低铜合金反应堆压力容器钢辐照脆化预测评估模型

反应堆压力容器(RPV)材料辐照脆化预测评估对保证核反应堆安全运行、预防重大灾难性事故的发生具有重要意义。通过深入了解RPV材料辐照损伤机理和分析国外较为成熟的RPV辐照脆化预测模型,揭示了国外有关压力容器辐照脆化预测模型对低铜RPV辐照脆化预测的不足及其原因。在此基础上,发展和建立了适用于低铜RPV辐照脆化趋势的预测模型CIAE-2009。利用辐照性能数据对CIAE-2009模型进行了验证。结果表明,CIAE-2009对低铜含量RPV材料辐照脆化趋势预测具有较高的准确性和可靠性。

VVER-1000型反应堆压力容器热老化分析评估

本文系统介绍了VVER-1000型反应堆压力容器(RPV)的温度监督情况,针对田湾核电站1#机组RPV的温度监督测试结果进行分析,评价运行3年后RPV力学性能(包括拉伸、冲击、断裂韧性)变化行为及热老化脆化机理,评估了当前田湾RPV服役运行后的热老化脆化状态和温度监督的时间安排。结果表明,温度监督样品经过堆内高温环境考验后,焊缝材料表现出一定程度的脆化特征,但母材、热影响区脆化不明显。与康采恩模型的结果和俄罗斯数据相比较后,认为田湾核电站1#机组RPV热老化脆化情况在合理范围内。

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.

压力诱发结构驰豫对Zr_(55)Cu_(30_Al_(10_Ni_5大块非晶合金玻璃转变的影响

采用非等温差热扫描量热分析方法,研究了压力对Zr55Cu30Al10Ni5大块非晶合金玻璃转变的影响。用Kissinger方程计算其玻璃转变的表观激活能。实验表明:玻璃转变与加热速度有关,具有动力学效应。不同压力下,大块非晶合金在远低于玻璃转变温度等温退火后,其玻璃转变温度和玻璃转变表观激活能均呈现出非单调的变化。

含有第二相的高强铝合金疲劳模型

基于疲劳裂纹尖端的应力和应变以及高强铝合金中不同尺度第二相性态对其延性的影响,建立了高强铝合金中粗大第二相、中间尺度第二相以及细小时效强化相性态与其疲劳裂纹扩展速率之间的多元非线性关系模型。结果表明:对于2024铝合金的疲劳扩展速率,该模型的预测趋势与他人的实验研究结果吻合良好。同时借助于对该模型的理论分析,提出了在确保高强铝合金强度不降低的前提下降低其疲劳裂纹扩展速率的优化方案。

辐照用小尺寸样品力学性能表征技术研究进展

由于辐照空间尺寸限制、降低样品放射性和提高辐照参数精度等原因,小尺寸样品被广泛应用于核反应堆材料的辐照后力学性能表征。本文就国内外小尺寸拉伸、冲击、断裂韧性、疲劳、蠕变和小冲杆等测试表征技术的研究现状进行了综合论述,分析了小尺寸样品测试中的关键影响因素以及数据归一化方法,总结了小尺寸样品存在的问题,并结合我国需求对小尺寸样品技术的发展进行了分析和展望,以期为小尺寸样品技术及测试分析数据进一步规范化和工程应用发展提供参考。

M5锆合金包壳管轴向和环向拉伸性能测试

对国产及法国产两种M5锆合金包壳管进行拉伸性能测试,包括轴向拉伸及其环向拉伸。测试温度为室温及375℃。测试获得了9.5mm×0.57mmM5锆合金包壳管轴向和环向在两种试验温度下的抗拉强度σb、屈服强度σ0.2、延伸率δ等性能指标。

高温退火对TZM合金拉伸性能的影响

通过室温拉伸试验和组织断口形貌观察,研究了TZM合金在不同退火温度下的性能与组织变化现象。结果表明,随着退火温度升高,TZM合金抗拉强度下降,塑性增强。研究中观测到,材料基体存在较多的夹杂缺陷,不同退火温度使夹杂的尺寸发生变化是影响力学性能改变的主要因素。

硅缓解小麦镉毒害的效应研究

采用水培试验研究了不同S i,Cd水平下,小麦幼苗生长及Cd在小麦幼苗体内积累的变化。结果表明,营养液中加入硅可缓解小麦幼苗的镉毒害症状,增加小麦的生物量。提高溶液中的S i浓度可降低小麦根、茎、叶的Cd含量,降低幅度为叶>茎>根,营养液中的S i水平愈高,小麦Cd含量降低程度愈大,但高Cd水平下S i的作用减弱。从整株看,S i能减少小麦镉的积累量,且能抑制低镉处理(0,5μmol/L)下Cd向地上部运转,但高Cd条件下S i的抑制作用亦减弱,当营养液中的Cd浓度为10μmol/L时,S i有促进Cd向小麦地上部运转的趋势。

