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。     

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。     

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。     

加热温度和热处理对316LN不锈钢力学性能与超声波探伤的影响研究

利用铁素体测试仪研究了316LN不锈钢在不同加热温度和冷却速度下的铁素体析出规律,试验结果表明,加热温度在1280℃以下无铁素体析出,冷却速度在20℃/h以上,无铁素体析出。基于理化检测并结合热处理工艺试验,分析了316LN不锈钢锻件超声波探伤无底波的原因和改善途径,结果表明,造成锻件超声波探伤无底波的原因是严重的混晶,而通过热处理可以减小晶粒尺寸差距,从而提高超声波可探性。不同固溶温度处理后试样常温、高温力学性能以及晶间腐蚀性能试验结果表明,晶粒度级别在4.0级到1.0级之间变化时,316LN不锈钢的力学性能波动较小,晶间腐蚀性能满足要求。相同固溶温度处理时,热处理次数的变化对晶粒尺寸、力学性能的影响较小,晶间腐蚀性能也满足标准要求。     

二氧化铀芯块的低温烧结工艺与高温蠕变研究

介绍二氧化铀芯块的低温烧结技术,研究使用低温烧结技术所制备芯块的高温蠕变性能。试验中芯块的烧结温度分为1073、1273、1473、1673 K,烧结时间为1、2、3 h。烧结温度为1673 K,烧结时间为3h时,获得的的芯块烧结密度最大,密度为10.41g/cm3。由低温烧结工艺获得的芯块晶粒尺寸为9.0μm,而采用传统工艺制得的芯块晶粒尺寸达到23.8μm。。在应力20~50 MPa,温度1673 K和1773 K,氮气氛保护的条件下进行蠕变试验,研究这2种芯块的高温蠕变性能。由试验结果可知,在堆芯环境下(10 MPa应力)2种晶粒尺寸的芯块蠕变速率有一定差异,比值约为3。晶粒尺寸9.0μm的芯块其蠕变速率可以由Nabarro-Herring和Hamper-Dorn模型计算,而晶粒尺寸23.8μm的芯块其蠕变速率可以由Hamper-Dorn模型计算。     

二氧化铀芯块的低温烧结工艺与高温蠕变研究

介绍二氧化铀芯块的低温烧结技术,研究使用低温烧结技术所制备芯块的高温蠕变性能。试验中芯块的烧结温度分为1073、1273、1473、1673 K,烧结时间为1、2、3 h。烧结温度为1673 K,烧结时间为3h时,获得的的芯块烧结密度最大,密度为10.41g/cm3。由低温烧结工艺获得的芯块晶粒尺寸为9.0μm,而采用传统工艺制得的芯块晶粒尺寸达到23.8μm。。在应力20~50 MPa,温度1673 K和1773 K,氮气氛保护的条件下进行蠕变试验,研究这2种芯块的高温蠕变性能。由试验结果可知,在堆芯环境下(10 MPa应力)2种晶粒尺寸的芯块蠕变速率有一定差异,比值约为3。晶粒尺寸9.0μm的芯块其蠕变速率可以由Nabarro-Herring和Hamper-Dorn模型计算,而晶粒尺寸23.8μm的芯块其蠕变速率可以由Hamper-Dorn模型计算。     

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。     

国产反应堆压力容器的辐照脆化行为及预测

反应堆压力容器（RPV）是保障核电站运行安全性、经济性的核心构件。对RPV的完整性评估而言辐照脆化是必须面对的问题。我国已开发了第三代设计寿命为60 a的核电站。当达到寿期末时,辐照脆化的行为是未知的,这给国产RPV的辐照脆化预测带来了困难。为研究高注量下的辐照脆化行为,对A508-3钢的材料力学性能试样进行辐照考验,辐照温度为(288±8) ℃,中子注量水平达到反应堆压力容器60 a寿期末的辐照水平1×10²⁰ cm^-2;开展拉伸、冲击和断裂韧性试验,分析辐照脆化行为,在EONY模型基础上,提出针对国产RPV钢的改进的辐照脆化模型。模型的有效性被试验数据证实,其可准确预测国内A508-3材料的辐照脆化趋势。     

基于耦合损伤本构模型的508-3钢循环塑性变形模拟

基于耦合损伤本构模型开展了508-3钢在200℃下的循环累积塑性变形模拟研究。通过单轴拉伸和循环加载实验获得了试验数据并拟合确定了材料的损伤本构模型参数,然后利用该本构模型模拟了材料的单调加载变形行为和循环累积塑性变形行为。与经典Chaboche模型的模拟结果相比,耦合损伤的本构模型能更好地模拟508-3钢的单调拉伸行为、应变和应力控制循环软化变形行为,且模拟结果与实验数据吻合良好,为508-3钢制造的核电设备的累积塑性变形模拟奠定了基础。     

