钛合金TA16弹塑性修正因子数值分析方法研究

本文对核级规范提供的奥氏体不锈钢材料的弹塑性修正因子（KE）的各种敏感因素进行数值验算,确定了不锈钢材料Z2CND18.12(控氮)简化弹塑性疲劳分析所需KE与规范限值之间最小保守裕量为12%。基于钛合金TA16的单轴拉伸、应变循环和应力循环试验,确立了TA16在30 ℃和350 ℃的Chaboche本构模型参数。基于TA16的本构模型参数,对TA16开展各种敏感因素下的弹塑性分析,并参考奥氏体不锈钢的KE表达式和Z2CND18.12(控氮)的KE最小保守裕量迭代计算出TA16的相关系数。TA16的相关系数A、B、C、m、n分别为1.37、1.26、1.37、2.0和0.25。     

钛合金材料弹塑性修正因子研究

对核级设备的疲劳分析计算通常是采用美国工程师机械学会(ASME)或法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的简化弹塑性疲劳分析方法。进行简化的弹塑性疲劳分析需要确定弹塑性修正因子(Ke)及其相关参数。规范给出了核级设备常用材料的Ke基于大量试验数据拟合的经验公式及其相关系数。但目前,规范并没有提供钛合金材料的这些相关数据。由于试验获取钛合金材料Ke需要耗费大量时间和物力,因此,通过数值分析方法获取钛合金材料的Ke,并验证核级设备常用材料规范提供的经验公式是数值分析方法获取Ke的包络值,同时确定包络的最小保守裕量。以此为依据,确定钛合金材料Ke的表达式及其相关系数,以满足钛合金TA17的简化弹塑性疲劳分析要求。     

钛合金材料弹塑性修正因子研究

对核级设备的疲劳分析计算通常是采用美国工程师机械学会(ASME)或法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的简化弹塑性疲劳分析方法。进行简化的弹塑性疲劳分析需要确定弹塑性修正因子(Ke)及其相关参数。规范给出了核级设备常用材料的Ke基于大量试验数据拟合的经验公式及其相关系数。但目前,规范并没有提供钛合金材料的这些相关数据。由于试验获取钛合金材料Ke需要耗费大量时间和物力,因此,通过数值分析方法获取钛合金材料的Ke,并验证核级设备常用材料规范提供的经验公式是数值分析方法获取Ke的包络值,同时确定包络的最小保守裕量。以此为依据,确定钛合金材料Ke的表达式及其相关系数,以满足钛合金TA17的简化弹塑性疲劳分析要求。     

不锈钢管道抗冲击分析应力折减因子研究

为分析不锈钢管道抗冲击弹塑性设计时应力折减因子的保守裕量,采用自重、内压以及冲击载荷,并运用不同的载荷放大因子及线弹性和弹塑性两种计算方法,分别得到了3种载荷独立作用下不锈钢管道的名义弹性应力和实际塑性应变。通过比较分析结果,发现规范中对冲击载荷引起的应力折减因子取为0.25较为保守,提出冲击载荷的应力折减因子取0.2既能满足规范保守性要求又能降低评定标准的过度保守性。     

核电仪表罐焊接工艺研究

在防城港核电厂二期工程3、4号机组中,部分产品选用了控氮奥氏体不锈钢作为仪表罐的主体材料,仪表罐需要按RCC-M 2007版标准进行制造.本文对控氮奥氏体不锈钢焊接的相关问题进行了总结,经过一系列的焊接工艺评定和焊接性试验,解决了诸多焊接方面的难题,同时收获了应用RCC-M 2007版S篇标准的一些心得.     

国产304NG控氮不锈钢应用性能研究

通过向奥氏体不锈钢中加入适量的氮和降低碳含量,可以提高钢的强度,改善钢的耐腐蚀性能,而基本上不影响钢的塑性和韧性.本文对核工程用304NG控氮不锈钢的应用性能进行了研究,包括材料的基本特性和应力腐蚀、均匀腐蚀等性能.结果表明,国产304NG控氮不锈钢的综合性能满足核工程需求,与国外同类产品处于同一水平.     

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。     

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。     

ASME规范316H不锈钢高温蠕变本构方程解析与讨论

ASME 2021版规范提供了316H不锈钢的高温蠕变本构方程。基于正确使用本构方程进行高温设备应变和蠕变损伤评价的目的，本文解析了其各项的物理意义，分析了其关键参数对温度和应力的敏感性，对比了其预测值与ASME规范等时应力应变曲线数据。结果表明：该本构方程由快速瞬态、瞬态和稳态蠕变项来描述蠕变第一、第二阶段，其适用性受蠕变第三阶段起始时间和应力范围的限制，同时方程中快速瞬态蠕变速率常数存在勘误；方程在1 000℉(华氏温度)下所得应变较规范等时应力应变曲线更大，致使应变预测结果相对保守。因此，在满足ASME规范316H不锈钢高温蠕变本构方程适用性的前提下，可采用其评价高温设备在950、1 050、1 150℉下的结构完整性，而1 000℉下的相对保守。     

