用小尺寸R－CT试样研究核压力容器钢断裂韧性及与Charpy试样的比较

提出了一种用双边带深侧槽的小尺寸圆形紧凑拉伸试样评定核压力容器（ＲＰＶ）钢断裂韧性的单试作试验方法，给出了用该方法测定的两个厂家生产的核压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢的断裂韧性参数，还与Ｃｈａｒｐｙ试样的试验结果及大尺寸标准试样的试验结果进行了比较。研究结果表明：用双边带深侧槽的小尺寸Ｒ－ＣＴ试样测得的断裂韧性值比相同恻槽深度预制疲劳裂纹Ｃｈａｒｐｙ试样的测试值更接近有效断裂韧性值，所以，用于核压力容器断裂韧性的监测是可行的。     

用不同试样评定核压力容器用A508CL3钢动态断裂韧性的比较性研究

通过示波冲击试验，采用预制疲劳裂纹的半尺寸Ｃｈａｒｐｙ试样及标准Ｃｈａｒｐｙ试样评定了核压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢的动态断裂韧性，研究了试样尺寸对动态断裂韧性的温度转变特性的影响。研究结果表明，半Ｃｈａｒｐｙ尺寸试样在低温下较Ｃｈａｒｐｙ试样过高地估计了Ａ５０８ＣＬ３钢的动态断裂韧性，而在上平台温度以上稍低估了Ａ５０８ＣＬ３钢的动态断裂韧性，所评定出的动态断裂韧性的韧／脆转变温度也明显低于标准尺寸     

核监测用断裂韧性Charpy尺寸试样的合理设计

预制疲劳裂纹侧槽Charpy尺寸试样是一种经济、方便的评价核压力容器用钢弹塑性断裂韧性的单试样方法。本文就几种常用压力容器用钢详细研究了侧槽相对深度对断裂韧性及相应的稳定裂纹扩展量的影响,并和满足GB2038要求的大尺寸试样的试验结果进行了对比。研究结果表明,采用预制疲劳裂纹、侧槽相对深度为30%的Charpy尺寸试样及三点弯曲试验曲线上最大载荷前的能量,可以偏安全地评价裂纹开始扩展时材料的弹塑性断裂韧性,建立了核监测用断裂韧性试验Charpy尺寸试样的合理设计。此外,还研究了侧槽的拘束效应和对试样的加厚作用,对试验结果进行了理论解释。     

用Charpy试样研究核压力容器钢的韧性转变温度曲线

用一个标准Ｃｈａｒｐｙ试样及试验过的该试样的两个半截试样所获得的８个“再造Ｃｈａｒｐｙ复合试样”评定核压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢冲击韧性或断裂韧性的温度转变曲线。研究结果表明，用这种方法可得到一条较为可靠而完整的核压力容器钢的冲击韧性或断裂韧性随温度的转变曲线。这相当于在核监测计划中，只需取出一个Ｃｈａｒｐｙ试样即可得到完整的材料性能曲线，这对于提高核压力容器中子辐照脆化监测的可靠性很有价值，特别是对于运行时间较长（堆芯内监测试样数量已经不多）的核容器寿命预测和安全监视尤为重要。     

用Chaypy试样研究核压力容器钢的韧性转变温度曲线

用一个标准Ｃｈａｒｐｙ试样及试验过的该试样的两个半截试样所获得的８个“再造Ｃｈａｒｐｙ复合试样”评定核压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢冲击韧性或断裂韧性的温度转变曲线。研究结果表明，用这种方法可得到一条较为可靠而完整的核压力容器钢的冲击韧性或断裂温度的转变曲线。     

不同方法评定核压力容器用A508CL3钢动态断裂韧性的比较

采用示被冲击试验及预制疲劳裂纹Ｃｈａｒｐｙ试样，通过几种不同的单试样试验方法对核压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢的动态断裂韧性进行了评定，比较了各种方法的优缺点。研究载荷能量法过高地评定了材料的动态裂韧性值；而柔度变化度法的评定值则过低，断口延伸带宽度测试法的评定结果具有较大误差，且试验过程复杂，成本较高；能量修正法是一种方便而精确的评定核压力容器钢动态断韧性的单试样方法。     

提高核压力容器中子辐射脆化断裂韧性监测可靠性的新方法

为了从经受中子辐射过的小样品中获得更多的信息,提高监测试验的可靠性,对断裂韧性试验用过的试样加以二次开发利用具有重要意义。本研究对断裂韧性辐射脆化监测试验用过的 Charpy尺寸试样进行重新设计和利用,从1个试样只能得到1—3个断裂韧性试验数据提高到9个数据,从而显著改善和提高核压力容器中子辐射脆化断裂韧性监测试验和评定的可靠性。同时,对影响预制疲劳裂纹深侧槽 Charpy 尺寸复合试样合理设计的诸因素进行了探讨。     

