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。     

国产反应堆压力容器用16MND5钢的蠕变损伤本构模型研究

为了获得反应堆压力容器（RPV）材料在高温下的蠕变行为,保证RPV在严重事故工况下的完整性,本研究对国产RPV用16MND5钢的高温蠕变性能进行了测试,获得了600~900℃下材料的蠕变性能,并基于应变强化的基本蠕变本构模型与基于延性耗竭理论的蠕变损伤模型,建立了适用于16MND5钢的蠕变损伤本构模型,给出了材料的蠕变损伤模型参数。结果表明,本文提出的蠕变损伤本构模型的有限元模拟数据与试验数据符合性较好,验证了此蠕变损伤模型的正确性。该方法可用于严重事故情况下RPV的蠕变损伤分析,为RPV的完整性分析提供支持。      

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。     

锆管蠕变性能研究

正核燃料包壳是反应堆安全稳定运行的重要保障,但其工况特别苛刻,需长时间工作在高温、高压环境中。为了保证反应堆的安全运行,包壳应在整个服役期间保持完整性。因此,在包壳管研发过程中,应该充分了解包壳管的高温蠕变性能。本文针对该问题,对国核宝钛锆业有限公司提供的两种锆管在400℃下,开展了3种不同应力水平下的单轴蠕变试验,并对试验数据进行了分析,研究结果如下:1)在200h的高温蠕变后,两种材料的蠕变应变与稳态蠕变速率具有相似的     

NiTiNb形状记忆合金的应力松弛研究

为了解NiTiNb形状记忆合金的高温松弛性能,进行了高温下的松弛试验。由应力松弛与蠕变的关系,推导得到松弛曲线表达式。通过实验数据回归,发现松弛曲线表达式与实验结果吻合良好,并得到了表征材料抗松弛性能的材料松弛特征系数和剩余应力比。结果表明,温度越高,初始应力越大,应力松弛越明显;当温度在300～400℃,初始应力在260～360MPa时,NiTiNb的应力松弛很小;在高温下NiTiNb的抗松弛性能优于NiTiFe,更适合于高温下使用。     

假想堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器完整性的研究进展与建议

堆芯熔化严重事故下保证反应堆压力容器完整性非常重要,高温蠕变失效是堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器的主要失效模式。本文介绍了近年来在假想堆芯熔化严重事故下国内外反应堆压力容器高温蠕变行为的研究进展及现状,着重阐述了在材料高温蠕变试验、缩比模型试验和数值模拟等方面取得的成果,以及国内在RPV结构完整性高温蠕变行为研究方面的最新成果,指出了目前研究中存在的问题并提出开展多轴拉伸试验、三维耦合效应的温度场分析和缩比模型试验等研究方向。     

NiTiNb形状记忆合金的应力松驰研究

为了解NiTiNb形状记忆合金的高温松驰性能，进行了高温下的松驰试验，由应力松驰与蠕变的关系。推导得到松驰曲线表达式，通过实验数据回归，发现松驰曲线表达式与实验结果吻合良好，并得到了表征材料抗松驰性能的材料松驰特征系数和剩余应力比，结果表明，温度越高，初始应力越大，应力松驰越明显：当温度在300－400℃，初始应力在260－360MPa时，NiTiNb的应力松驰很小，在高温下NiTiNb的抗松驰性能优于NiTiFe，更适合于高温下使用。     

SA335-P11钢高温断裂韧性试验中规则化方法的应用

运行温度下的弹塑性断裂韧性参数是核电厂含裂纹缺陷压力管道设计、评价和分析的重要数据输入。高温环境会对弹性卸载柔度法的准确性造成影响。基于载荷分离理论的规则化数据处理方法无需同步测量裂纹扩展量即可获得材料弹塑性断裂性能数据J-R阻力曲线,具有明显优势。根据美国材料与测试协会(ASTM)E1820标准,对核电厂主蒸汽管道材料SA335-P11钢的紧凑拉伸(CT)标准试样在280℃高温环境进行J-R阻力曲线测定。对试验载荷位移试验数据分别采用弹性卸载柔度法和规则化数据处理方法进行对比分析,验证在高温试验环境下的分析中规则化数据处理方法对传统弹性卸载柔度法的可替代性。     