主管道材料高温力学性能研究

提供核电厂破前漏（LBB）设计所需材料性能参数需要测量主管道母材和焊接材料在高温下的力学性能（包括材料在地震环境下的高温动态力学性能）。基于万能伺服材料试验机和高速材料试验机测量了核电厂主管道母材控氮00Cr17Ni12Mo2不锈钢及焊接材料OK Tigrod 316L在高温（350℃）下的静动态拉伸力学性能、裂纹扩展率和静动态断裂韧性。与主管道母材和焊接材料的常温力学性能相比,2种材料在350℃下的静动态拉伸力学性能以及OK Tigrod 316L在350℃下的静动态断裂韧性都较常温有较大幅度的降低,2种材料在350℃下的抗裂纹扩展性能较常温略有下降。研究成果可为核电厂管道的LBB设计提供试验技术和材料参数支持。     

6XN不锈钢与825合金的高周疲劳行为研究

采用旋转弯曲疲劳方法完成了6XN不锈钢与825合金在室温和550℃空气中的高周疲劳试验。结果表明:室温时,6XN不锈钢的耐久极限应力大于825合金的耐久极限应力,与静强度顺序一致;550℃高温时,试样氧化速率增加,材料疲劳寿命降低,6XN不锈钢的疲劳寿命下降趋势较大,耐久极限应力接近825合金的耐久极限应力;6XN不锈钢对温度更敏感,而825合金对应力循环次数更敏感;与经验公式比较,2种材料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,最后断裂区具有韧窝特征。     

基于耦合损伤本构模型的508-3钢循环塑性变形模拟

基于耦合损伤本构模型开展了508-3钢在200℃下的循环累积塑性变形模拟研究。通过单轴拉伸和循环加载实验获得了试验数据并拟合确定了材料的损伤本构模型参数,然后利用该本构模型模拟了材料的单调加载变形行为和循环累积塑性变形行为。与经典Chaboche模型的模拟结果相比,耦合损伤的本构模型能更好地模拟508-3钢的单调拉伸行为、应变和应力控制循环软化变形行为,且模拟结果与实验数据吻合良好,为508-3钢制造的核电设备的累积塑性变形模拟奠定了基础。     

Zr-Sn-Nb-Fe合金两相区流变行为与本构模型研究

为准确描述材料的高温流变行为，本文通过利用单向压缩试验对Zr-Sn-Nb-Fe合金在温度为650～800℃、应变速率为0.01～1 s^-1时的热变形行为进行研究，建立了Zr-Sn-Nb-Fe合金应变补偿型Arrhenius本构模型，并评估了该模型的预测能力。结果表明，Zr-Sn-Nb-Fe合金是一种对温度和应变速率较敏感的材料，其流变曲线呈现为动态再结晶型，流动应力随变形温度的升高和应变速率的降低而减小。采用本文所建本构模型对Zr-Sn-Nb-Fe合金的流动应力进行预测，结果显示，各工艺参数下流动应力预测值与实验值均吻合良好，模型预测值与实验值的平均相对误差绝对值为4.77%,相关系数为0.988 3,表明模型的预测精度较高。     

燃料元件包壳材料CN-1515不锈钢在可控氧铅铋环境下的腐蚀行为

国产CN-1515不锈钢因其良好的抗辐照肿胀能力和高温力学性能成为铅铋快堆燃料包壳的主要候选材料。在铅铋冷快堆中,由于液态铅铋合金对金属材料具有强烈的腐蚀性,会影响到反应堆的安全稳定运行,因此,铅铋冷快堆中结构材料应用还需充分考虑耐液态铅铋腐蚀性能。本文以国产CN-1515奥氏体不锈钢为研究对象,在自行研发的控氧静态铅铋腐蚀实验装置上,开展了高温铅铋腐蚀实验。实验温度分别为450、500、550、600 ℃,实验时间分别为1 000、3 000、6 000 h,液态铅铋合金中氧含量控制在10^-6%～10^-7%之间。实验结果表明,低温（T≤450 ℃）下,CN-1515不锈钢表面会生成一层保护性氧化膜,但随着腐蚀时间的增加,氧化膜会逐渐疏松而失去其保护作用;然而温度大于500 ℃时,不锈钢发生严重的Ni元素溶解腐蚀,腐蚀深度随温度的升高和时间的延长而增加。     

