纳米压入法研究核电站一回路主管道材料的热老化行为

采用纳米压入方法对核电站一回路主管道的双相不锈钢材料热老化行为进行定量研究。通过对单独的铁素体相和奥氏体相的纳米压入实验,得到随着老化时间的增加,两者在相同压入深度时的压入载荷增加;根据动态测试技术得到的纳米硬度增加,表现为强度提高;而纳米压入塑性变形能降低,表现为韧性降低;并且不同老化时间下铁素体相的强度和韧性都要高于奥氏体相。通过微观组织结构研究发现,老化时间增加导致铁素体相内产生调幅分解,生成的富Cr-α′相引起位错的钉扎和聚集,使铁素体内部应力水平和三向应力比提高,导致强度提高而韧性下降。

65Mn金属材料氢脆性能实验研究

采用小压杆方法对核电厂中常用的高强度弹簧钢65Mn的氢脆特性进行实验研究。对试样采用阴极电解充氢方法,实验采用不同的电解电流(1、4、10、20 mA),经过氢在金属中吸附、扩散、聚集和起裂导致材料的氢脆。采用小压杆实验方法对充氢后的试样进行压入实验,结果表明随着充氢电流强度的提高,试样的最大载荷降低,强度降低;试样的压入吸收功、临界断裂应力和临界断裂应变降低,表明材料的韧性降低。从试样的断裂表面发现,随着充氢电流强度的提高,试样宏观断裂表面从韧性断裂转变到典型的脆性断裂,微观表面特征从韧窝转变到沿晶解离断裂。通过理论分析表明,电流密度升高,试样中氢的浓度升高,氢脆较为严重。

反应堆GGR系统辅助管系稳态振动评估与振动疲劳寿命分析

根据美国机械工程师标准(ASME-OM-S/G2000)规范及法国电力公司(EDF)标准振动评估方法,提出一套用于核电站小支管振动评估及振动疲劳寿命分析的方法,应用该方法对国内某核电站汽轮机润滑顶轴盘车(GGR)系统的辅助小支管振动问题进行评估研究,并计算了小支管系统的允许有效速度。根据振动速度的测量和计算结果进行敏感性评估;采用响应谱计算方法对管座处的应力水平进行计算,并与允许振动交变应力进行比较;采用瞬态动力学方法对管座处的应力时程响应进行计算,根据Miners线性损伤累积模型对管座的振动疲劳寿命进行评估。结果表明谱响应计算得到的振动交变应力幅值高于评估准则的振动交变应力允许值,该管线属于振动敏感管线;而通过瞬态振动寿命计算得到稳态振动疲劳寿命远远高于设计寿命,有较大的安全裕量。

面外约束对韧性材料的断裂韧度的影响

与脆性断裂的断裂韧度随厚度的增加而逐渐趋近于一个常数的变化趋势不同,韧性较好材料的弹塑性断裂韧度的特征为:在一定范围内随着厚度的增加,弹塑性断裂韧度逐渐增加。主要研究在保持试件的面内约束(a/w)保持不变的条件下,面外约束(厚度的变化)对同种材料的试件的断裂韧度的影响。首先采用韧性较好的材料进行断裂韧性实验,通过实验得到结果:试件的弹塑性断裂韧度J积分及临界裂纹尖端张开位移CTOD随着试件厚度的增加而线性增加。然后从能量平衡的角度出发,考虑在裂纹扩展过程中的所有的宏观能量耗散机制,根据通过实验验证的假设,化简后,得到最终的结果:一定程度上表征能量耗散的断裂韧度随着厚度的增加而增加,与实验结果吻合得较好。

厚度与加载速率对铁素体钢断裂韧性影响的SP压杆法实验研究

采用SP压杆实验方法,在常温下研究小圆薄片断裂韧性的厚度效应及加载速率对断裂特性的影响。实验结果表明,随着厚度的增加,断裂变形能增加,断裂部分的外表面因双向应力状态表现出微突起,微突起四周存在微小裂纹;随着加载速度的增加,断裂变形能增加,剪切断裂表面表现出从密集韧窝到韧窝连接成片特征。考虑试件变形过程中不同部分的能量耗散,从SP试件的整体断裂变形能得到试件的断裂韧性的宏观表达,断裂韧性随着厚度的增加而增加,随着加载速度的增加而减少。采用临界塑性断裂应变作为裂纹起裂判据,单位面积的能量耗散率作为裂纹扩展和失效判据的断裂模型,用有限元方法对SP压杆实验进行模拟,得到与实验结果比较相符的模拟结果。

