国产F316Ti在模拟轻水堆一回路环境下的低周疲劳性能(英文)

轻水堆(LWR)环境对压力边界材料疲劳性能的影响,包括疲劳寿命及疲劳裂纹扩展速率对设备核安全是非常重要的。为了预测核材料疲劳寿命,改进核材料设计,对国产材料进行腐蚀环境下的疲劳性能研究以得到模拟环境下的疲劳数据是很有必要的。对国产F316Ti在模拟LWR一回路环境下的低周疲劳性能进行了研究,结果显示,高温水环境是影响奥氏体不锈钢低周疲劳性能的重要因素之一。对于同种材料,高温空气中的低周疲劳性能优于高温水中的低周疲劳性能;高温水中,国产F316Ti与日本奥氏体不锈钢具有同等的抗低周疲劳性能。腐蚀疲劳数据均处于ASME最佳拟合曲线和ASME设计疲劳曲线之间;F316Ti在模拟压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)一回路环境中的低周疲劳性能,在高应变范围无明显差异;随着应变幅降低,渐见差异。模拟BWR环境中,数据处于较短寿命侧。由抚顺钢厂生产的F316Ti材料,钛均匀地分布于其中,且材料中Ni,Cr,Mo含量均处于合金化学成分上限。因此,它具有较优越的抗高温水的腐蚀疲劳性能。     

316不锈钢蠕变-疲劳试验及规范研究

为了研究316不锈钢在蠕变-疲劳交互作用下的影响,开展保载时间的蠕变-疲劳试验和两级加载蠕变-疲劳试验,后者包括先疲劳后蠕变和先蠕变后疲劳两种蠕变-疲劳交互试验。在上述三种试验数据基础上,对316不锈钢的蠕变-疲劳特性进行分析,并对ASME规范的适用性和安全性进行了评价。本研究对蠕变-疲劳试验、ASME规范应用、第四代反应堆高温结构材料的力学特性研究及相关的评定准则具有参考价值。     

反应堆压力容器疲劳时限老化分析研究

基于美国核管会(U.S.NRC)的管理导则RG1.207提出的2种考虑冷却剂环境对设备疲劳寿命的影响评估办法,对比了美国NUREG/CR-6909和日本JNES两大体系不同环境疲劳修正因子(F_en)表达式和边界条件对环境疲劳的影响,对比了F_en和环境疲劳曲线2种分析方法对环境疲劳寿命评估的差异。最后,将考虑应变率历程的详细F_en方法、环境疲劳曲线方法、参数保守取值的F_en方法3种方式都应用于某核电厂反应堆压力容器进口接管嘴部位的疲劳评定中。结果表明,相比环境疲劳曲线的方法和参数保守取值的F_en计算方法,考虑应变率历程的详细F_en方法能更准确评估结构的环境疲劳寿命。     

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。      

LWR压力容器接管考虑环境影响的疲劳计算

在设计阶段考虑环境对疲劳的影响是第三代核电站一回路主设备设计的关键技术之一,本文介绍了ASME规范Code Case N-792对轻水堆(LWR)一级承压设备考虑环境影响疲劳时的环境影响疲劳修正系数(Fen)和应变速率ε’的计算方法。建立反应堆压力容器接管的轴对称模型,并根据Code Case N-792的要求对一回路主设备反应堆压力容器接管进行考虑环境影响的疲劳计算,计算时分别采用简化法和详细积分法。对不考虑环境影响的ASME第III卷的疲劳计算结果和Code Case N-792的疲劳计算结果进行对比和探讨。当考虑环境影响后,SCL1截面的疲劳寿命缩短为空气状态下的1/3,SCL2截面的疲劳寿命减少了3/5。     

SCWR候选不锈钢的高周疲劳行为研究

采用旋转弯曲的加载方式对奥氏体不锈钢347、316Ti、310进行疲劳试验。试验环境为室温下空气中和550℃空气中。对疲劳断口进行扫描电镜(SEM)分析,根据试验数据绘制材料的应力-循环(S-N)曲线。结果表明,3种不锈钢疲劳极限大小顺序为347<316Ti<310,与静强度顺序一致;高温会加速试样的氧化,降低材料的疲劳寿命,347不锈钢的下降趋势最大,对温度最敏感;疲劳极限试验与经验公式计算值的比较表明,3种不锈钢具有较好的抗高周疲劳性能;疲劳过程为裂纹源产生、扩展和断裂,疲劳条带宽度在1μm左右的量级,最后断裂区具有韧窝特征,347不锈钢的韧窝中分布着数量较多的大小孔洞。     