中国实验快堆奥氏体不锈钢焊接件与钠蒸气的相容性

在400℃高温钠蒸气介质中,对俄罗斯进口的08X16H11M3奥氏体不锈钢中间热交换器与国产304奥氏体不锈钢支撑的焊接件进行了3000h的相容性模拟试验研究。结果表明：在本试验条件下,焊接试样的腐蚀速率很低,其等级为完全耐蚀;与钠蒸气接触的试样焊接区及热影响区表面均未观察到晶间腐蚀;在试验后试样的焊接区和热影响区表面,所有试样均未观察到Na的渗入;在国产304不锈钢热影响区的个别表面位置虽有1～2μm深的晶界小喇叭口出现,但其成分未出现异常;在试验过程中,国产304不锈钢表面出现明显的组分元素溶解扩散,但对材料基体的组织及力学性能未产生明显影响,试验后试样的抗拉强度、屈服强度和延伸率与试验前相比无明显差别,断口形貌与试验前一样仍呈韧性断裂特征。     

316不锈钢室温和350℃低周疲劳性能研究

采用MTS材料试验机研究作为反应堆结构材料的316奥氏体不锈钢母材在350℃和室温,以及焊缝在室温,±0.3%~1.5%应变幅的低周疲劳性能试验,并采用扫描电镜对试验后样品进行了断口分析。研究结果表明,316不锈钢疲劳性能较好,室温下疲劳寿命高出350℃同一应变幅的30%~50%以上,且母材的疲劳寿命显著高出焊缝同一应变幅的一倍以上。随应变幅的增加,材料疲劳寿命相应下降,峰值应力增加。室温下母材和焊缝均呈现出随循环周次增加、峰值随应力逐渐下降的规律。母材在高温下,随应变幅的增加,逐渐由循环硬化过渡到饱和行为。低周疲劳试验后,断口表面可观察到裂纹源和疲劳条带。随应变幅增加,疲劳条带间距增大,且同一应变幅下,焊缝的间距大于母材,高温的疲劳间距大于室温,与疲劳试验结果相吻合。     

HR3C在超临界水中的腐蚀性能研究

通过高压釜浸泡实验研究了超级奥氏体不锈钢HR3C在循环的超临界水（SCW）中的均匀腐蚀性能,实验温度分别为550、600、650 ℃,压力为25 MPa,并对实验后试样生成的氧化膜进行了SEM、EDS和XRD分析。实验结果显示,HR3C在SCW环境中的氧化腐蚀速率随着温度的升高而增大,1 500 h后650 ℃ SCW环境下材料的腐蚀增重约为550 ℃时的2倍。材料表面生成的氧化膜主要成分为FeCr₂O₃、Fe₃O₄和Fe₂O₃,内层氧化膜富Cr而外层氧化膜富Fe。     

CF-8M铸造不锈钢主管道的热老化脆化行为研究

为了评价和预测铸造奥氏体不锈钢(CASS)材料服役期限内的热老化脆化程度，通过对美国的阿贡实验室(ANL)预测模型的研究和分析，以及在400℃下对核级CF-8M主管道材料实施了10 000 h的加速热老化试验，研究了CF-8M材料在不同热老化时间下拉伸性能、冲击性能和微观组织的变化规律，以冲击能作为表征热老化脆化程度的参数，获得了CF-8M材料的热老化脆化预测关系式，并与ANL模型的预测结果进行了对比和分析。结果表明，在加速热老化试验周期内随着热老化时间的增加，CF-8M材料的室温和高温(350℃)0.2%塑性延伸强度变化缓慢，抗拉强度缓慢增加；室温冲击能迅速下降，8 000 h以后冲击能下降趋势接近饱和状态；ANL模型对试验对象在加速老化试验周期内的冲击能预测结果不保守。CF-8M材料加速热老化10 000 h即等效服役30.49 a,其热老化脆化程度接近于热老化饱和状态。     

核电厂主管道材料低周疲劳寿命预测方法评价

采用总应变控制方法,对压水堆核电厂主管道国产材料Z3CN20.09M进行了室温与350℃温度下的低周疲劳试验研究,获得了材料的疲劳寿命演化规律。采用Manson-Coffin方程、单拉估算模型、拉伸滞后能寿命模型和三参数幂函数公式对该材料的低周疲劳数据进行了拟合。通过寿命预测结果比较发现,除单拉估算模型外,其他几种模型对350℃高温下疲劳寿命的预测结果分散性明显高于室温疲劳。在众多模型之中,单拉估算模型拟合效果较差且预测寿命偏于非保守,而室温下拉伸滞后能法预测精度相对较高,350℃下则采用三参数幂函数法获得的预测效果更好。     

锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷核设施部件建造规则第5册高温堆

正锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷第5册提供了高温反应堆的建造规则,包括高温气冷堆(HTGR)和液态金属反应堆(LMRs)。这些规则适用于超过第1册中温度的部件,以及温度等于或高于700℉(370℃)的铁素体材料、或温度等于或高于800℉(425℃)的奥氏体不锈钢或高镍合金的部件。更重要的是,第5册还包含石墨堆芯组件的新规则。这些新规则包括对石墨的通用要求、设计和建造规则。除对石墨的辐照效应在石墨材料强度特性测定中反映出的概率设计特点外,新规则还包括了针对石墨的辐照效应。