接贡献,可分别称为“主导有效短裂纹（DESFC）“和“有效短裂纹（ESFCs）“,为描述该阶段不规则行为,有必要引入尺度等于ESFCs尺度均值的虚裂纹即MSC阶段DESFC的概念,该阶段DESFC尺度恒定增加,扩展率恒减小。     

热壁加氢反应器堆焊层表面裂纹疲劳扩展的数值模拟

介绍了应用三维断裂分析软件FRANC3D(Fracture Analysis Code in 3Dimensions)进行疲劳裂纹扩展分析的相关原理,利用该程序对热壁加氢反应器堆焊层表面裂纹在疲劳载荷作用下的扩展进行了数值分析;将数值模拟结果和相关试验结果进行了对比.结果表明:数值模拟和实际表面裂纹扩展路径基本相似;在加氢反应器使用寿命范围内,用FRANC3D程序预测的裂纹扩展速率比实验值保守.     

残余应力作用下的不锈钢管道环向穿壁裂纹闭合效应研究

管道环向穿壁裂纹在不同载荷水平作用下的张开位移预测值是破前漏技术应用的关键核心参数。针对具有代表性几何尺寸的奥氏体不锈钢管道,采用数值分析和对比验证相结合的方法,基于工程中实际测得的材料性能曲线研究了典型焊接残余应力作用下穿壁裂纹临界闭合应力的变化规律。分析结果表明,目前的通用电气有限公司/美国电力研究院（GE/RPRI）方法和美国核管会技术报告NUREG/CR-6837修正方法均低估了由美国机械工程师协会（ASME）规范工作小组推荐的简化残余应力场所导致的管道环向穿壁裂纹闭合效应。此外,分析了环向穿壁裂纹闭合状态下管道的失效模式,在此基础上进一步讨论了裂纹闭合效应对破前漏技术应用的影响,为后续工程实践提供了可借鉴的技术观点。     

反应堆冷却剂系统辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价

根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝.依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线.在此基础上,对机组运行5 a的瞬变统计次数与设计瞬态次数进行了对比研究,采用优化疲劳分析方法对典型缺陷焊缝进行了疲劳分析与评价.评价结果表明:辅助管道核1级焊缝在核电厂运行10 a内不会发生疲劳失效.     

核级管道材料高温疲劳裂纹扩展行为实验研究

为研究核级管道材料在500℃以上的高温疲劳裂纹扩展性能,对管道母材、焊缝和热影响区材料进行了高温条件下的疲劳裂纹扩展速率试验,基于概率分析方法获得了考虑不同存活率的概率疲劳裂纹扩展曲线。研究结果表明,高温条件下,管道不同位置区域材料的疲劳裂纹扩展性能存在较为明显的差异,焊缝和热影响区的抗疲劳裂纹扩展能力明显优于母材。试验研究结果可用于核反应堆管道结构安全评估和断裂力学分析。     

核级不锈钢管座焊接区与母材区疲劳裂纹扩展性能对比研究

焊接接头广泛应用于核电站管座处,而疲劳裂纹扩展是导致焊接接头失效的重要原因之一。因此,研究焊接区材料的疲劳裂纹扩展和寿命预测方法对准确预测焊接接头的寿命具有重要意义。本文以核电厂常用的304L不锈钢焊缝材料为对象,研究不同载荷比、不同取样方向对疲劳裂纹扩展速率的影响;基于试验数据建立焊缝材料的疲劳裂纹扩展速率模型,并与美国机械工程师协会（ASME）标准中奥氏体钢进行对比。结果表明：不同取样方向对焊缝疲劳裂纹扩展速率的影响不大,但载荷比对其有较大影响,较低载荷比下,焊缝的疲劳裂纹扩展速率在某个应力强度因子幅值（?K）前高于母材的疲劳裂纹扩展速率,在其之后则低于母材,而较高载荷比下则恰恰相反。

     

316不锈钢激光焊接中离焦量对热裂纹的影响

采用最大平均功率为500 W的脉冲激光焊机开展了316不锈钢焊接试验,通过测试表面形貌、微观组织、显微硬度及能谱（EDS）等,分析了离焦量对焊缝组织和热裂纹的影响。研究结果表明,在其他焊接参数不变的条件下,离焦量增大时焊缝组织逐渐细化和致密,热裂纹倾向性逐渐减小。焊缝熔深和熔宽均随离焦量的增大而减小,但宽深比增大,当宽深比大于7.5时焊接热裂纹彻底消失。增大离焦量改变了激光能量的分布状态,导致焊缝凝固过程中S、P等元素向熔池表面偏析,消除了焊缝凝固后期液膜及低熔点组织的不利影响,有效控制了脉冲激光焊接316不锈钢热裂纹的产生。     

基于ANSYS程序的反应堆压力容器疲劳裂纹扩展分析方法研究

进行断裂力学分析时,RCC-M规范附录ZG规定了2种方法,其中第一种方法比较简便,易于实现,但结果过于保守,经常不满足限值要求;这时可采用第二种方法进行分析,即进行疲劳裂纹扩展计算分析,但该方法过程繁琐,计算量庞大。本文应用ANSYS程序中的APDL语言编制疲劳裂纹扩展计算程序,并对反应堆压力容器进行疲劳裂纹扩展计算。     

焊接残余应力有限元分析技术研究

本文以岭澳核电站控制棒驱动机构(CRDM)耐压壳Ω焊接为例,应用ANSYS有限元生死单元技术模拟焊接流程,并计算焊接后残余应力的分布,绘制残余应力分布曲线并进行计算结果分析.通过本项目的研究,掌握了焊接残余应力的分析技术,达到了研究目的.     

