钒合金加载变形和损伤演化的数值模拟

钒合金具有良好的高温强度、低辐照活化和抗辐照肿胀等特性,使其成为核工程中的一种重要结构材料。为评估V-5Cr-5Ti合金应力作用下的变形和损伤演化特征,开展了光滑和有缺口两种形状合金试样拉伸加载过程的试验和数值模拟研究,并对断口形貌进行了扫描电镜（SEM）观察。根据拉伸试验拟合钒合金的材料本构参数,数值模拟获得试样加载过程的应力 应变分布和颈缩区的损伤演化,将数值模拟获得的载荷 位移曲线与试验测试对比,结果表明二者在弹性和塑性阶段的变形曲线均非常一致,扫描电镜观察获得了两种形状试样的静态拉伸断裂机制。     

循环稳态或单调态下薄片小试样应力-应变关系试验方法

针对金属薄片沙漏试样，基于能量密度等效，提出了薄片小试样的弹塑性位移-载荷关系理论方程和等效应力、等效应变理论方程，进而提出了金属薄片沙漏试样循环稳态或单调态下的等效应力-等效应变关系试验方法。本文针对40种本构关系有限元分析预设材料和6种几何尺寸的沙漏试样完成了有限元分析，针对5种合金材料和2种几何尺寸的沙漏试样进行了单调拉伸和变幅对称应变循环试验，以及标准圆棒试样拉伸和变幅对称应变循环试验。结果表明，采用本文试验方法预测的材料单轴应力-应变关系与预设本构关系密切吻合，稳态对称循环下应力-应变关系与标准圆棒试样单轴拉伸及单轴循环试验结果吻合良好。     

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。     

Zr－4合金管环向性能测试研究

采用对开式拉伸法（ＮＯＬ环法），对反应堆中常用构件Ｚｒ－４合金薄壁细管，在不同温度条件下进行了环向拉伸试验。通过对拉伸曲线的修正和炉内试样颈缩处承载面积的确定，得到了Ｚｒ－４合金管在不同温度条件下，环向拉伸的真应力一真应变关系及强度、塑性指标。     

Zr—4合金管环向性能测试研究

采用对开式拉伸法（ＮＯＬ环法），对反应堆中常用构件Ｚｒ－４合金薄壁细管，在不同温度条件下进行了环向拉伸试验。通过对拉伸曲线的修正和炉内试样颈缩处承载面积的确定，得到了Ｚｒ－４合金管在不同温度条件下，环向拉伸的真应力－真应变关系及强度、塑性指标。     

蒸汽发生器声发射监测可行性研究

针对新型蒸汽发生器(SG)使用的钛合金材料,提出在制造时利用声发射技术对其材料性能进行监测,并通过试验对SG声发射监测的可行性进行研究。利用声发射对标准拉伸试样的拉伸试验全过程进行监测,分析获取的数据,得到钛合金材料的声发射特征以及声发射监测的灵敏度。进一步对SG拉伸试样的拉伸试验声发射监测结果,验证标准拉伸试样的分析结果,确认对该种新型SG进行声发射监测是可行的。     

含缺陷韧性金属材料的失效评估研究

以韧性较好的核电站用结构钢S355为研究对象,进行了紧凑拉伸试样的断裂韧性试验,试验中发现随着拉力的增大,裂尖塑性垮塌代替了裂纹扩展,且失效载荷对应有限的塑性屈服范围。随后采用Gurson模型模拟了该试样受拉伸载荷时的失效过程,计算结果表明,该模型能较好地模拟裂纹尖端的塑性垮塌现象。最后结合试验结果和有限元模拟结果,建立了1条适用于S355钢的通用失效评估曲线,并确定了塑性失效载荷与裂纹长度之间的对应关系。     

基于主曲线法的核电主管道材料断裂韧性研究

核电工程的防脆断设计和在役缺陷评价主要应用线弹性断裂力学,并基于材料断裂韧性进行评价。材料断裂韧性需通过试验测定,首先采用落锤试验和V型缺口冲击试验共同确定参考温度,或采用主曲线法确定参考温度,然后将参考温度和材料温度作为变量建立关系式描述材料的断裂韧性。主曲线法能通过较少的试样试验得到材料的断裂韧性,并具有较高的置信度,因此在工程中已得到越来越多的应用。文中采用ASTM E1921标准,应用主曲线法测量了某核电厂主管道材料的参考温度,确定了材料的断裂韧性,并与ASME第Ⅺ卷附录G中的断裂韧性进行比较。结果表明,采用主曲线法得到的材料断裂韧性更高,工程应用中减少了保守裕度,提高了经济性。     

双锥度压入的FAT迭代法获取材料的力学性能

基于半锥角为60°和70.3°的圆锥形压头单调压入试验,获得载荷-压深响应曲线。根据曲线所具有的Kick定律特征,寻求有限元迭代输入应力应变关系与输出载荷位移曲线之间的数学关系,进而进行合理的迭代求解,最终获得材料的单轴弹塑性本构关系。通过对2种钛合金材料的反演应用,结果表明迭代计算得到的本构关系与经典的单轴拉伸试验结果一致。     

