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钢断裂韧性的单试样试验方法，给出了用该方法测定的两个厂家的核压力容器用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侧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     

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。     

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。     

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。     

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     

核压力容器钢辐照后动态断裂韧性测试及研究

应用预裂纹示波冲击法研究压力容器钢辐辐照后动态断裂韧性Ｋｉｄ测试方法,结果表明：预裂纹试样的裂纹扩展始于其最大载荷之前,辐照对动态断裂韧性△Ｔ１００的影响小于冲击韧性转变温度△Ｔ４ＩＪ的影响。     

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。     

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。     

压力容器用钢辐照脆化评估方法比较

虽然经过了30多年的努力,在脆性转变温度区域预测压力容器用钢的断裂韧性仍然存在较大的不确定性.通过比较现有的评价材料断裂韧性的方法,对近些年发展起来的特征曲线法的理论基础提出质疑,指出传统的参照脆性转变温度的断裂韧性曲线法是建立在较坚实的物理基础之上,虽然常被认为过于保守,却是可靠的.通过对单相组织和多相组织断裂韧性试验结果的分析,强调在理论和实践上解决解理断裂韧性不确定性的出路在于对解理断裂物理过程的认识和评价方法的改进.     

低铜压力容器钢辐照脆化效应实验研究

研究了快中子注量率、注量和辐照温度等辐照参数对低铜压力容器钢的辐照脆化程度的影响，从而将实验堆辐照试验数据与动力堆监督试验数据关联。采用了仪表化冲击试验设备和双曲正切函数回归计算的数据处理方法，因而确保了实验结果的准确性。应用半经验公式将仪表化冲击试验数据转化为动态断裂韧性。为压力容器使用寿命评估和新建核电站压力容器设计提供了材料辐照脆化数据。     

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。     

压水堆核电厂反应堆压力容器辐照脆化评价与监督

反应堆压力容器是压水堆核电厂的核心关键设备,受快中子(E1MeV)辐照造成的辐照脆化是其运行失效的重要因素,因此需要对压力容器进行辐照评价与监督,以保证其寿期内的安全运行。