多轴疲劳模型对比研究及其在核电结构热疲劳寿命预测中的应用

压水堆核电站余热排出系统冷热水混合区管道发现的热疲劳问题影响核反应堆的安全。本文通过一种采用单轴疲劳试验数据拟合疲劳寿命曲线,进而用于预测多轴疲劳寿命的分析方法,基于文献中的疲劳试验数据,对Dang Van模型、Matake模型和Fatemi-Socie模型进行了余热排出系统冷热水混合区管道材料304L不锈钢疲劳寿命预测结果的对比研究。基于余热排出系统冷热水混合区管道的三维简化有限元模型,分别应用Dang Van模型、Matake模型和Fatemi-Socie模型对管道热疲劳寿命进行了预测,并与试验结果进行了对比验证。研究结果表明,基于应变（含平均应力修正）的Fatemi-Socie模型比较适用于304L不锈钢的疲劳分析,其热疲劳寿命预测结果相对Dang Van模型、Matake模型较合理。     

焊接残余应力对316LN不锈钢应力腐蚀裂纹扩展速率的影响

核电站不锈钢管道焊接过程中引入的残余应力对焊接接头的应力腐蚀开裂性能有较大影响。本文针对一AP1000主管道316LN不锈钢焊接模拟件进行残余应力分析和应力腐蚀裂纹扩展速率测量,得到了焊后原始状态和去应力热处理状态的焊接热影响区材料在高温高压水中的应力腐蚀裂纹扩展速率。实验结果表明,焊接残余应力明显提高了热影响区的应力腐蚀裂纹扩展速率,且在含氢的压水堆一回路正常水化学下焊接残余应力的影响更加显著。     

焊后热处理对16MND5钢焊接组织结构与残余应力的影响

16MND5钢广泛应用于核岛承压容器构件,其焊接接头不可避免地会引入高的残余应力,而焊后热处理可有效消减焊接残余应力以克服应力腐蚀裂纹的影响。本工作利用轮廓法和中子衍射技术研究了焊后热处理对16MND5钢焊接残余应力的影响。结果表明,轮廓法与中子衍射测试结果在趋势和数值上取得了较好的一致性,焊后热处理使焊接态的残余应力峰值从约420 MPa降低至约210 MPa。同时,利用金相法和SEM研究了焊后热处理对焊缝区域组织结构的影响。结果表明,焊后热处理主要表现为贝氏体和少量自回火马氏体的焊缝中心组织转变为回火贝氏体和回火马氏体,热处理后的焊缝区晶粒明显长大。     

Long-Term Integrity of Waste Package Final Closure for HLW Geological Disposal, (III)

Overpack, a high-level radioactive waste package for Japan's geological disposal program, is required to isolate the sealed vitrified waste from contact with groundwater for 1,000 years. In this study, EBW (Electron Beam Welding), a typical application of high energy density beams widely used in various industries, was examined for its applicability to sealing a carbon steel overpack lid with a thickness of 190 mm. Welding conditions and welding parameters were examined for single-pass welding in a narrow area for three different penetration depths. Weld joint tests including macro- and microstructure, and mechanical properties were conducted and assessed within tentatively applied criteria for weld joints. Measurement and numerical calculation for residual stress were also conducted and the tendency of residual stress distribution was discussed. These test results were compared with the basic requirements of the welding method for overpack, which were pointed out in our first report. The induced void and cold shut inside the weld joint and surface roughness were also discussed for their improvement and evaluation, which need to be established to assure the long-term integrity of overpack lid closure.     

Fatigue Life Assessment Based on Crack Growth Behavior in Reduced Activation Ferritic/Martensitic Steel

Crack growth behavior under low cycle fatigue in reduced activation ferritic/martensitic steel, F82H IEA-heat (Fe-8Cr-2W-0.2V-0.02Ta), was investigated to improve the fatigue life assessment method of fusion reactor structural material. Low cycle fatigue test was carried out at room temperature in air at a total strain range of 0.4–1.5% using an hourglass-type miniature fatigue specimen. The relationship between the surface crack length and life fraction was described using one equation independent of the total strain range. Therefore, the fatigue life and residual life could be estimated using the surface crack length. Moreover, the microcrack initiation life could be estimated using the total strain range if there was a one-to-one correspondence between the total strain range and number of cycles to failure. The crack growth rate could be estimated using the total strain range and surface crack length by introducing the concept of the normalized crack growth rate.     

直流电压降法测量核电结构材料在空气中的疲劳裂纹扩展速率

介绍了直流电压降（DCPD）方法测量材料裂纹扩展的原理,并采用DCPD方法测量了反应堆典型结构材料在空气中的疲劳裂纹扩展速率（CGR）,分析了载荷、频率和载荷比（R＝K_max/K_min, K为应力强度因子）对疲劳裂纹扩展速率的影响。实验结果表明,材料的硬度与疲劳裂纹扩展速率有密切关系,即材料硬度越高,裂纹扩展速率越高。     

Japanese Contributions to Fields of Predicting and Combating Environmentally Assisted Cracking (EAC) of Steels in LWR Water

Two major currents of the EAC relevant activities in Japan are reviewed in some chronological manner. One is the studies on the acceleration of fatigue crack growth in LWR. The work was first pioneered early in Japan, and extensive collaborative works have followed interacting with the international activities, which have yielded a clear views on the potential issues of the RPV structural steels used in the domestic NPPs. Another is the development of materials and techniques to combat the stress corrosion cracking of the structural materials in LWR water environment. Extensive collaboration among the government agencies, utilities, industries and academic societies lead the issues to a dramatic solution in rather short period. Both of those two aspects are stressed to have generic significance in the present and future nuclear technology.