载荷分离法对国产A508-Ⅲ钢断裂韧性的适用性测试

利用载荷分离规则化方法对国产A508-Ⅲ钢1/2T-FFCT试样的断裂韧性进行了测试,得到了国产A508-Ⅲ钢的J-R阻力曲线及断裂韧性JQ值,并采用ASTM E1820及GB/T21143标准对结果进行了判定;同时对其中一个辐照后参考转变温度(T_0)测试的断裂韧性数据采用规则化法进行了处理,研究了载荷分离法对国产A508-Ⅲ钢的断裂韧性测试的适用性。     

10×1019 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10×1019 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。     

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。     

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。     

动态应变时效对18MND5低合金钢材料抗拉性能的影响分析及服役安全评价

18MND5低合金钢凭借其良好的机械性能,被广泛应用于压水堆核电站核岛设备上。针对核岛设备用国产18MND5低合金钢钢板,在性能热处理状态和性能热处理+模拟消应力热处理两种状态下,进行了室温及100、125、150、175、200、250、300、350 ℃拉伸试验。基于上述试验结果,分析了动态应变时效对不同热处理条件下18MND5低合金钢材料抗拉性能的影响。结果表明,在室温～350 ℃温度范围内,随着温度的升高,18MND5低合金钢材料的抗拉强度呈先下降后上升的特征,抗拉强度谷值出现在150～200 ℃,发生了动态应变时效。采用两种热循环制度模拟18MND5低合金钢材料的封头成形工艺,分析了热循环制度对材料抗拉性能的影响。结果表明,18MND5低合金钢材料150 ℃下的抗拉强度仍低于350 ℃下的抗拉强度,动态应变时效的影响仍存在;经历热循环后18MND5低合金钢材料的抗拉强度未低于原始材料性能态的抗拉强度。此外,根据RCC-M中设备设计用抗拉强度S_u的计算公式,对18MND5低合金钢材料在抗拉强度低谷的服役安全性进行了评价。结果表明,在动态应变时效影响下,18MND5低合金钢材料产生的抗拉强度的谷值仍处于材料安全使用范围内。     

辐照用小尺寸样品力学性能表征技术研究进展

由于辐照空间尺寸限制、降低样品放射性和提高辐照参数精度等原因,小尺寸样品被广泛应用于核反应堆材料的辐照后力学性能表征。本文就国内外小尺寸拉伸、冲击、断裂韧性、疲劳、蠕变和小冲杆等测试表征技术的研究现状进行了综合论述,分析了小尺寸样品测试中的关键影响因素以及数据归一化方法,总结了小尺寸样品存在的问题,并结合我国需求对小尺寸样品技术的发展进行了分析和展望,以期为小尺寸样品技术及测试分析数据进一步规范化和工程应用发展提供参考。     

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。     

Characterization of tensile strength and fracture toughness of nuclear graphite NBG-18 using subsize specimens

The mechanical properties of NBG-18 nuclear grade graphite were characterized using small specimen test techniques and statistical treatment on the test results. New fracture strength and toughness test techniques were developed to use subsize cylindrical specimens with glued heads and to reuse their broken halves. Three sets of subsize cylindrical specimens of different sizes were tested to obtain tensile fracture strength and fracture toughness. The mean fracture strength decreased as the specimen size increased. The fracture strength data indicate that in the given diameter range the size effect is not significant and much smaller than that predicted by the Weibull moduli estimated for individual specimen groups of the Weibull distribution. Further, no noticeable size effect existed in the fracture toughness data. The mean values of the fracture toughness datasets were in a narrow range of 1.21-1.26 MPa√m.     

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。     

Small Specimen Test Techniques Applied to Evaluate the Mechanical Properties of CLAM Steel

A study of small specimen test techniques applied to examine the mechanical properties of fusion candidate structural material was presented. Tensile and instrumented impact tests were performed with sub-size and standard size specimens, respectively, to evaluate the mechanical properties of China low activation martensitic steel. The ultimate strength and uniform elongation of sub-size specimens were almost equal to those of the standard size specimens at all the three test temperatures. But the sub-size specimens showed slightly higher yield strength than the standard size specimens. With Sokolov method, the calibrated DBTTs obtained for the sub-size Charpy specimens were almost equal to those of the standard size specimens. These results of the sub-size specimens had a good agreement with those of the standard size specimens.     

核电站压力容器用A508CL3钢及其窄间隙埋弧焊焊缝的JR阻力曲线

材料的ＪＲ阻力曲线是核工程结构断裂过程的稳定性和失效评定的重要基础。本研究采用美国ＡＳＴＭＥ８１３标准和国家标准ＧＢ２０３８－８０测定了核电站压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢及其窄间隙埋弧焊焊缝的ＪＲ阻力曲线，并研究了试样尺寸对ＪＲ阻力曲线的影响。