工质压力及蠕变对冷变形310S不锈钢在超临界水环境下的应力腐蚀开裂行为影响研究

310S不锈钢是一种性能较好的超临界水冷堆候选包壳材料,为丰富310S不锈钢在在超临界水环境下的应力腐蚀性能研究,特别是裂纹扩展速率方面的数据。本研究使用在线监测裂纹扩展的方法,测量了不同冷变形的310S不锈钢在多种工况下的裂纹扩展速率,分析了工质压力、高温蠕变等因素对310S开裂行为的作用。结果显示：超临界水或高温蒸汽的压力变化对310S不锈钢在500℃下的开裂行为的影响较为有限,冷变形作用促进材料的裂纹扩展,材料的高温蠕变行为在超临界水中对应力腐蚀开裂过程中具有较为重要的加速作用,特别是对于高冷变形和高载荷条件下的材料。本研究丰富了超临界水环境下310S的应力腐蚀裂纹扩展速率的数据,证明了提高材料的抗蠕变性能是优化包壳材料服役性能的重要手段之一,包壳设计制造的过程中应当避免较大幅度的冷变形。     

国产快堆包壳材料CW316(Ti)SS高温强度下降的微观机理分析

冷加工316(Ti)不锈钢CW 316(Ti)SS是我国首选的快堆包壳材料,国产材料的常规力学性能与国外数据相当,但高温蠕变和高温持久强度数据却较低.本项研究主要是通过观察、比较国产快堆包壳材料和俄罗斯快堆包壳材料在高温下微观结构的变化情况,并结合对国产材料高温持久断裂试验样品的断口形貌观察结果,分析得出:国产材料长时高温力学性能下降的主要原因是沿晶界的σ相析出.     

θ法思想在铝材蠕变寿命研究中的初步应用

铝材蠕变寿命研究是铝材可靠性研究工作的重要组成部分.将θ法思想应用于铝材蠕变寿命研究中,即以蠕变曲线作为研究对象,采用非线性回归分析法处理现有的东轻厂铝材蠕变试验数据,得到不同温度、不同载荷下铝合金的蠕变曲线经验公式,形式为(ε=ab+ctd/b+td)其中ε为蠕变应变量,t为试验时间,a、b、c、d为曲线参数;对于同一试样,应用此公式可用4000小时的数据成功地进行蠕变应变量预测;同时确定西北铝铝材蠕变寿命试验的试验温度上限范围为1.75t0～2.13t0之间.与国标中的传统预测方法相比较,θ思想预测法可实现既不降低预测准确度又节省试验时间和费用的目的.     

严重事故下反应堆压力容器材料高温蠕变研究进展

介绍了近年来在假想堆芯熔化严重事故下国内外反应堆压力容器材料高温蠕变行为的研究进展及现状,着重阐述了在材料高温蠕变试验、缩比模型试验和数值模拟等方面取得的成果,并提出了目前存在的问题及未来的发展方向。     

镍基合金C276蠕变损伤的实验研究

在650℃、700℃和750℃条件下对超临界水堆(SCWR)包壳候选材料之一镍基合金C276进行高温蠕变试验,采用损伤力学方法对试验数据进行计算分析,分别对由Kachanov和基于θ外推法的Norton蠕变损伤公式计算的损伤因子进行比较。分析结果表明:3种温度下采用Kachanov公式计算的蠕变损伤趋于一致;采用θ外推法拟合的蠕变曲线与试验蠕变曲线吻合很好;Norton公式计算表明损伤开始发生在0.3⁰.4寿命左右,Kachanov公式计算的损伤因子偏保守。     

不同氧化膜对铝合金存185℃下性能影响的研究

本工作研究了预生膜、硫酸膜及自然膜三种表面保护膜对铝合金在185℃下抗腐蚀、机械和蠕变等性能的影响。指出预生膜是铝合金的优质表面保护膜。试验样品采用了5.3m长的铝合金压力管和片状小试样。通过对比试验,得出了压力管同小试样试验数据的差异。试验结果具有较好的工业应用价值。     

