基于微小试样法的国产A508-Ⅲ钢力学性能测试研究

小冲杆试验法是利用冲杆冲压试样薄片,并记录试片从变形到失效的全过程的载荷-位移曲线,并借此分析得到材料屈服强度、抗拉强度等力学性能的试验方法。该方法所需材料少,特别适合于试验材料缺乏或在役设备的无损取样检测的情况。采用小冲杆试验法测试国产A508-Ⅲ钢的力学性能(包括屈服强度、抗拉强度),并且与传统的标准试样测试的拉伸性能进行了比较,结果表明采用小冲杆试验方法能够有效测试材料的屈服强度及抗拉强度。

核用A508-Ⅲ钢焊接材料的研制及应用

核级压力容器壳体用钢采用A508-Ⅲ钢,该钢有优良的综合力学性能。为了实现压力容器壳体环焊缝的高强度高韧性匹配,研究开发了A508-Ⅲ钢用H09MnNiMoHR埋弧焊丝、SJ16HR烧结焊剂和J557HR焊条,使用该焊接材料得到的熔敷金属具有较好的强韧性;焊接接头拉伸、冲击、落锤和无损检验等试验结果均达到ASME标准和RCC-M标准中相关规定,并已成功应用于核二级部件的焊接。

A508-Ⅲ钢韧脆转变温度范围的断裂韧性研究

Master曲线法作为描述铁素体钢在韧脆转变区和断裂韧性下平台范围内解理断裂行为的新方法,在反应堆压力容器(RPV)结构的完整性评估中获得了成功应用。完成了-50℃下A508-Ⅲ钢的拉伸试验,按照ASTM标准中基于弹塑性断裂力学和统计方法的Master曲线操作方法,测试并计算RPV用A508-Ⅲ钢材料带有预制裂纹的夏比尺寸试样(PCCv试样)和12.7 mm紧凑拉伸试样(0.5CT试样)在韧脆转变温度范围内(-50℃)的断裂韧性和参考温度。结果表明,两种试样的参考温度仅相差0.6℃。

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.

A508-Ⅲ钢声发射特性试验研究

应用三点弯曲试样加载试验研究了核压力壳用材A508—Ⅲ钢的起裂声发射特性和波动频谱特性。结果表明,国产A508—Ⅲ直钢在断裂试验时具有三种类型的声发射特性:1.裂纹缓慢韧性扩展产生的低幅度、低计数声发射事件;2.孔洞和夹杂物起裂或夹杂物与基体分离引起中等幅度以上的声发射事件;3.由准解理脆断引起的高幅度声发射事件。它们的频谱分布分别在300kHz、500kHz范围,脆断信号的频谱可延伸到1MHz。本文还比较了C__R方向和L__R方向试样、国产材料A508—Ⅲ和日本A508—Ⅲ试样、国产A508—Ⅲ辐照前后试样声发射特性上的差异,并探讨了形成不同声发射特性的断裂机理。

A508-Ⅲ钢模拟核压力容器的声发射监测

一、引言核反应堆压力壳的安全性和可靠性是核电站等部门极为关注的问题。自1979年3月美国三里岛事故发生后,人们对反应堆的在役检查,特别是运行中的安全性监控更为重视。由于压力壳是反应堆的基础和安全屏障,因此。

核电用A508-Ⅲ钢主焊缝高纯焊条J557HR的研制

0前言 A508-Ⅲ钢是在A508-Ⅱ钢基础上发展的具有较好塑、韧性的低合金钢，通过热处理能够得到需要的低温和高温力学性能，且物理性能较为理想，目前广泛应用在核反应堆压力容器、蒸汽发生器和稳压器等构件的制造中。