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。     

热处理对690合金腐蚀性能影响

采用阳极极化法研究了热处理工艺对核电厂蒸汽发生器传热管用镍基690合金腐蚀性能影响。试样经过3%、5%的形变量后,在1 080℃、1 100℃1、120℃温度加热10 min和15 min固溶处理,最后经715℃×10 h时效热处理。不同条件处理的试样进行微观分析及电化学实验,结果表明:固溶处理后晶粒尺寸明显长大;时效热处理基本不改变晶粒尺寸,但对晶界碳化物形态和电化学特征值影响明显,能显著提高690合金的耐腐蚀性能。     

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。     

国产A508-3钢288℃中子辐照考验

<正>对国产反应堆压力容器用A508-3钢在实验堆中进行了中子辐照考验,用于材料后续的辐照力学性能研究。考验温度为实际服役温度288℃,快中子注量为5×10~(19) cm~(-2)(E1 MeV)。中子辐照考验在中国原子能科学研究院49-2游泳池堆H8湿孔道开展。为达到试验要求,结合堆芯物理参数、H8孔道尺寸和辐照要求,设计了     

基于巴西圆盘试验的国产石墨拉伸强度及特性研究

拉伸强度是石墨构件设计和结构完整性评价的一个重要参数，为研究国产石墨的拉伸强度及试样尺寸、石墨颗粒粒径、微观组织等对拉伸强度的影响，本文选用3种典型国产石墨，即粗颗粒、细颗粒和超细颗粒石墨，对每种石墨的4种不同尺寸规格的试样在拉伸试样机上开展巴西圆盘试验，采用高速相机捕捉劈裂破坏过程，使用扫描电镜观测断口形貌。对比分析了裂纹的扩展过程及破坏形式，测得了拉伸强度并分析了其分布特点，研究了试样尺寸、石墨颗粒粒径、微观组织等对拉伸强度的影响。结果表明：石墨劈裂试验过程满足巴西圆盘试验有效性的要求，试样尺寸越大，石墨颗粒粒径越大，越易产生二次裂纹和局部压缩破坏；通常石墨拉伸强度随试样尺寸的增大而增大，但试样尺寸较小时要综合考虑试样尺寸和颗粒粒径的影响，且材料密度越小尺寸效应越明显；石墨拉伸强度随颗粒粒径的增大呈下降趋势，表现出显著的颗粒粒径效应；石墨拉伸强度具有较大的分散性，其与石墨颗粒粒径表现出明显的相关性，细颗粒石墨拉伸强度的均匀性较粗颗粒石墨好得多，同时超细颗粒石墨明显优于细颗粒石墨；石墨的微观组织对拉伸强度有显著影响，粗颗粒石墨有较多较大的原生孔隙等缺陷，其拉伸强度最小，细颗粒石墨次之...     

10×10~(19)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10×10~(19) 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。     

HMD法制备U-10wt%Mo合金粉末的粒度控制

对氢化-破碎-脱氢(HMD)法制备U-10wt%Mo合金粉末的粒度控制工艺进行了研究.U-Mo合金在950℃分别退火4、10、24h,然后经过γ→α相转变热处理、HMD法和α→γ相转变热处理等过程成为粉末.分析结果表明:950℃下U-Mo晶粒长大较慢,可通过调节保温时间使晶粒尺寸控制在40～100μm;γ相分解程度强烈依赖于晶粒尺寸,晶粒尺寸越大,γ相向α相的转变程度越低;粉末粒度大小与原始合金γ相的晶粒度密切相关,原始合金γ相晶粒度越大,粉末粗粉比重越大.     

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W型试样确定A508-Ⅲ钢参考温度T0的方法研究

在我国早期开发的W型试样的基础上,参考ASTM E1921标准,开发了基于W型试样的断裂韧性测试技术,建立了包括断裂韧性计算、数据有效性判定和参考温度T₀计算等在内的数据分析方法。在-100～-40 ℃下开展了国产A508-Ⅲ钢的W型试样和标准1C(T)试样的测试分析和试验数据的有效性评价。结果表明,基于W型试样可得到满足ASTM E1921标准的有效断裂韧性数据,W型试样数据点均在标准1C(T)试样master curve(主曲线)的置信区间内,基于W型试样确定的参考温度T₀与标准1C(T)试样的非常接近,W型试样可成为RPV辐照监督备选试样。     

17-4PH不锈钢长期时效对拉伸性能的影响

通过拉伸实验研究了17-4PH马氏体不锈钢分别在温度350℃、400℃长期时效后的力学性能变化,并用扫描电镜(SEM)和透射显微镜(TEM)观察了不同时效时间的拉伸断口形貌和显微组织演化.结果表明:随着时效时间的延长,屈服强度和抗拉强度升高而断面收缩率和伸长率则相反;断口由细小韧窝向粗大韧窝转变,经过长期时效的试样断口上有二次裂纹.TEM 分析表明,该钢在时效过程中发生spinodal分解,分解生成为富Cr的α'相和富Fe的α相是该钢强度逐渐升高,塑性逐渐下降的主要原因.     

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。