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T41J增加了68℃,上平台能量降低了61J。A508-3钢辐照前后性能测试结果表明,在中子辐照至60a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。

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1×10^(20) 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。

氧化物夹杂与Ni-Cr-Mo-V钢多层焊缝低温冲击韧性变化规律的关系

测试了反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝的冲击韧性,实验结果表明,当实验温度较低时,同一实验温度下沿盖面焊到焊根方向不同层焊缝样品的冲击吸收能呈下降趋势。通过低温实验样品断口观察到韧窝底部、起裂源、解离断刻面裂纹源存在直径为0.3~2.0μm的球形氧化物夹杂,导致试样在变形过程中氧化物夹杂与基体分离形成微裂纹,并发展为试样的韧窝、起裂源和解离断刻面裂纹源,由此推断氧化物夹杂是造成焊缝低温失效的主要原因。同时氧化物夹杂的数量沿盖面焊到焊根方向逐渐增多,使得微裂纹形核率逐渐增加,造成焊缝低温冲击韧性沿盖面焊到焊根方向逐渐变差。

10×10^19cm^-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。

国产压力容器材料辐照性能研究

压力容器是压水堆核电站全寿期不可更换的关键部件,是核电站安全与寿命的决定因素之一。在长期服役过程中,引起压力容器性能下降的最主要因素是长时间大剂量高能量中子的辐照。辐照将引起压力容器材料韧性降低、脆性升高,从而增加压力容器脆性断裂的潜在危险。因此,压力容器材料抗辐照脆化能力一直是该领域国内外关注的焦点之一。文章针对国产压力容器材料,开展了一定剂量水平(约3×1019n/cm2,E≥1 M eV)的研究堆加速辐照考验,进行了辐照后材料力学性能测试分析,包括冲击性能,动态断裂韧性,以及疲劳性能。同时,将辐照后性能测试结果与辐照前进行对比,分析评价了国产压力容器材料的抗辐照性能。

核电站用纤维保温材料辐照考验及微观分析研究

核电站反应堆内的保温材料由于长时间受到高温、中子辐照等因素的作用,性能会明显劣化,为了保证反应堆安全运行,研究其辐照性能十分必要。本文对秦山核电站提供的国产纤维布材料进行不同剂量水平的加速辐照,设计加工了一套带精确控温系统的辐照装置,保证辐照期间样品的温度为设定温度。通过研究不同温度对未辐照保温纤维布拉伸性能的影响,得出高温环境下其断裂强力有一定程度的下降。利用扫描电镜(SEM)等微观分析手段,分析了辐照剂量及温度对该纤维布结构和成分的作用。显微分析结果表明,经受过高温辐照考验后材料的成分含量、晶体结构均未发生明显变化,不同的试验温度会令样品断口产生一定差异。

国产316LN不锈钢的室温低周疲劳行为研究

测试了国产第三代核电站一回路主管道材料-316LN不锈钢的室温低周疲劳性能,讨论了微观机理并建立了Manson-Coffin疲劳寿命模型。结果表明,随着应变幅的增大,滞回曲线宽度及峰值应力随之增大,疲劳过程中先后发生了循环硬化、快速循环软化、慢速软化和失稳四个变形阶段;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;疲劳断口由裂纹源区、扩展区和最终断裂区组成,疲劳裂纹主要萌生于表面,裂纹区具有典型的疲劳辉纹形貌,最终断裂区具有韧窝形貌。

反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝热老化脆化行为研究

对反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝温度监督样品的热老化脆化行为进行了研究。焊缝属于压力容器的薄弱环节,服役时间最高达120 430h(服役温度归一化到300℃)。3批次的焊缝监督样品冲击实验表明,焊缝材料在热老化过程中发生了脆化。通过研究发现,金相组织和显微维氏硬度在热老化期间未发生明显的变化,表明在热老化过程中不存在硬化脆化机制。断口分析及扫描俄歇纳米探针研究表明,晶界发生了P的偏析,弱化了晶界结合力,因此,反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝在热老化过程中发生了由杂质元素P偏析引起的非硬化脆化。

中国先进研究堆堆芯容器材料6061-T6铝的力学性能试验

采用紧凑拉伸C(T)试样和短比例拉伸试样,分别对中国先进研究堆(CARR)堆芯容器材料T6061-T6铝与普通6061-T6铝旋压前、后断裂韧度和拉伸性能进行实测.试验数据表明:6061-T6铝的断裂韧度、拉伸性能与硼、镉等微量元素含量基本无关;经锻造旋压后与仅做锻造比较,T6061-T6铝的延性和断裂韧度有较大提高,各向异性得到改善.