压水堆材料冷却剂环境疲劳修正因子研究

本文对考虑压水堆一回路冷却剂环境对材料疲劳影响的环境疲劳修正因子Fen进行研究,结合核电厂延寿需求,确立基于环境疲劳修正因子的疲劳分析流程。针对典型接管嘴结构,采用考虑瞬态应力时间历程的应变增量方法计算转换应变率和Fen,对比了环境修正对疲劳结果的影响。考虑环境影响后,奥氏体不锈钢的疲劳使用系数增大3.2倍,低合金钢的疲劳使用系数增大8.5倍,冷却剂环境对疲劳寿命的影响显著。将考虑环境影响后的疲劳使用系数与EPRI导则的计算结果进行对比,二者计算结果接近,验证了考虑瞬态组合的环境疲劳修正因子分析计算方法的正确性。     

SCWR候选不锈钢的低周疲劳性能研究

采用MTS材料试验机研究316Ti、347和HR3C奥氏体不锈钢在650℃和室温下±0.5%应变幅的低周疲劳性能,并采用扫描电镜对试验后样品进行断口分析。结果表明,347和HR3C不锈钢在室温下疲劳寿命较高,347不锈钢在650℃疲劳寿命也较高。3种材料在两种温度下的弹性变形量均在0.1%～0.15%之间,且滞后回线面积变化不大,这表明弹性变形量与疲劳寿命高低无直接联系。3种材料在两种温度下呈现出不同的循环硬化/饱和行为,316Ti不锈钢的650℃峰值应力与室温峰值应力无明显变化,而HR3C和347不锈钢的差别较大,但316Ti不锈钢的650℃循环硬化效应显著,347不锈钢的硬化效应较低。在650℃低周疲劳试验后,347不锈钢样品断口表面的疲劳条带间距仅为1.87μm,而对于316Ti和HR3C不锈钢则分别达到4.67μm和3.0μm,进一步表明347不锈钢在650℃的疲劳寿命最高。     

国产F316Ti在模拟轻水堆一回路环境下的低周疲劳性能

轻水堆(LWR)环境对压力边界材料疲劳性能的影响,包括疲劳寿命及疲劳裂纹扩展速率对设备核安全是非常重要的。为了预测核材料疲劳寿命,改进核材料设计,对国产材料进行腐蚀环境下的疲劳性能研究以得到模拟环境下的疲劳数据是很有必要的。对国产F316Ti在模拟LWR一回路环境下的低周疲劳性能进行了研究,结果显示,高温水环境是影响奥氏体不锈钢低周疲劳性能的重要因素之一。对于同种材料,高温空气中的低周疲劳     

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。     

Low-cycle fatigue of piping and pressure vessel steels in LWR environments

The ASME Boiler and Pressure Vessel Code provides rules for the construction of nuclear power plant components. Figure I-90 of Appendix I to Section III of the Code specifies fatigue design curves for structural materials. Although effects of reactor coolant environments are not explicitly addressed by the design curves, test data suggest that the Code fatigue curves may not always be adequate in coolant environments. This paper reports the results of recent fatigue tests that examine the effects of steel type, strain rate, dissolved oxygen level, strain range, loading waveform, and surface morphology on the fatigue life of carbon and low-alloy steels in light water reactor environments.     

Establishment of Voluntary Consensus Codes and the Role of Code Engineers—Example of Creating the Environmental Fatigue Evaluation Method for Light Water Reactors—

The design and construction codes for nuclear power plants worldwide have been established based on ASME Boiler and Pressure Vessel code Section III. Since the requirements for fatigue evaluation were first introduced in the ASME codes in 1963, fatigue evaluation methods have been used with few changes. In 2006, the world's first consensus codes describing a method for environmental fatigue evaluation have been established by the JSME. These codes incorporate the results of international research projects, led mainly by Japan, regarding environmental fatigue, that is, the reduced fatigue life of components subjected to a high-temperature reactor coolant environment. This effort exemplifies the international collaboration of engineers with expertise in the field of codes/standards. The Japanese team was a key contributor to the creation of these new international consensus codes for environmental fatigue evaluation. This paper describes the activities leading to the establishment of these codes, the development of the environmental fatigue evaluation method, the roles of code engineers during this process, and the remaining technical issues to be addressed.     

核安全一级主管道疲劳校核

本文对某核电厂主管道疲劳及热棘轮进行了独立校核。校核采用基于RCC-M标准的ROCOCO软件,比较了RCC-M标准与ASME标准在核安全一级管道疲劳评价方面的差异。对比的主要方面包括疲劳设计的计算范围界定、一次加二次应力强度的计算方法、弹塑性修正系数的计算、动态载荷叠加方法等。通过对ROCOCO中与ASME标准不一致的算法进行修正,得到主管道冷段壁厚65 mm和55mm的疲劳使用系数和热棘轮设计裕量。结果表明:某核电厂主管道最小壁厚不能小于55 mm,55mm壁厚的热棘轮设计值达到许用值的95%。     

