国产A508-3钢在模拟AP1000一回路水环境下的疲劳性能研究

反应堆压力容器（RPV）钢在一回路水环境下的疲劳性能是评价其设计寿命的重要参数。本文针对国产A508-3钢开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳性能试验研究，获得了321 ℃、155 MPa及01 ppm溶解氧水环境下的疲劳行为数据和断裂机理。研究结果表明，国产A508 3钢峰值应力随应变幅的增大而逐渐增大，疲劳试验过程中试样表现出循环硬化、循环软化和饱和3个阶段；在应变幅由02%逐渐增加至06%的过程中，疲劳周次从105逐渐降低至102；疲劳断口具有疲劳和腐蚀特征，属于典型的腐蚀疲劳断裂。     

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。     

国产A508-3钢的低周疲劳性能研究

结合承担的973课题,系统开展了国产A508-3钢的低周疲劳性能研究。其目的是通过低周疲劳性能测试、显微硬度计算、断口形貌观察以及微观结构分析,获得材料的疲劳性能数据,评价国产A508-3钢的疲劳性能,并为下一步辐照性能的研究提供数据基础。研究结果表明,国产A508-3钢的低周疲劳性能符合ASME的设计规范,具有循环软化的特征。     

国产A508-Ⅲ钢辐照后的室温低周疲劳性能

以0.5%/s的应变速率,在室温空气中采用轴向应变控制方式测试了国产A508-Ⅲ钢辐照后的疲劳性能.测试结果表明,国产A508-Ⅲ钢在疲劳试验初始阶段出现应变硬化,随后保持应变软化趋势直到失效.推算出了总应变范围与疲劳寿命关系,并以Manson-Coffin方程的形式给出.对比了辐照与未辐照的国产A508-Ⅲ钢的疲劳试验结果,估算出经3.5×1019cm-2辐照后该材料的疲劳寿命大约是未辐照的2/3.     

316LN不锈钢在高温高压水环境下的腐蚀疲劳行为研究

在室温纯水、高温纯水及高温硼锂水环境下开展了316LN不锈钢在不同应变幅加载下的腐蚀实验研究，并获得了3种条件下的腐蚀疲劳寿命曲线。结果表明，316LN不锈钢在加载过程中出现了先硬化后软化现象，且随循环周次增加，应力峰值逐渐下降；高温纯水及高温硼锂水环境下材料的腐蚀疲劳性能下降，加速了材料的腐蚀疲劳失效；在高应变幅条件下高温的软化作用占主要影响，低应变幅条件下腐蚀作用占主要影响；试验后的样品断面上均可观察到疲劳辉纹、滑移变形带及二次裂纹，高温水腐蚀环境会加速裂纹扩展，加速疲劳失效。      

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。     

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。     

平均应变对0Gr18Ni10Ti钢随机循环应力-应变关系的影响规律

试验研究了平均应变对0Cr18Ni10Ti管道钢随机循环应力-应变关系的影响规律.从节约试样和试验费用角度,提出了改进的极大似然疲劳试验法,以应变比分别为-1、-0.52、-0.22、0.029、0.18和0.48完成了104个试样的应变控制疲劳试验.揭示出材料具有Masing行为和完全平均应力松弛特征,现有平均应变理论无法表征其影响.因此,首先基于Ramberg-Osgood方程,应用广义极大似然法有效地测定出各应变比的材料随机循环应力-应变关系.通过比较各应变比的循环应力幅均值、循环应力幅均方差和概率循环应力幅,揭示出高可靠性管理时,平均应变具有降低循环应力幅作用,应变比接近0时最显著,偏离逐渐减弱.说明了研究平均应变效应,仅考虑均值,可能给出错误评价;必须综合考虑均值、均方差和样本量3因素才能给出合理评价.     

基于小冲杆实验方法的国产A508-3钢等效断裂应变测定

在对比分析小冲杆实验测量韧性金属材料等效断裂应变方法的基础上,选择利用Chakrabarty薄膜伸张模型,确定了与实验装置相关的等效断裂应变与小冲杆实验中心位移之间的二次函数关系,利用该函数关系计算了不同温度下国产A508-3钢的等效断裂应变。结果表明,等效断裂应变随温度降低而减小。讨论了等效断裂应变随温度变化的原因     

中国的A508-3钢力学性能评估

国产A508-3钢数据比较分散,笔者从公开文献中收集了国产A508-3钢的拉伸性能、夏比V型缺口冲击能量以及断裂韧性数据,并与美国核反应堆压力容器A533B钢和德国核反应堆压力容器20Mn Mo Ni55钢进行对比。     

平均应变对0Cr18Ni10Ti钢随机循环应力-应变关系的影响规律

试验研究了平均应变对0Cr18Ni10Ti管道钢随机循环应力．应变关系的影响规律从节约试样和试验费用角度，提出了改进的极大似然疲劳试验法，以应变比分别为-1、-0．52、-0．22、0．029．0．18和0．48完成了104个试样的应变控制疲劳试验。揭示出材料具有Masing行为和完全平均应力松弛特征，现有平均应变理论无法表征其影响。因此．首先基于Ramberg-Osgood方程，应用广义极大似然法有效地测定出各应变比的材料随机循环应力-应变关系。通过比较各应变比的循环应力幅均值、循环应力幅均方差和概率循环应力幅，揭示出高可靠性管理时．平均应变具有降低循环应力幅作用，应变比接近0时最显著．偏离逐渐减弱，说明了研究平均应变效应．仅考虑均值．可能给出错误评价；必须综合考虑均值、均方差和样本量3因素才能给出合理评价。     