Beremin模型预测尺寸效应对A508-3钢断裂韧性的影响

断裂韧性是用于表征反应堆压力容器（RPV）钢脆性状态的重要指标。在开展相关研究时,由于辐照空间小等原因,一般采用小尺寸紧凑拉伸（CT）试样。为掌握CT试样尺寸变化对国产RPV钢断裂韧性测试结果的影响,对国产A508-3钢的不同尺寸CT试样进行了测试分析,采用Beremin模型方法研究了尺寸效应对断裂韧性数据的影响,并建立了不同尺寸CT试样的断裂韧性数据归一化模型（TSM）。结果表明,同一温度下实验测得的断裂韧性值随试样尺寸的减小逐渐增大,不同样品通过标准方法得到的归一化数据存在偏差,本文建立的TSM可有效减小换算数据偏差。     

A508-Ⅲ钢小尺寸试样的拉伸尺寸效应及其归一化模型研究

设计了系列A508-Ⅲ钢小尺寸试样,开展了不同热处理温度和不同厚度下小尺寸试样的室温拉伸测试,分析了小尺寸试样尺寸效应的影响机理。结果表明,随着奥氏体化温度由900℃升高到1 000℃,A508-Ⅲ钢的晶粒尺寸由18.12μm增加到33.21μm;不同热处理温度和不同厚度A508-Ⅲ钢小尺寸试样的拉伸力学性能呈现明显的尺寸效应;随着晶粒尺寸的细化,产生了晶粒尺寸效应,而随着小尺寸试样厚度的减小,产生了特征尺寸效应。同时,引入了能综合描述小尺寸试样晶粒尺寸效应和特征尺寸效应的关键参数λ,构建了考虑尺寸效应的力学本构模型,获得了小尺寸试样与标准试样的屈服强度和抗拉强度归一化模型,并基于试验结果验证了归一化模型的准确性和可靠性,以期为力学性能的换算提供借鉴。     

不同尺寸CT试样的约束度研究

<正>断裂韧性是评价反应堆材料服役性能的关键指标,紧凑拉伸(CT)试样是常用的断裂韧性试样。在反应堆材料的断裂韧性研究中,需使用小尺寸CT样品,以解决因标准试样尺寸过大造成的一系列问题(如辐照后样品少、辐照参数梯度大等)。但CT样品尺寸的变化会改变其约束度,从而影响CT样品的测试数据。因此,为获得有效的小CT样品测试数据,有必要开展不同尺寸CT的约束度研究,掌握约束度变化对断裂韧性测试结果的影响规律,从而实现小尺寸CT试样测试结果     

样品尺寸变化对T91钢蠕变力学行为的影响

T91钢是第4代反应堆的候选结构材料之一，中子辐照后的高温蠕变性能是评价其服役性能的关键指标。为充分利用辐照空间、减小辐照参数梯度和降低样品放射性，针对力学性能的研究需要使用小尺寸样品，但小样品试验数据可能与标准样品不同，导致无法准确评价材料性能。为研究样品尺寸变化对T91钢蠕变力学行为的影响，本文对T91钢小片状试样和标准棒状试样在温度675～725℃、蠕变应力80～120 MPa下的蠕变行为和断裂机理进行了对比研究。结果表明，不同尺寸样品均发生了减速蠕变、稳态蠕变和加速蠕变3个变形阶段，且断裂时间均随蠕变温度和应力的增大而减小，但小片状试样的蠕变断裂时间更长、稳态蠕变速率更小；所有试样均发生了微孔聚集型韧性断裂，但小片状试样断口的韧窝尺寸相对更小且受到剪切应力；试样尺寸变化不影响T91钢蠕变变形机制，造成差异的原因是试样应力状态差异；蠕变过程中不同的微观结构演化是蠕变试样尺寸效应随蠕变温度、应力变化规律复杂的重要原因。     

基于W型试样确定A508-Ⅲ钢参考温度T0的方法研究

在我国早期开发的W型试样的基础上,参考ASTM E1921标准,开发了基于W型试样的断裂韧性测试技术,建立了包括断裂韧性计算、数据有效性判定和参考温度T₀计算等在内的数据分析方法。在-100～-40 ℃下开展了国产A508-Ⅲ钢的W型试样和标准1C(T)试样的测试分析和试验数据的有效性评价。结果表明,基于W型试样可得到满足ASTM E1921标准的有效断裂韧性数据,W型试样数据点均在标准1C(T)试样master curve(主曲线)的置信区间内,基于W型试样确定的参考温度T₀与标准1C(T)试样的非常接近,W型试样可成为RPV辐照监督备选试样。     