国产316LN不锈钢在模拟AP1000一回路水环境中的疲劳行为

一回路水环境下的疲劳性能是核电站主管道设计寿命评估的重要参数。针对国产主管道材料316LN开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳试验,分析了疲劳行为和失效机理。研究结果表明:国产316LN峰值应力随应变幅的增大而增大,大应变幅试样在疲劳过程中先后发生了循环硬化、循环软化和失稳,而小应变幅试样在失稳前未发生明显的循环硬化和循环软化;在应变幅由0.2%逐渐增加至1.2%的过程中,疲劳周次从105逐渐降低至102;疲劳断口具有典型的疲劳断口特征,裂纹萌生于试样表面,以穿晶方式垂直于主应力方向扩展,裂纹扩展区具有典型的疲劳辉纹,辉纹上有菱形颗粒状腐蚀产物,环境辅助开裂机制倾向于氢致开裂。     

Loading conditions in horizontal feedwater pipes of LWRs influenced by thermal shock and thermal stratification effects

In recent years, a particular form of crack formation has occurred in a number of pressurized and boiling water reactors on the internal surfaces of horizontal lengths of feedwater piping upstream of the steam generators and reactor pressure vessels.The fractographic evaluation and the orientation of the cracks show that these are to be attributed to cyclic stressing in the axial direction. Comparison of the stresses due to thermal shock and thermal stratification reveals that, on account of the associated load cycles, the cracks were in essence caused by thermal stratification. This is also indicated by the orientation of the cracks.The present results of the corrosion tests show that with high oxygen content (450 ppb) and temperature level (210°C) the strain rate at thermal stratification exerts an essential influence on the number of cycles to crack initiation. With the conservative test conditions described, the values may fall below those given in the ASME fatigue design curve. In the case of strain rates that apply to thermal shock, the cycles to crack initiation are on the safe side of the curve.The remedial measures taken by KWU by the installation of the siphon reduce the frequency of stress amplitudes. It can be concluded from corrosion tests simulating these conditions that with the strain rates occurring in this case, the number of cycles to crack initiation are on the safe side according to the ASME fatigue design curve.     

碳钢对核主泵用奥氏体不锈钢的污染研究

奥氏体不锈钢在加工、运输和装配过程中如果与碳钢直接接触,就会被碳钢污染,而导致奥氏体不锈钢耐蚀性能的改变。众所周知,核主泵用奥氏体不锈钢对耐蚀性有着非常严格的要求,本文以Z2CN18-10核主泵用奥氏体不锈钢为例,通过FeCl3腐蚀试验和电化学方法测试了被碳钢污染后其耐腐蚀性能的变化。试验结果表明:附着在不锈钢表面的碳钢对其长期总体腐蚀速率影响不大;嵌入式的碳钢颗粒会显著降低奥氏体不锈钢的点蚀电位,增大发生点蚀的倾向;硝酸钝化可部分抵消被污染不锈钢点蚀电位的降低,但该值仍远低于同样经过硝酸钝化,而未被污染的不锈钢的点蚀电位。此外,还针对碳钢污染对核电站辐射场的影响和对燃料包壳热传导效率的影响进行了讨论。     

反应堆压力容器疲劳时限老化分析研究

Based on two methods of evaluating the influence of the coolant environment on the fatigue life of equipment proposed by U.S.NRC in the management guideline RG1.207, the effects on different environmental fatigue correction factor（F_en） expressions and boundary conditions were compared between the NUREG/CR-6909 of USA and JNES of JAPAN. The difference of the environmental fatigue life assessment between environmental fatigue correction factor and environmental fatigue curve was also analyzed. Finally, the three methods were adopted in the analysis of the reactor pressure vessel inlet nozzle fatigue assessment. The methods are Fen method considering strain rate history, environmental fatigue curve method and the Fen method using conservative parameters. The results show that, compared with other two methods, the Fen method considering strain rate history can evaluate the environmental fatigue life of structures with higher accuracy.     

AL6XN超级奥氏体钢的高温蠕变及疲劳行为研究

研究了AL6XN超级奥氏体钢在650～750℃和120～220MPa应力水平下的高温蠕变特性,以及300和600℃不同恒应变幅值条件下的疲劳特性。结果表明,AL6XN具有优越的高温蠕变抗力,其蠕变激活能Q为327kJ/mol,蠕变应力指数为5.23。结合变形微结构观察结果表明,AL6XN的蠕变机制为位错攀移和滑移机制。在一定应变量下,AL6XN在600℃时疲劳试验的应力水平高于300℃的应力水平,同时随着应变量的增加和温度的升高,其疲劳寿命显著降低;600℃疲劳试验后仅形成位错缠结,疲劳裂纹扩展断口存在典型的疲劳辉纹,无明显二次裂纹。以上结果表明,AL6XN疲劳裂纹扩展行为与其动态应变时效有关。