国产A508-3钢辐照性能

反应堆压力容器（RPV）作为反应堆寿期内不可更换的核心设备,是防止堆芯放射性泄漏的最主要屏障。本文针对国产压力容器材料A508-3钢,开展了一定剂量水平（约10×10¹⁹ cm^-2,E≥1 MeV）的研究堆加速辐照试验,并进行了辐照后力学性能测试分析,包括拉伸性能和冲击性能测试。结果显示,辐照后在-100、20、288 ℃下,A508-3钢的屈服强度分别增加了83、108、52 MPa,抗拉强度分别增加了58、61、49 MPa,韧脆转变温度T_41J增加了68 ℃,上平台能量降低了61 J。A508-3钢辐照前后性能测试结果表明,在中子辐照至60 a寿期后,A508-3钢仍能满足反应堆使用要求。     

国产A508-3钢小尺寸拉伸样品的拉伸颈缩行为研究

对不同厚度国产A508-3钢小尺寸拉伸样品进行了室温拉伸试验,分析了拉伸性能及颈缩段参数,并基于有限元逆运算构建了小尺寸拉伸样品拉伸过程的GTN（Gurson-Tvergaard-Needleman）细观损伤模型,研究了厚度对小尺寸拉伸样品拉伸颈缩行为的影响规律与机理。试验结果表明,小尺寸拉伸样品在变形过程中发生了弹性变形、均匀塑性变形和颈缩变形;随着样品厚度由0.75 mm降低至0.30 mm,屈服强度、抗拉强度和均匀延伸率无明显变化,非均匀延伸率及总延伸率逐渐降低,颈缩角逐渐增大,断裂角在厚度降低至0.50 mm后逐渐增大。GTN细观损伤模型中用于表征空洞形核和融合率的参数在0.30 mm样品中明显降低,此结果与小尺寸拉伸样品颈缩行为规律相互印证。     

Zr-4合金低周疲劳特性研究

研究了再结晶态Zr-4合金板材在室温和400 ℃下的低周疲劳特性.Zr-4合金在室温下的循环变形行为与应变幅有关,当应变幅小于0.8%时,表现为循环软化;应变幅大于0.8%时,表现为循环硬化.在400 ℃下均表现为循环硬化.合金在室温和400 ℃下,均遵循Coffin-Manson关系.在低应变幅下,室温的低周疲劳性能明显优于400 ℃下的低周疲劳性能,随着应变幅的增加,两者寿命趋于接近.用扫描电子显微镜观察分析了合金在室温和400 ℃下的疲劳断口特征.     

国产A508-3钢的拉伸性能

A508-3钢是目前世界上最常用的轻水堆核电站反应堆压力容器（RPV）材料。我国在20世纪就开始了对A508—3钢的开发。但目前国产A508—3钢的研制水平仍赶不上核电发展进程。因此，为进一步改进国产A508—3钢的性能，有必要对其进行一系列的力学测试，获得该材料的失效机理。     

10×10~(19)cm~(-2)快中子辐照国产A508-3钢材料的小冲杆试验研究

小冲杆试验方法以其所需测试样品尺寸小而带来的样品感生放射性小等优势,越来越多地应用于核材料力学性能评价领域。本文设计了一套利用光栅尺直接测量样品变形的小冲杆试验装置,较传统装置精度有明显提高。利用该套装置对注量为10×10~(19) cm~(-2)(E≥1 MeV)快中子辐照的国产A508-3钢材料进行了小冲杆测试研究,探索了针对放射性样品从制备到测试的试验方法,并获得了国产A508-3钢材料的小冲杆屈服特征值、抗拉特征值和韧脆转变温度与标准试验之间的关系式。     

1Cr_(18)Nl_9Ti钢的低周疲劳特性研究

通过对:Cr_(18)Ni_9Ti钢的低周疲劳循环试验,进行了试验结果的回归分析研究,给出了轴向总应变与循环寿命,以及总应变与循环至发生工程裂纹寿命的关系。     

国产A508-3钢辐照前后小样品断裂韧性测试分析

国产A508-3钢是反应堆压力容器(RPV)用钢,属于低合金铁素体钢,这类材料具有明显的韧脆转变行为,并且在经受中子辐照后,产生明显的辐照脆化效应,降低材料韧性,增加脆性断裂的风险。为掌握中子辐照对压力容器钢断裂韧性的影响,本文研究并掌握了国产A508-3钢0.5CT样品断裂韧性测试技术,并对辐照前后断裂韧性数进行比较,分析了中子辐照对A508-3钢断裂韧性的影响。     

国产508—Ⅲ钢低周疲劳和动态断裂韧度试验研究

５０８－Ⅲ钢是国际上核一级压力容器常用的材料，但国产５０８－Ⅲ钢的疲劳和断裂性能尚未见报导。本文研究了国产５０８－Ⅲ钢锻件的低周疲劳和动态断裂韧度。通过试验，得到了５０８－Ⅲ钢的设计疲劳曲线和ｋｋｌ－（Ｔ－ＲＴＮＤＴ）曲线，并与ＡＳＭＥ规范和ＲＣＣ－Ｍ规范相应的基准曲线进行了比较。     

基于小冲杆试验方法的国产A508-3钢辐照后的强度测定

提出了利用辐照前材料小冲杆试验载荷与标准试验强度之间的关系及辐照后小冲杆试验载荷计算辐照后强度的方法,利用该方法测量了中子辐照后国产A508-3钢的强度,发现中子辐照导致了国产A508-3钢的强度升高、塑性降低。利用扫描电镜观测辐照前、后小冲杆试验样品的断口形貌,利用辐照前、后样品的表面形貌的不同解释了辐照硬化现象。最后,讨论了测量的准确度并提出了改进建议。