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

A508-Ⅲ钢是国际上核一级压力容器的常用材料。由于反应堆压力容器在服役过程中将暴露在较强的中子辐照场中，辐照脆化是压力容器老化失效的主要原因之一。因此，容器材料辐照后的疲劳性能应该被检测并将数据结果存入数据库，以便于评估压力容器在服役过程中的安全性及剩余寿命。     

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-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.     

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。     

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10~5逐渐降低至10~2;疲劳断口具有疲劳和腐蚀特征,属于典型的腐蚀疲劳断裂。     

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。     

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。     

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。     

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     

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。     

A508—3钢回火时显微组织的变化

对 A508-3钢中粒状贝氏体回火转变的研究表明,粒状贝氏体组织具有较高的回火稳定性。回火时板条状贝氏体铁素体基体产生回复及再结晶,并有 Mo_2C 析出;岛状组织中马氏体和奥氏体分解而析出渗碳体。还讨论了显微组织变化对机械性能的影响。     

A5O8-3钢晶粒组织的细化

对 A508-3钢的原奥氏体晶粒、贝氏体束区及临界区淬火后平均晶粒的大小作了测定,并讨论了其影响因素。结果表明,低含铝量是原奥氏体晶粒出现严重混晶的原因,提高冷却速度可使贝氏体束区的尺寸变小,采用临界区淬火后晶粒组织得到大幅度的细化。     

基于微试样液压爆破法测试核压力容器用钢力学性能

微试样液压爆破法是一种可用于测试核压力容器辐照监督试样的微试样测试技术,该技术借鉴爆破片工作原理,对圆形薄片试样进行液压加压,使薄片鼓胀并爆破,在试验过程中记录载荷-圆薄片中心点位移曲线,通过曲线上的特征载荷以及试样变形关联材料常规拉伸性能。通过比较不同的近似解析法得到了适合于该型微试样试验技术的屈服强度、抗拉强度的计算方法,在上述研究的基础上对核电常用材料国产A508进行了液压爆破试验,得到了材料的强度特性,与常规单轴拉伸数据高度吻合。     

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。