小尺寸CT试样断裂行为的GTN细观损伤模型研究

基于国产A508-Ⅲ钢的单轴拉伸测试,构建了Ramberg-Osgood力学本构模型和GTN(Gurson-Tvergaard-Needleman)细观损伤模型,并对模型参数进行了标定,开展了不同温度下小尺寸CT(1/6CT)试样的断裂韧性测试,采用规则化方法计算得到裂纹扩展阻力曲线(J-R曲线),分析了测试温度对材料断裂性能的影响。结果表明,随着温度从-100℃度降低至-130℃,断口韧窝区的宽度由43μm缩减至10μm,平均韧窝尺寸从0.3μm缩小至0.05μm,材料的塑性变形能力随着温度的降低而脆化。基于构建的力学本构模型和GTN细观损伤模型,采用有限元法分析了1/6CT试样从裂纹萌生、扩展至失效断裂的过程。结果表明,J-R曲线随着温度的下降而降低,断裂韧性(J_(IC)值)和裂纹扩展量(Δa)的降幅分别为43%和3%,相对误差不超过5%。这表明,基于GTN细观损伤模型的数值方法是研究小尺寸CT试样断裂行为的一种简便、有效的方法。

15-15Ti奥氏体不锈钢热老化小尺寸试样单轴拉伸行为的GTN微观损伤模型研究

通过加速热老化试验模拟了15-15Ti奥氏体不锈钢的辐照效应,构建了Ramberg-Osgood力学本构模型和GTN(Gurson-Tvergaard-Needleman)微观损伤模型。结合有限元方法,探讨了热老化不同时间的15-15Ti奥氏体不锈钢小尺寸试样在不同温度拉伸试验过程中的应力-应变响应行为和损伤断裂过程。结果表明:热老化小尺寸试样中有少量碳化物析出和大量σ相形成,导致其抗拉强度和屈服强度显著下降;未热老化试样的拉伸断口中有大量韧窝,为韧性断裂,而热老化试样的拉伸断口中韧窝数量明显减少,析出相周围有撕裂棱,为脆性断裂;热老化试样标距段的应力集中和颈缩均延迟发生;热老化试样的断裂应变明显小于未热老化试样;热老化能促使小尺寸试样中孔洞的聚集和增多,从而加速失效。

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。

T91钢700℃蠕变性能研究

在700℃对T91钢进行了蠕变试验。研究了T91钢的蠕变行为、蠕变塑性随蠕变应力的变化。结果表明:T91钢的应力指数为7.767,蠕变激活能为686.16 kJ/mol;随着蠕变应力的增大,蠕变断裂时间缩短,稳态蠕变速率增大,断后伸长率增大,断面收缩率先增大后基本保持不变;随着蠕变应力的减小,T91钢稳态蠕变阶段的主要变形机制从位错攀移转变为扩散蠕变;所有试样的断裂机制均为微孔聚集型的韧性断裂。

S30408管材及其焊缝在超临界CO_(2)环境下的腐蚀行为研究

在超临界CO_(2)环境下对S30408管及其焊缝进行了320℃和500℃两种温度下的腐蚀实验,利用XRD、XPS、FE-SEM和EDS对腐蚀产物进行了表征,分析了温度对S30408管及其焊缝在超临界环境下的腐蚀产物及腐蚀机理的影响。实验结果表明,经320 h腐蚀后,高温下S30408管及其焊缝发生了明显的腐蚀,同时观察到了腐蚀裂纹扩展及腐蚀物脱落的现象。管道及焊缝内壁的腐蚀是由氧化和碳化造成的,其腐蚀产物以Fe、Cr的氧化物及碳化物为主。焊缝在高温下产生大块结痂状腐蚀产物,管道及焊缝在500℃时出现了明显的沿晶腐蚀开裂。这种裂纹很容易扩展到管道内部,造成材料失效,对管道和整个设备的安全构成极大威胁。

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。

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。

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。

高熵合金的抗辐照性能研究进展

高熵合金作为一种新型多主元固溶体合金,成分复杂、全局无序,且具有多主元效应,表现出较为优异的综合性能,有望作为新型抗辐照结构材料应用于先进核能反应堆系统。本文介绍了目前高熵合金抗辐照性能的研究现状,主要涉及高熵合金辐照缺陷演化、微观结构变化和性能退化等辐照损伤演化过程,梳理了多主元效应对辐照损伤演化过程的影响规律。针对高熵合金的抗辐照性能研究,总结了目前高熵合金的几种抗辐照损伤机制,归纳了高熵合金抗辐照性能研究存在的问题,以及对高熵合金后续的研究方向进行了展望。

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。

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A508-3钢的小冲杆试验研究及问题探讨

核压力容器(reactor pressure vessel,RPV)材料的性能研究对保证核反应堆安全运行非常重要,鉴于辐照环境的限制,开展国产核压力容器材料A508-3钢的小冲杆试验研究很有必要。用小冲杆试验方法研究了A508-3钢的强度和韧性,建立了小冲杆试验结果与标准试验结果之间的关系,即屈服强度和屈服力之间的线性关系、抗拉强度和最大载荷之间的线性关系,验证了冲击试验得到的韧脆转变温度与小冲秆实验得到的韧脆转变温度之间的非线性关系,最后,对实验及数据处理中存在的问题进行了探讨。

冷作模具钢深冷处理组织和应力演变的RVE模型分析

对Cr8Mo2SiV冷作模具钢的微观组织进行定量表征,重构其淬火后的代表体积元(RVE)模型,并对其深冷处理过程进行微观尺度的数值分析,讨论深冷处理过程中微观组织和应力的演变规律。结果表明:深冷处理过程中应力的产生和演变由相变应力主导,显微组织界面上的等效应力要明显大于奥氏体或马氏体内的等效应力,最大等效应力发生在奥氏体和马氏体的界面处,约769 MPa;在深冷处理过程中,碳化物界面附近产生了明显的应力集中,促进了残留奥氏体向马氏体的相变;深冷处理前后应力大幅度变化为细小均匀碳化物的沉淀析出提供了所需的驱动力。

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。

基于W型试样确定A508-Ⅲ钢参考温度T_(0)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T_(0)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T_(0)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。

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。

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。

紧凑拉伸断裂韧性试样加载线位移推算方法的对比分析

在核电厂反应堆压力容器(RPV)的辐照脆化监督试验中,会采用易于装卡的直通型紧凑拉伸断裂韧性C(T)试样,进行测试时会将引伸计装卡在试样端面进行变形的测量。测量到变形数据后,再通过特定推算方法将数据转换为加载线位移,而目前并未形成统一的推算方法。为了验证不同推算方法的有效性,采用有限元技术分析了C(T)试样的变形规律。结果表明:针对核电站RPV材料,GB/T 21143-2014中给出的端面变形测量与加载线位移的转换方法与有限元结果最为符合,该推算方法的精度最高。