基于Master Curve方法的A508-Ⅲ钢断裂韧性研究

进行了国产A508-Ⅲ钢在韧脆转变区的拉伸实验和夏比冲击实验,获得了A508-III钢在此区域的力学性能和夏比冲击功随温度的变化曲线。以夏比冲击功为28 J或41 J所对应的特征温度关联预估MasterCurve方法的试验温度,分别采用多温度试验法和单温度试验法获得12.7 mm厚三点弯曲试样[SE(B)试样]的Master Curve曲线,并对其参考温度T0进行有效性判定。结果表明,采用单温度及多温度法获得的T0基本一致,国产A508-Ⅲ钢断裂韧性参考温度约为-63℃。

耦合晶体取向及样品尺寸效应A508-Ⅲ钢的室温力学本构模型构建

为满足反应堆压力容器监测试样小型化的需求,需要建立小尺寸样品与标准试样之间的力学性能关系模型,本文对A508-Ⅲ钢小尺寸样品和标准试样的拉伸力学行为进行了分析,采用电子背散射衍射(EBSD)对样品拉伸前后的晶体取向演变规律进行了定量表征,并建立了耦合晶体取向及样品尺寸效应的A508-Ⅲ钢力学本构模型。结果表明,随着样品几何尺寸的减小,拉伸试样的力学性能呈现出尺寸效应和晶体取向效应;由于小尺寸样品厚度方向上包含的晶粒数降低,表层晶粒占比不断上升,导致表层晶粒对材料力学性能的贡献占比发生变化,呈现出尺寸效应;在拉伸过程中,小尺寸样品〈110〉取向的晶粒数量增加了28%,而〈100〉和〈111〉取向的晶粒数量分别下降了9%和19%,导致晶体取向对其拉伸塑性变形和延伸率的贡献占比发生变化,产生了晶体取向效应;构建的耦合晶体取向效应及样品尺寸效应的A508-Ⅲ钢力学本构模型能准确描述小尺寸样品的拉伸力学行为,模型具有较好的准确性和可靠性,相对误差小于5%,能为后续预测小尺寸样品的拉伸力学性能及构建归一化模型提供借鉴。

A508-Ⅲ钢小尺寸试样的拉伸尺寸效应及其归一化模型研究

设计了系列A508-Ⅲ钢小尺寸试样,开展了不同热处理温度和不同厚度下小尺寸试样的室温拉伸测试,分析了小尺寸试样尺寸效应的影响机理。结果表明,随着奥氏体化温度由900℃升高到1 000℃,A508-Ⅲ钢的晶粒尺寸由18.12μm增加到33.21μm;不同热处理温度和不同厚度A508-Ⅲ钢小尺寸试样的拉伸力学性能呈现明显的尺寸效应;随着晶粒尺寸的细化,产生了晶粒尺寸效应,而随着小尺寸试样厚度的减小,产生了特征尺寸效应。同时,引入了能综合描述小尺寸试样晶粒尺寸效应和特征尺寸效应的关键参数λ,构建了考虑尺寸效应的力学本构模型,获得了小尺寸试样与标准试样的屈服强度和抗拉强度归一化模型,并基于试验结果验证了归一化模型的准确性和可靠性,以期为力学性能的换算提供借鉴。