P91钢蠕变—疲劳交互作用下断裂特性研究

在546℃下,对电厂用关键材料P91钢进行应力控制的蠕变—疲劳交互作用下试验。分别讨论平均应力和应力幅对断裂时间的影响,分析断口形貌与韧窝脱粒成分,断口裂纹金相,获得P91钢蠕变—疲劳交互作用下断裂机制与断裂特性。研究结果表明,由于微观裂纹的闭合,P91钢蠕变—疲劳交互作用寿命随着下保载的时间增加而增加。当平均应力远小于应力幅时,试样主要表现为疲劳断裂,当平均应力与应力幅相等时,试样为蠕变疲劳共同作用下的断裂特征,当平均应力远大于应力幅时,断裂特征为蠕变断裂。通过断口金相分析,试样断口裂纹均为穿晶断裂。对断口韧窝的脱粒成分研究,脱粒为氧化物。研究结果为P91钢蠕变—疲劳断裂机制分析提供理论和实验基础。

热老化对核电主管道材料拉伸性能的影响

探讨热老化对核电站主管道用铸造奥氏体不锈钢Z3CN20.09M拉伸性能的影响.通过对不同热老化时间下的试样进行了拉伸试验,结合扫描电镜(SEM)和透射电镜(TEM)观察材料的微观结构变化,并采用Ramberg-Osgood模型对其拉伸性能进行了分析.结果表明:Z3CN20.09M钢在350℃下的拉伸性能低于室温;随热老化时间延长,材料的抗拉强度不断升高,断后延伸率不断减少;拉伸断口的SEM分析显示,其破断机理为微孔聚集型韧窝断裂,随热老化时间延长,断口中心的纤维区逐渐减小,且表面也逐渐变得平坦,韧窝处的第二相粒子数量逐渐增多,韧窝也逐渐变浅变小;TEM分析显示,随热老化时间延长,奥氏体中全位错密度减少,同时在奥氏体-铁素体相界上有碳化物析出;在3%的应变量范围内,Ramberg-Os-good模型的拟合曲线与试验数据吻合良好.因此,受热老化影响,Z3CN20.09M钢易发生脆化,即强度升高,塑性降低;Ramberg-Osgood模型可预测小应变量范围内热老化对其拉伸性能的影响.

国产压水堆核电站机组主管道疲劳裂纹扩展特性实验研究

在室温条件下,对国产压水堆核电站主管道母材及其TIG接头试样进行疲劳裂纹扩展试验,并采用光学显微镜观测裂纹扩展路径,结合扫描电镜观察试样断口微观形貌。试验结果显示TIG接头的裂纹扩展速率高于母材,基于简化的四参数全范围Forman模型可以表征主管道母材与焊材全范围的疲劳裂纹扩展规律。疲劳裂纹在奥氏体与铁素体相内主要呈穿晶扩展,但在部分区域裂纹沿?/?或?/?相界产生分支。

压水堆核电站主管道材料的低周疲劳行为研究

对压水堆核电站主管道材料Z3CN20.09M进行室温与350℃低周疲劳性能试验,得到材料循环变形规律和寿命演化模型。结果表明,主管道材料表现为先强化后软化的循环特性,但强化的程度取决于温度和应变幅;当应变幅较大时,高温疲劳断裂寿命高于室温疲劳断裂寿命,但随着应变幅的降低,二者的疲劳断裂寿命差别逐渐减小。常温与350℃高温疲劳断口的分析表明,Z3CN20.09M钢低周疲劳裂纹呈凸形扩展,并伴随有疲劳辉纹出现。

显微硬度法分析核电站主管道热老化趋势

使用显微维氏硬度计和冲击试验机研究了核电站主管道材料Z3CN20.09M在400℃加速热老化10 000h前后的力学性能变化。结果表明,热老化导致试验材料的冲击吸收能下降;构成试验材料的铁素体相的显微维氏硬度上升,奥氏体相的显微维氏硬度基本保持不变。通过研究材料组织特征,剖析显微硬度与冲击韧性的关系,探索将显微硬度测试方法作为核电站主管道材料热老化趋势预测方法的可能性。

浮空器用柔性复合材料的力学性能

通过试验研究了某浮空器蒙皮用柔性复合材料的基本力学性能和断裂力学性能。通过单轴拉伸试验研究了该材料经向和纬向试样的力学特性,结果发现两者的弹性模量均在10 GPa左右,复合材料的柔软度很高;而经向拉伸试样的抗拉强度比纬向拉伸试样的高出约32 %;通过改变切口相对宽度的撕裂试验发现撕裂试验的载荷-位移曲线和裂纹扩展特性基本表现为脆性断裂特性,试验结果和根据弹塑性断裂理论计算得到的结果相一致,即随着切口相对宽度的增加,柔性复合材料的极限载荷降低。

小冲杆试验方法研究进展及存在的问题

SP小冲杆试验法在力学测试中得到了广泛的发展和应用。用SP试验法测得的小试样的载荷-位移-试样厚度变化曲线,通过类比分析以及半解析相结合的方法可以计算材料的特征常数:屈服极限、强度极限、断裂韧性、转变温度和蠕变特性,并且从大量的试验数据、理论模型和有限元计算模型来看,SP试验法测得的结果与相应的大尺寸标准力学测试方法得到的数据有着直接的对应和转换关系。介绍了该试验方法的试验技术、分析方法、研究进展及其应用,并分析了该试验方法目前所存在的一些问题。

