基于多温度SDFF模型的反应堆压力容器钢韧脆转变区韧性评价

采用最大似然估计法对局部断裂失效概率(SDFF)模型的参数标定进行改进,建立可通过不同温度下的断裂韧性试验数据标定模型参数的多温度SDFF模型,使用由反应堆压力容器(RPV)钢制成的1英寸(25.4 mm)厚紧凑拉伸试样(1T CT试样)和0.5英寸厚紧凑拉伸试样(0.5T CT试样)的低温断裂韧性试验结果求解模型参数,预测了这2种试样的韧脆转变温度,并对二者的断裂韧度下边界曲线进行了分析。结果表明:多温度SDFF模型计算得到的0.5T CT试样和1T CT试样的韧脆转变温度分别在−81℃和−64℃,与试验结果吻合良好,相对误差在6%左右;在温度−90~20℃下所测断裂韧度数据均落在失效概率5%包络线至95%包络线内,该模型在−90℃至常温范围内对不同尺寸的试样均具有良好的适应性。采用0.5T CT试样对材料韧脆转变区断裂韧性进行分析时,以其多温度SDFF模型5%断裂失效概率曲线作为断裂韧度下边界曲线能够涵盖0.5T CT试样和1T CT试样的所有试验数据,且裕量较小,以1%断裂失效概率曲线为断裂韧度下边界曲线的裕量较大。

考虑几何尺寸影响的RPV钢韧脆转变实验研究

反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)是核电站的一道重要的安全屏障,而RPV钢在韧脆转变区内的断裂韧性变化是核电站安全评估中的重要考虑因素.在对RPV钢韧脆转变区内的断裂韧性变化规律进行研究时,ASTM标准等国际标准通常推荐以主曲线法进行研究.采用不同尺寸的单边缺口弯曲(single edgenotched bending,SEB)试样及紧凑拉伸(compact tension,CT)试样完成了SA-508钢在常温至−100°C的温度范围内的断裂韧性试验,基于主曲线法研究了SA-508钢在韧脆转变区内的断裂韧性变化规律,同时对主曲线法得到的基于不同尺寸断裂试样结果的韧脆转变温度预测精度进行了对比,并通过断口微观形貌分析研究了断裂试样的破坏特征.研究表明,试样构形和几何尺寸对RPV钢的韧脆转变行为有显著影响.主曲线法用于标准厚度试样的韧脆转变温度预测具有良好的精度,但其预测的小尺寸试样的韧脆转变温度与实际韧脆转变温度区间相差较大.随着温度的降低,大、小尺寸试样的启裂点位置均不断靠近裂纹尖端且与试样断裂韧性呈非线性关系.

用于J阻力曲线测试的载荷分离直接标定法

基于载荷分离原理提出了确定不同裂纹长度钝裂纹紧凑拉伸(CT)试样的载荷-位移(P-V)曲线显式表达式的方法,进而通过与尖裂纹试样的P-V曲线进行对比分析,发展了直接确定尖裂纹试样实时裂纹长度的载荷分离直接标定(LSDC)法。该方法无需在试样断面上进行任何裂纹长度的物理测量。采用Cr2Ni2MoV钢制成的CT试样验证了LSDC法的可行性和有效性。研究结果表明,LSDC法得到的J阻力曲线相比柔度法和规则化法更加合理、精确。由LSDC法还可从相同初始裂纹长度条件下的钝裂纹和尖裂纹CT试样的P-V曲线分离点得到能够真实反映材料启裂的临界断裂韧度,相比根据0.2mm钝化偏置线交点确定的传统条件启裂韧度值更为合理,且具有更小的数据分散性。