李曰兵
,
高增梁
,
雷月葆
机械工程材料
简要介绍了目前反应堆压力容器(RPV)用钢断裂韧度的两种表征方法——基于参考无延性转变温度(TNDT)的下限曲线法和基于参考温度(T0)的主曲线法,并阐述了断裂韧度的典型统计模型,以表征断裂韧度试验数据的分散性.基于所开发的概率断裂力学(PFM)分析程序,分析了不同统计模型对承压热冲击(PTS)条件下含缺陷RPV失效概率的影响,为国产RPV用钢断裂韧度数据的统计分析提供参考.
关键词:
断裂韧度
,
概率断裂力学
,
反应堆压力容器
,
承压热冲击
何西扣
,
刘正东
,
林肇杰
物理测试
采用Formastor-FⅡ自动相变仪测试了两组不同Al含量的508-3试验钢在不同冷速下的相变点,利用光学显微镜观察了不同冷速下试验钢的金相组织,并测试了维氏硬度,绘制了完整的CCT曲线.结果表明:添加一定量的A1可以降低508-3钢马氏体转变的临界冷速,降低贝氏体转变开始温度,推迟铁素体/珠光体转变,使得CCT曲线整体右移,从而提高了508-3钢的淬透性.
关键词:
铝
,
反应堆压力容器
,
508-3钢
,
CCT曲线
李承亮
,
张明乾
材料导报
反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照脆化、制造现状等,指出A508-Ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧性和较低的无延性转变温度等优点.分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能之间的关系,对反应堆压力容器材料国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用.
关键词:
压水堆核电站
,
反应堆压力容器
,
材料
,
辐照脆化
李正操
,
陈良
金属学报
doi:10.11900/0412.1961.2014.00189
核反应堆压力容器作为核电站不可更换的关键性设备,其设备完整性对核电站的安全运行起着至关重要的作用.在辐照条件下,反应堆压力容器钢中会形成一系列微结构缺陷,包括溶质沉淀、基体损伤和脆性元素的晶界偏聚等,导致材料的韧脆性转变温度升高,产生辐照脆化效应.而压力容器钢的成分和辐照条件决定了各种微结构对辐照脆化的贡献大小.本文主要针对核能系统压力容器辐照脆化机制及其影响因素进行了综述,总结讨论了这些微结构的形成机制及溶质元素、辐照通量和辐照后退火对这些微结构和材料机械性能的影响,并指出了存在的问题和未来的研究方向.
关键词:
反应堆压力容器
,
辐照脆化
,
溶质沉淀
,
基体损伤
,
晶界偏聚
张兴田
机械工程材料
doi:10.11973/jxgccl201612008
针对役前检查发现的秦山核电二期扩建工程4号机组反应堆压力容器堆焊层缺陷，采用法国核岛设备设计和建造规则协会(AFCEN)制定的?压水堆核岛机械设备在役检查规则(RSE-M)?对其进行了断裂力学分析与评定，并与?ASME锅炉及压力容器规范(ASME B&PVC)：第Ⅺ卷?分析与评定结果进行了比较。结果表明：此工作形成了RSE-M规范断裂力学分析与缺陷评定的工程应用方法，与ASME方法相比此工程应用方法具有一定的保守性；提出的裂纹尖端应力强度因子K I具体计算方法，弥补了RSE-M以及ASME B&PVC第Ⅺ卷中断裂力学相关内容的缺失。
关键词:
断裂力学
,
缺陷评定
,
反应堆压力容器
,
堆焊层
,
RSE-M规范
黄平
,
乔岩欣
,
王荣山
腐蚀与防护
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。
关键词:
反应堆压力容器
,
环境疲劳
,
疲劳设计曲线
陈听宽
,
罗毓珊
,
王海军
,
吴海玲
,
卢冬华
工程热物理学报
按1:10的比例建立了反应堆压力容器直接安注的试验模型,进行了流动可视化、常温常压下的传热与高温高压下的传热试验,并在试验研究的基础上,利用FLUENT5.4商用软件进行了数值模拟研究.通过研究获得了反应堆压力容器直接安注时的瞬态传热系数、流体的混合函数及瞬态温度的变化规律,为反应堆压力容器在安注时的承压热冲击分析提供了重要的依据.
关键词:
反应堆压力容器
,
承压热冲击
,
瞬态传热
