热老化对铸造奥氏体不锈钢的环境疲劳寿命影响

铸造奥氏体不锈钢材料在一回路高温高压水环境下长期服役存在热老化和疲劳问题。本文对典型的核电厂主管道材料Z3CN20-09M开展400℃的加速热老化试验,利用透射电子显微镜分析热老化试样的结构,在高温空气和模拟一回路高温高压水环境下研究热老化后Z3CN20-09M的疲劳寿命变化规律,分析热老化时间对Z3CN20-09M疲劳寿命的影响。结果表明,Z3CN20-09M在热老化5 000 h后其(011)晶面上发生晶格畸变。随着热老化时间延长至5 000 h,Z3CN20-09M在高温空气和模拟一回路高温高压水环境下的疲劳寿命下降,ASME疲劳设计曲线对于评价Z3CN20-09M热老化后的疲劳寿命仍具有足够的安全裕量。

压水堆材料冷却剂环境疲劳修正因子研究

本文对考虑压水堆一回路冷却剂环境对材料疲劳影响的环境疲劳修正因子Fen进行研究,结合核电厂延寿需求,确立基于环境疲劳修正因子的疲劳分析流程.针对典型接管嘴结构,采用考虑瞬态应力时间历程的应变增量方法计算转换应变率和Fen,对比了环境修正对疲劳结果的影响.考虑环境影响后,奥氏体不锈钢的疲劳使用系数增大3.2倍,低合金钢的疲劳使用系数增大8.5倍,冷却剂环境对疲劳寿命的影响显著.将考虑环境影响后的疲劳使用系数与EPRI导则的计算结果进行对比,二者计算结果接近,验证了考虑瞬态组合的环境疲劳修正因子分析计算方法的正确性.

国产反应堆压力容器材料—回路水环境疲劳设计曲线初探

硫含量、应变速率、温度、水中溶解氧含量等环境因素对反应堆压力容器(RPV)材料在高温高压水中环境疲劳寿命有重要影响。分析了将环境因素引入疲劳设计曲线的几个主要模型:统计模型、修正因子模型和国内新提出的模型(Wu模型)。分别采用这三个模型对国产RPV材料环境疲劳设计曲线进行了计算,并将计算结果与ASME规范中的疲劳设计曲线进行了对比。在应变幅值低于0.15%时,ASME曲线更保守,而应变幅高于0.15%时,结果相反。

应变幅对国产锻造奥氏体不锈钢环境疲劳寿命影响的试验研究

为验证模拟压水堆核电站冷却剂服役环境对国产锻造主管道用奥氏体不锈钢疲劳寿命的影响,采用高温高压循环水疲劳测试系统对从产品锻件取样加工后的标准试样进行了低周疲劳试验,分析了试验数据与美国机械工程师学会(American Society of Mechanical Engineers,ASME)规范平均/设计疲劳曲线的关系,获得了应变幅对奥氏体不锈钢环境疲劳寿命的影响规律,并初步评价了ASME规范设计疲劳曲线和环境疲劳修正系数的适合性。

疲劳环境下的水泥沥青砂浆冻融性能分析

严寒地区高速铁路的安全运营状态与无砟轨道板垫层材料水泥沥青砂浆的抗冻融性能相关。根据不同疲劳次数下CA砂浆的冻融质量损失率、相对动弹性模量和残余抗压强度试验,探讨了疲劳和冻融作用对CA砂浆性能的影响。试验表明:CA砂浆的冻融性能受疲劳条件和冻融条件的协同影响。在疲劳次数小于30000次之前,CA砂浆的冻融质量损失率不升反降,相对动弹性模量和残余抗压强度也随之增加,说明了少量的疲劳作用可以压实CA砂浆的多孔隙结构,提高CA砂浆的抗冻融能力;当疲劳次数大于30000次之后,冻融质量损失率逐渐上升,相对动弹性模量和残余抗压强度相应减小,疲劳加剧了CA砂浆的冻融破坏。

核级低合金钢高温水腐蚀疲劳机制及环境疲劳设计模型

通过模拟核电高温高压循环水腐蚀疲劳实验,研究了核级低合金钢环境疲劳损伤规律与控制机理,构建了一个植入环境效应的疲劳设计模型,给出了便于工程应用的环境疲劳设计曲线,并建立了核电站实际构件的环境疲劳安全评估流程,给出了尝试实施例.