加载速率和几何尺寸对国产A508-Ⅲ钢断裂行为影响的实验研究

由加载速率和几何约束改变而引起的压力容器钢韧脆转变问题是核能安全领域亟待解决的关键问题.为了准确分析国产A508-Ⅲ钢的动态断裂行为,借助INSTRON VHS高速材料试验机,开展了不同加载速率和几何尺寸条件下的国产A508-Ⅲ钢的断裂韧性试验,研究了加载速率和几何尺寸等因素对国产A508-Ⅲ钢动态断裂韧性的影响.研究表明,A508-Ⅲ钢具有良好的抗冲击韧性,随着加载速率的提高,试样的总冲击吸收能基本保持恒定,裂纹萌生吸收能量不断上升,而裂纹扩展吸收能量呈下降趋势.J-Δa阻力曲线和条件起裂韧性J_(Q)随着几何约束的增加而降低,随加载速率的增加而升高.当达到某一临界速率时,条件起裂韧性J_(Q)基本恒定,试样断裂方式也由韧性断裂转变为韧−脆−韧混合断裂.由于出现混合断裂模式,发生脆性断裂时的最大J积分值J_(max)更适于描述国产A508-Ⅲ钢的断裂韧性演化规律.随着试样面外几何约束的降低,J_(max)随Δa_(m)的增加而线性增大.试样面内几何约束越高,J_(max)与Δa_(m)之间的线性关系斜率越大.随着试样几何约束的增加,材料的韧脆转变速率增加,J_(max)值下降.改变几何约束只能在有限的加载速率范围内改变材料的断裂方式,当加载速率超过某个临界值时,加载速率成为影响材料断裂方式的主要因素.

A508-Ⅲ钢小尺寸样品拉伸行为的有限元辅助测试方法研究

为了克服拉伸样品尺寸减小所带来的尺寸效应的影响,本文对A508-Ⅲ钢小尺寸样品的拉伸行为进行了研究。通过改变A508-Ⅲ钢的热处理温度制备了不同晶粒尺寸和样品厚度的小尺寸样品,进行了小尺寸样品的室温拉伸测试,分析了晶粒尺寸和样品厚度对小尺寸样品拉伸力学性能的影响,并揭示了其潜在的拉伸尺寸效应机理。结果表明,由于小尺寸样品厚度和晶粒尺寸的变化,导致其拉伸力学性能表现出明显的尺寸效应;通过引入综合表征样品特征尺寸和晶粒尺寸效应的影响参数,构建了考虑尺寸效应的Swift力学本构模型;采用有限元辅助测试方法确定了小尺寸样品的延性损伤演变参数,数值与实验结果误差小于3%;基于建立的力学本构模型,利用有限元方法预测了小尺寸样品的拉伸力学性能,构建了其屈服强度与抗拉强度的归一化模型,以期为小尺寸样品的工程应用提供借鉴。

A508—Ⅲ钢的断裂及疲劳性能试验

一、前言核电站压力壳筒体用材的断裂疲劳性能是安全性评定中不可缺少的数据。由于国外对核容器用钢A533B研究较多,而对A508—Ⅲ钢的断裂疲劳数据却很少报导。国产A508—Ⅲ钢不久前才通过鉴定,所以国内尚未对A508—

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。

断裂韧性测试中的载荷分离法及应用

针对无法直接获得载荷(P)-加载线位移(load line displacement,LLD)对应的塑性功导致无法直接完成基于直通型紧凑拉伸试样(front face compact tension,FFCT)试样材料断裂韧性测试的问题,该文基于迭代理念将适用于台阶型试样(load line compact tension,LLCT)的规则化法推广应用于FFCT试样,得到基于FFCT试样评估延性材料断裂韧性的可行方法。结合汽轮机转子钢和迭代方法,验证新方法准确性,最后将迭代方法应用于核反应堆材料A508-III钢的J阻力曲线测试中,有助于解决基于1/2FFCT试样获取断裂韧性的难题。

小角中子散射谱仪放射性样品测量装置研制

辐照试样研究对评估材料性能具有重要意义。因其带有放射性,常规表征手段受到一定限制,而小角中子散射(Small-Angle Neutron Scattering,SANS)技术几乎不受γ、β等射线的影响,且制样简单。依托中国先进研究堆小角中子散射谱仪,研发了一台放射性样品测量装置,用于放射性试样内部纳米结构的测量分析。装置的屏蔽厚度利用蒙特卡罗模拟进行优化,结合自动换样和远程控制功能,提高了实验效率和安全性。利用该装置成功开展了A508-Ⅲ钢辐照监督试样的小角中子散射实验,结果表明低剂量长周期辐照对压力容器钢纳米结构影响较小。该装置和相关技术方法可用于放射性试样的纳米结构表征。