某台国产压水堆压力容器锻件材料断裂韧性韧脆转变的参考温度

采用紧凑拉伸C(T)试样测试了某台国产反应堆压力容器用508-Ⅲ锻件的主曲线参考温度T0。为了方便今后在热室中进行辐照材料的断裂韧性试验,专门修改了C(T)试样的前端面设计。有限元分析和采用修改、未经修改的C(T)试样的试验结果均表明,对试样的修改不会影响断裂韧性试验。发现C(T)试样测得的T0值与前期采用三点弯曲SE(B)试样确定的T0值仅相差约1℃。为此详细探讨了ASTM E1921标准第1.3和5.7条款有关试样形式对T0的影响,试验结果印证了这些条款的阐述,所测得的T0试验值接近材料的T0平均值。

用RT_(T_0)取代RT_(NDT)分析国产某核压力容器压力-温度限值曲线的效益

ASME规范和美国联邦法规规定了核反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)在正常启、停堆过程中及水压试验时的压力和温度限值,2013年版ASME规范直接纳入了Code Case N-629,即同时接受了RTT0和RTNDT两种参考温度表征的材料断裂韧性KIc下包络线。本文对比分析采用KIR-RTNDT、KIc-RTNDT和KIc-RTT0三种断裂韧性取值方法所确定的压力-温度限值曲线(P-T曲线),以国产某台RPV为研究对象,计算了在40年设计寿期末和延寿期的P-T曲线。结果表明三者差别很大,基于KIc-RTT0下包络线拓宽了P-T运行窗口,甚至无需担心该容器在启停堆过程中会发生脆断,KIc-RTNDT曲线的计算结果偏保守,而由KIR-RTNDT给出的结果过于保守。研究结果为该电站的运行和延寿的可能性提供了支持。

APIX70管线钢转变温度区的断裂韧性分析

该研究根据ASTME1921标准进行了APIX70管线钢转变区域断121的研究。不同终轧温度下的2个钢种被焊接在一起，研究它们的组织和机械性能。弹塑解理断裂韧性。由预置裂纹的开V型槽的3个冲击试样确定KJC，测量出的KJC值用威布尔分布来解释。从裂纹模型的观察来看，早期裂纹尖端到解理形成的临界距离随着临界J值的增加呈线形增加。在转变区域，对断裂韧性和晶粒尺寸进行研究，根据解理裂纹的形成及扩展机理进行分析。结果表明数量较多的马氏体一奥氏体容易引起解理裂纹的萌生，较大的有效晶粒尺寸也容易引起解理裂纹的萌生。然而，在双相区轧制的钢比在单相区轧制的钢在转变区域具有较高的断裂韧性，并且轧制温度低，转变能低，这是因为在双相区域的MA数量少，有效晶粒尺寸小。