轻水堆环境影响疲劳相关问题的研讨

美国核管会(NRC)在其管理导则RG 1.207中明确要求新建轻水堆核电厂设计中须考虑环境影响疲劳(Environmental Assisted Fatigue,EAF)问题。目前,我国新建核电厂在部件疲劳评价时尚未考虑EAF的影响。对环境影响疲劳的发展概况、疲劳裂纹和疲劳寿命的定义、ASME设计疲劳曲线、现有ASME疲劳设计方法的保守性、美国环境影响疲劳设计方法等方面作了探讨,同时根据NUREG/CR 6909中Fen表达式,给出了典型材料在温度、溶解氧浓度和硫含量确定的情况下,Fen与应变速率的关系曲线。通过对以上相关问题的归纳和总结,以期加深业界对核电厂环境影响疲劳问题和现有ASME疲劳设计方法的认识。

关于LWR设备设计中考虑环境对疲劳影响问题的探讨

介绍了目前世界各国对轻水堆(LWR)一级承压设备考虑环境疲劳影响的研究现状以及美国核管会(NRC)导则RG1.207对新建核电厂时考虑环境对疲劳分析影响的要求,对于如何在新建核电厂设计阶段考虑环境对疲劳影响进行了探讨,同时也对如何在美国机械工程师协会(ASME)规范第III卷疲劳分析方法中考虑环境影响提出建议。

压水堆核电站冷却剂环境对核设备材料疲劳寿命的影响

介绍了压水堆核电站冷却剂环境影响疲劳寿命问题,包括环境影响疲劳寿命问题的背景和发展、影响一回路主设备材料疲劳寿命的主要因素和机理、环境影响疲劳寿命的主要评价方法和环境修正系数的使用,并对国内核电站环境影响疲劳寿命问题的解决提出了建议。

疲劳环境对柔性涡流阵列传感器输出信号的影响规律研究

将柔性涡流阵列传感器与金属结构集成实施裂纹监测的过程中,结构会受到装配应力、工作应力等疲劳环境的作用,进而对裂纹监测过程带来影响。通过不同结构损伤状态和不同疲劳环境下的裂纹监测试验,研究了疲劳环境对柔性涡流阵列传感器输出信号的影响规律。研究表明:当被监测结构无裂纹时,疲劳环境对传感器输出影响很小;当被监测结构出现裂纹后,传感器输出信号会随着疲劳环境的变化出现明显波动,进而会对裂纹监测过程产生一定的影响。

高温合金的蠕变及疲劳-蠕变-环境交互作用规律和机理

综合了中国科学院金属研究所高温合金和金属间化合物研究组在高温合金蠕变研究方面的主要成果:蠕变和断裂规律及其机理,蠕变-环境交互作用及其机理,蠕变阻力模型以及疲劳-蠕变-环境交互作用规律及其机理。

环境对AISI321不锈钢疲劳裂纹扩展过载效应的影响

研究了3.5％NaCl溶液对恒应力强度因子范围△K控制下AISI 321不锈钢疲劳裂纹扩展过载行为的影响,与在空气中的结果比较表明,两种条件下存在相似的过载延缓效应,但是环境极大地削弱了过载对疲劳裂纹扩展的延缓效应,削弱程度随过载比不同而变化,以“损失循环数”表征约为40％—70％,以“过载影响区尺寸”表征则为30％—40％。分析表明,用“损失循环数”表征过载对裂纹扩展的延缓效应不够充分,无法区分环境对裂纹闭合的削弱和增强作用,“过载影响区尺寸”可以区分环境对过载塑性形变增强裂纹闭合的综合影响,对断口的SEM分析发现,过载造成的塑性形变在溶液中比在空气中受到更多的磨损,表明环境对过载延缓效应的削弱除了对裂尖的影响外,还包括对过载导致的塑性诱发裂纹闭合的影响。

LWR压力容器接管考虑环境影响的疲劳计算

在设计阶段考虑环境对疲劳的影响是第三代核电站一回路主设备设计的关键技术之一,本文介绍了ASME规范Code Case N-792对轻水堆(LWR)一级承压设备考虑环境影响疲劳时的环境影响疲劳修正系数(Fen)和应变速率ε'的计算方法。建立反应堆压力容器接管的轴对称模型,并根据Code Case N-792的要求对一回路主设备反应堆压力容器接管进行考虑环境影响的疲劳计算,计算时分别采用简化法和详细积分法。对不考虑环境影响的ASME第III卷的疲劳计算结果和Code Case N-792的疲劳计算结果进行对比和探讨。当考虑环境影响后,SCL1截面的疲劳寿命缩短为空气状态下的1/3,SCL2截面的疲劳寿命减少了3/5。

溶解氧含量对国产化锻造主管道316LN不锈钢环境促进疲劳寿命的影响

在模拟核电厂一回路高温高压水环境中,对国产化锻造主管道用316LN不锈钢开展了疲劳试验,分析了应变速率和溶解氧(DO)含量对不锈钢环境促进疲劳(EAF)寿命的影响。结果表明:在不同DO含量下,试样EAF断口均呈典型的多裂纹源疲劳开裂特征,疲劳辉纹明显;断口上覆盖的腐蚀产物主要为富Fe、Cr、Ni的尖晶石氧化物,随着DO含量的增加,氧化物颗粒数量增加、尺寸变大;在不同DO含量下EAF寿命偏差不超过30%,无明显统计差别;结合不同的统计模型可知,在低应变速率(0.1×10^(-4)~0.1×10^(-3) s^(-1))下DO含量对316LN不锈钢EAF寿命的影响才会比较明显;在建立较为精确的统计模型时,需要细分应变速率范围,并考虑DO含量的影响。