高温钠热对流试验回路

为评价CEFR-回路承压边界材料及焊缝（储钠罐、主容器等部件材料）在高温钠中的腐蚀性能,需在部件工况条件下对其进行验证实验。高温钠热对流实验回路能有效模拟该类部件所处的工况条件。为此,设计和建造高温钠热对流实验回路,进行快堆材料的腐蚀性能考验,以期获得国产材料的高温钠腐蚀性能数据。1 回路设计特点 1）主要部件（高、低温段）和管道均采用同批号的0CR18Ni9国产管材制造,其成分与所验证的材料尽量相近,以避免和减少因系统材质不同对实验造成的影响。 2）回路采用指状扩散冷阱以维持回路中钠的氧含量在一定值。 3）回路样品和取放装置采用取放箱过渡,样品操作在氩气保护下的取样箱内进行,既     

锆合金的碘致应力腐蚀开裂研究(英文)

研究了不同热处理状态的Zr-2和Zr-4合金在不同浓度的碘介质及实验温度下的应力腐蚀开裂(SCC)行为。并对不同织构取向的试样在350℃下进行了蠕变实验,蠕变实验的载荷值选择与SCC实验相对应的一系列典型载荷。用扫描电子显微镜观察了断口特征,用透射电子显微镜和光学显微镜检查了材料的显微组织,用X-光衍射仪测定了锆合金的织构,分析讨论了材料状态、实验温度、碘浓度以及蠕变对锆合金碘致应力腐蚀行为的影响。     

12Cr-1.5W-0.6Si合金管材长期高温蠕变性能研究

为获得铁素体/马氏体合金的高温蠕变性能，采用蠕变试验装置对12Cr-1.5W-0.6Si合金管材开展了450、500和550℃在空气环境下的蠕变试验，获得了蠕变时间-应变曲线和稳态蠕变速率。研究表明：合金的应力指数较高，通过引入门槛应力获得真实应力指数，其蠕变机制是位错攀移机制；经过550℃、160MPa、3145 h蠕变试验后，第二相仍沿晶界分布，但合金出现了板条晶粒宽化、第二相颗粒粗化现象，且长时间蠕变对微观组织的影响更为显著。     

基于损伤力学的TMSR-LF1堆容器接管非弹性蠕变损伤分析

钍基熔盐液态实验堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel 1,TMSR-LF1)反应堆压力容器(简称"堆容器")长期在650°C的高温下服役,对其进行蠕变损伤分析至关重要。本文旨在采用非弹性分析方法进行TMSR-LF1堆容器接管的蠕变损伤计算与评估。基于损伤力学理论,通过拟合650°C下UNS N10003合金的蠕变试验数据,得到了Lemaitre多轴蠕变损伤模型的材料常数。蠕变断裂寿命的理论预测值与试验结果基本吻合,最大误差7.38%。然后通过有限元分析,得到了TMSR-LF1堆容器接管正常运行工况下的等效应力,并根据Lemaitre多轴蠕变损伤模型得到了非弹性蠕变损伤值。计算结果表明:TMSR-LF1堆容器接管在10年寿期内的最大蠕变损伤约0.082,满足限值要求。     

V-4Cr-4Ti合金在流动氩气中的高温氧化

高温氧化是钒合金作为聚变堆结构材料的一个主要可行性问题。本文就该种合金在氩气氛中的高温氧化行为开展实验研究和理论分析,以求得到该合金的氧化物成长规律和对温度的依赖关系。氧化实验所用材料为V-4Cr-4Ti合金。氧化样品尺寸为5×6mm~2,厚度2mm。实验前,样品表面经精磨抛光和超声清洁处理。氧化实验是在流动的氩气中进行的。氩气流速约为每小时15L,氩气纯度优于99.99％,其中氧气含量为6.7和12vppm。氧化温度为450℃～600℃,实验周期8h。实验过程中在     

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。