基于主曲线方法研究加载速率对RPV材料断裂韧性的影响

利用3组不同材料预制的裂纹夏比试样（PCCv)研究了不同温度和不同加载速率对反应堆压力容器材料断裂韧性的影响，对采集到的实验数据用ASTM E1921—97标淮，计算出材料度的断裂韧性值和参考温度(T0)。从稳态到瞬态加载条件下的参考温度幅值用主曲线方法确定。研究结果表明，T0依赖于加载速率，并随加载速率的增大而增加，同时当稳态加载时的T0较小时，瞬态加载时的T0增值（△T0)较大。     

IG-11石墨材料断裂韧性数值模拟研究

通过使用基于内聚力模型（CZM）的扩展有限元方法（XFEM）对单边切口梁的三点弯曲试验进行数值模拟来研究核级石墨IG-11断裂韧性的尺寸效应,试验和分析中考虑了试样整体尺寸和厚度变化,并对数值分析中的材料断裂参数进行了敏感性研究。模拟所得断裂韧性范围为0.90～1.10 MPa•m^1/2,这与试验所测得的0.82～1.27 MPa•m^1/2接近。模拟结果表明,材料断裂功对数值分析的影响较小,而材料断裂时的抗拉强度对数值分析的影响较大;另外,核石墨的断裂韧性（K_IC）存在明显的尺寸效应,随模拟试样整体尺寸的增大,断裂韧性增大,最终趋于一定值。这与现有文献中的尺寸效应模型所得到的预测值以及试验结果吻合得较好。但试样厚度则对K_IC的变化无明显影响。     

改进型A508CL3钢的中子辐照脆化性能研究

在高通量工程试验堆对国产反应堆压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢进行了中子辐照脆化性能试验，并利用示波冲击分析了辐照前试样的动态断裂过程。研究结果表明：改进型Ａ５０８ＣＬ３钢锻件具有良好的抗中子辐照脆化性能，ＲＰＶ钢可以立足限国内生产。     

核压力容器钢冲击断口剪切面积百分比的估算方法

在核压力容器钢的中子辐照脆化评价中,断口剪切面积百分比是一个重要的参数。但此参数不易直接测量,对于辐照后的放射性试样其测量更加困难。本文采用Charpy-V示波冲击试验,并根据计算机采集得到的完整记录冲击过程的载荷－位移曲线,即可确定相应的载荷特征值,同时估算出断口剪切面积百分比。该估算方法用于计算核压力容器钢因中子 辐照引起的脆性转变湿度的变化值,其计算结果较为准确且计算方法也简便,现已成功地应用于大亚湾核电站压力容器的辐照监督试验。     

XRFA聚脂薄膜-滤纸试样制备

介绍了用于X射线荧光光谱分析的聚脂薄膜-滤纸试样制备方法及其效果实验结果。所制备的试样具有基体效应小、样品用量少、元素分布均匀、试样便于保存等优点,特别适用于易水解、难熔金属及其合金试样制备。     

W型试样在测量断裂韧度中的合理性分析

Ｗ型试样在核反应堆压力容器用材料的断裂韧度测试中具有良好的应用前景。本文利用弱塑性有限元方法,通过与标准比例的紧凑拉伸试样（ＣＴ试样）的比较,分析满足Ｊ主导条件的Ｗ型试术在测量断裂韧度中的合理性。研究表明,在常用的裂纹长度和韧带长度范围内,Ｗ型试样在断裂韧度的测量中是合理而可行的。     

基于主曲线方法的国产A508-3钢PCVN和1/2PCVN试样断裂韧性研究

采用主曲线方法的单温度法和多温度法,对国产反应堆压力容器(RPV)材料的预裂纹夏比试样(PCVN试样)和1/2 PCVN试样进行测试分析,获得参考温度(T0)。对试验结果采用尺寸限度常数进行修正,结果表明选择尺寸限度常数为100时修正是合适的。     

TA16传热管的断裂韧度测试方法研究

近年来,以蒸汽发生器传热管为代表的小尺寸管材的断裂韧度评价方法受到了日益关注。本文设计了一种可用于TA16传热管断裂韧性测试的含径向裂纹C形试样,基于弹塑性有限元分析获得试样的应力强度因子K和J积分的计算式。采用规则化法完成了TA16传热管的断裂韧度试验,试验结果表明,不同试样得到的J阻力曲线和条件启裂韧度J_Q的分散性均较小,J_Q均值为32.875 MPa•mm,标准差为1.377 MPa•mm。