考虑环境对疲劳促进作用时载荷配对方法保守性研究

现有核电厂规范一级设备的疲劳评估中均需要考虑压水堆反应堆一回路水环境对疲劳的促进作用(环境促进疲劳,EAF),而高的交变应力配对往往对应更快的应变变化速率,将计算获得较低的环境修正因子(F_(en)),但现有规范在载荷配对中忽略了对F_(en)的影响。介绍了反应堆水环境影响疲劳寿命问题,包括EAF问题的发展及其评价方法。着重介绍了使用环境修正因子F_(en)评价EAF问题的方法、美国经验反馈以及法国最新版RCC-M规范针对EAF问题作出的修改和EAF评估流程。最后,基于某工程实际案例,分析不同载荷配对对疲劳分析结果的影响。案例中快速应变过程产生的Fen较小,优化后的载荷配对形成更大的疲劳损伤结果。分析案例表明,考虑EAF时,现有ASME规范载荷配对方法可能获得非保守性的结果。

冷却剂环境下应变速率对国产RPV低合金钢疲劳寿命影响的试验研究

为研究分析压水堆核电站冷却剂环境下国产反应堆压力容器低合金钢材料的服役疲劳寿命,在实际反应堆压力容器产品锻件上取样并加工成测试试样,采用高温高压循环水试验回路开展模拟反应堆一回路冷却剂环境的材料疲劳试验,获得了疲劳试验数据和应变速率对低合金钢环境疲劳寿命的影响规律,分析了试验数据与ASME规范平均/设计疲劳曲线的关系,评价了ASME规范设计疲劳曲线和环境疲劳修正系数的适用性。

基于虚拟环境下疲劳寿命主动可靠性设计方法的研究

疲劳寿命或疲劳强度的设计一直是一个复杂的问题。目前对于解决疲劳失效的方法主要是试验法。文章根据疲劳损伤与疲劳累积损伤理论，将疲劳强度或寿命设计发展到在预定寿命或强度下进行主动可靠性设计.在产品设计阶段充分考虑外载荷的分布、疲劳薄弱细节及应力应变集中区的情况，得到优化设计的方法。

基于格林函数方法的核部件疲劳分析方法研究

格林函数法是一种快速求解热应力的方法。本文阐述了格林函数法的理论,并采用快速傅里叶变换(FFT)的方法加速其中关键积分的计算速度;还对疲劳分析后续流程进行了讨论,包括应力线性化、应力极值点选取、雨流计数法应力配对和环境疲劳修正因子计算。结合核电站典型部件模型对开发的程序和算法与ANSYS结果进行了对比验证,对比结果很好地证明了算法和程序的正确性。

碱溶液疲劳耦合作用下BFRP布加固损伤钢筋混凝土梁抗弯试验研究

基于桥梁结构所处环境的复杂性及所承受荷载的特殊性,试图探索碱溶液环境和疲劳荷载耦合作用下BFRP布加固既有损伤混凝土性能,开展了粘贴二层玄武岩纤维布加固,pH值分别为7、9、10的溶液环境和等幅疲劳耦合作用下损伤RC梁的抗弯试验研究。试验结果表明,即使在碱溶液环境和疲劳荷载耦合作用下,BFRP布仍能提高损伤RC梁极限承载力和抗弯刚度;相同疲劳次数下,在pH=9的溶液环境中,作用90d的加固梁比作用60d的加固梁挠度增加了23.13%;其他参数相同情况下,pH=7、pH=10的试验梁较未经环境作用试验梁抗弯强度分别降低10.06%、21.15%,可见,随着碱溶液浓度的增加、作用时间的延长,RC梁极限承载力、抗弯刚度、抗疲劳等性能显著下降;最后以试验梁挠度变化作为疲劳损伤指标,拟合出了考虑pH值、疲劳次数混凝土加固梁变形模量表达式。

压水堆核电厂设备疲劳监测系统开发及关键技术研究

2007年美国核管会(NRC)颁布的RG 1.207明确表示,新建核电厂需考虑轻水堆(LWR)一回路水环境对设备疲劳性能的影响,2018年NRC发布了1版的RG 1.207,不仅要求新建核电厂须考虑LWR水环境对疲劳性能的影响,在老电厂申请许可证延续时也须考虑LWR水环境对疲劳性能的影响,并在其技术支持报告NUREG/CR-6909中给出了环境疲劳修正因子(Fen)的评价方法。国家核安全局(NNSA)颁发建造许可证时提出的建造许可(CP)条件也要求在设计阶段考虑环境影响疲劳(EAF)问题。为了满足AP1000依托项目对疲劳监测系统的工程需要,本文在原有电厂承压设备疲劳寿命监测装置和波动管热分层温度测量技术的基础上提出了一种能够满足RG1.207导则的核电厂一回路设备及管道的疲劳监测方案,研制了具有完全自主知识产权的核电厂承压设备和管道集成化疲劳诊断和监测系统FAMOLES,并已应用于AP1000依托项目的三门1号机组及海阳1号和2号机组。