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     

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。     

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。     

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。     

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。     

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。     

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。     

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105逐渐降低至102;疲劳断口具有疲劳和腐蚀特征,属于典型的腐蚀疲劳断裂。     

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...     

相变温度下(800℃)核电设备用A508-Ⅲ钢的蠕变损伤及本构方程研究

在800℃条件下,对国产压力容器(RPV)用A508-Ⅲ钢分别进行17.5 MPa、20 MPa和27 MPa 3种载荷下的蠕变试验及部分载荷下的蠕变中断试验(20 MPa和27 MPa)。微观组织及蠕变曲线研究表明,随着蠕变时间的增加,试样内空洞及第二相粒子的体积分数近似成线性增长;由此可以推断蠕变空洞萌生、扩展及第二相粒子的粗化是造成蠕变损伤的主要原因。本研究从细观力学思路出发,结合A508-Ⅲ钢蠕变过程中微观损伤机理,通过定义无损相、空洞相和第二相粒子相组成三相复合体作为代表性体积单元,提出考虑微结构损伤及演化的K-R蠕变本构方程。通过归一化处理,最终获得反映空洞及第二相粒子演化的蠕变本构方程和损伤演化方程的形式,建立微观结构损伤与本构方程之间的内在联系。     

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。     

基于小冲杆实验方法的国产A508-3钢辐照前后的断裂韧度测定

建立了辐照前国产A508-3钢断裂韧度和小冲杆实验冲压断裂能之间的线性关系,利用该关系和辐照后小冲杆实验冲压断裂能计算得到了辐照后材料的断裂韧度。用Master曲线方法分别处理中子辐照前、后材料的断裂韧度实验数据,得到参考温度t₀。     

A508-Ⅲ钢小尺寸样品拉伸行为的有限元辅助测试方法研究

为了克服拉伸样品尺寸减小所带来的尺寸效应的影响,本文对A508-Ⅲ钢小尺寸样品的拉伸行为进行了研究。通过改变A508-Ⅲ钢的热处理温度制备了不同晶粒尺寸和样品厚度的小尺寸样品,进行了小尺寸样品的室温拉伸测试,分析了晶粒尺寸和样品厚度对小尺寸样品拉伸力学性能的影响,并揭示了其潜在的拉伸尺寸效应机理。结果表明,由于小尺寸样品厚度和晶粒尺寸的变化,导致其拉伸力学性能表现出明显的尺寸效应;通过引入综合表征样品特征尺寸和晶粒尺寸效应的影响参数,构建了考虑尺寸效应的Swift力学本构模型;采用有限元辅助测试方法确定了小尺寸样品的延性损伤演变参数,数值与实验结果误差小于3%;基于建立的力学本构模型,利用有限元方法预测了小尺寸样品的拉伸力学性能,构建了其屈服强度与抗拉强度的归一化模型,以期为小尺寸样品的工程应用提供借鉴。     

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。