铁素体钢断裂韧度尺寸效应的小冲孔试验

对六种不同厚度的试样进行了小冲孔试验,并进行了有限元模拟,此外还通过扫描电镜观察并分析了断裂面的微观结构。试验结果显示,试样的SP断裂变形能和断裂韧度随试样厚度的增大而增大。提出了裂纹起始遵循断裂应变准则及裂纹扩展遵循断裂能密度准则的观点。有限元模拟结果与试验结果基本吻合。断裂面呈典型的韧性断裂特征,试样变形后的半球状外表面布满微小的褶皱状突起和微裂纹。

某管系阀门替代性能及结构安全性分析

采用新型三偏心轴蝶阀替代原两偏心轴蝶阀后,需要进行性能相容性和结构安全性分析。在考虑自重、流体内压和管系热应力的条件下,根据ASME评估体系进行安全性校核,并考虑管系充液的工况进行了动态响应计算。模态分析表明,蝶阀替代前后振动模态基本不变,但各阶固有频率略有降低。

电站主管道用铸造奥氏体不锈钢断裂韧度尺寸效应试验研究

为了探究电站主管道用铸造奥氏体不锈钢韧性断裂的尺寸效应,对五种不同厚度的标准紧凑拉伸试样在室温下进行了断裂韧度试验,通过SEM观察并分析了断裂面的显微结构。结果表明:试样厚度在12～20 mm时,断裂韧度随着试样尺寸的增大呈上升趋势,在20～50 mm厚度范围时断裂韧度随试样尺寸的增大而减小;撕裂模量随试样尺寸的减小而增加。断裂面上接近中截面的位置容易产生以大型韧窝为主的沿晶断裂,在接近外表面位置较易产生以大量微小韧窝为主的穿晶断裂。利用断裂韧度的定义进行理论分析,用约束水平和断裂影响区域体积的变化解释不同尺寸效应,通过有限元分析模拟得到断裂面上三向应力比的分布变化是影响断裂应变和断裂韧度的重要因素。

电站稳压器支承裙座锚固螺栓断裂失效分析

某电站稳压器支承裙座锚固螺栓在安装一段时间后发生断裂,从力学和材料角度对该螺栓断裂原因进行了分析。对断裂螺栓进行了金相组织观察、化学成分分析、力学性能试验以及断口的宏观及微观形貌观察,发现螺栓断口附近组织异常,外部环状带晶粒粗大,硬度和抗拉强度偏低导致裂纹启裂,裂纹逐渐扩展引起螺栓整体失稳断裂;螺栓局部出现组织异常的原因为螺栓热处理过程中控温不当导致局部过热。

慢走丝线切割电参数对加工速度影响的正交实验研究

通过正交实验法,研究了慢走丝线切割加工不锈钢时,加工电参数(电流峰值、放电脉宽时间、伺服电压)对加工速度的影响,为合理选用线切割加工电参数提供参考依据。实验表明,峰值电流IP对加工速度影响最明显,放电脉冲宽度ON次之,伺服电压SV对加工速度影响不明显。

硅薄膜的制备工艺参数及材料性能

用化学沉积法制备硅薄膜时影响成膜质量和速度的因素非常复杂,主要包括气体浓度、流速、温度、压力等,通过研究掺杂气体浓度比例和温度对硅薄膜的成膜质量和成膜速度的影响可知,在一定范围内随着掺杂气体比例的增加成膜速度降低;在其他参数确定时,随着温度的升高,成膜速度提高,孔隙率先降低后增加,即硅薄膜质量先变好再变差。900℃沉积的硅薄膜相对光滑,有一定的致密度,硅薄膜质量较好。实验结果表明:较佳的实验参数为较低的掺杂气体,沉积温度设定在850℃~950℃成膜质量较好。

AP1000核电厂安全壳厂房混凝土涂层失效分析

某AP1000核电厂在机组热态功能试验后对安全壳内混凝土地面环氧树脂涂层联检过程中,发现混凝土地面涂层存在破损、漆面大面积污染发黄等失效缺陷。采用宏微观观察,能谱分析等方法对涂层失效的原因进行分析。结果表明:铁锈水长期浸泡并渗透附着是该涂层失效的根本原因。

AP1000屏蔽式主泵维修可行性分析

核电厂反应堆冷却剂泵是核安全一级设备,其运行的可靠性直接关系到电厂核安全、辐射安全及经济性,对防止核电厂事故的发生和发展极为重要,并且发生故障主泵的解体检修可能是核电厂大修期间的重要工作之一。AP1000反应堆主泵采用单级离心飞轮带屏蔽电机的屏蔽泵,目前国内外没有原型泵可供参考,以及较少运行经验,开展AP1000主泵维修可行性研究对核电厂商运后的安全和经济性具有重要意义。分析了主泵寿命期内故障和失效原因;从现场拆卸,吊装,去污,解体,检修和部件更换以及回装试验等方面分析判断AP1000屏蔽式主泵在60年设计寿命期内维修的必要性和可行性。