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核电结构材料应力腐蚀裂纹尖端应力应变分析研究

赵丹  
【摘要】:由于奥氏体不锈钢和镍基合金具有良好的耐腐蚀性能和力学性能而被广泛应用于核电设备的结构材料,但是这些材料在轻水反应堆的高温水环境中发生的应力腐蚀开裂(scc,stress corrosion cracking)却成为影响核电站安全和寿命的关键问题之一。应力腐蚀裂纹尖端微观区域的力学状态是影响裂纹扩展速率的重要因素之一,利用多尺度方法研究裂尖断裂过程区已成为该研究领域的一个热门方向。本课题借助数值模拟方法,结合宏观和微观尺度模型对镍基合金应力腐蚀裂纹尖端区域的应力应变进行了分析和研究。主要研究内容及结论如下: (1)借助数值模拟方法,以标准紧凑拉伸试样为研究对象,利用有限元软件ABAQus建立宏观全局模型及裂纹断裂过程区的微观子模型,重点研究了由氧化膜及基体金属构成的应力腐蚀裂纹尖端区域的应力应变。 (2)对恒定应力强度因子K值下应力腐蚀裂纹尖端区域进行分析,分别讨论了基体金属材料屈服应力、氧化膜材料屈服应力及氧化膜厚度对裂尖区域应力应变的影响。研究结果表明,基体金属材料屈服应力的增大使裂尖氧化膜区的应力应变减小,基体金属区的应力增大而应变减小;氧化膜材料屈服应力的增大使裂尖氧化膜区的应力增加而塑性应变减小,基体金属区应力应变减小;氧化膜厚度的增加使裂尖氧化膜区和基体金属区的应力应变减小。 (3)对不同K值下应力腐蚀裂纹尖端区域进行分析,讨论了不同载荷状态对裂尖区域应力应变的影响。研究结果表明,K值的增大会使应力腐蚀裂纹尖端氧化膜区和基体金属区应力应变增大;应力增大幅度随着K值的增加而减小,应变增大幅度几乎不变。 (4)比较分析了裂尖区域等效塑性应变变化率,研究结果表明,越靠近裂纹尖端的位置,其应变变化率越大;基体金属和氧化膜材料屈服应力的增加和K值的减小均使裂尖区域相同位置处的应变变化率减小。 本研究结果为定量预测轻水反应堆的高温水环境下奥氏体不锈钢和镍基合金应力腐蚀裂纹扩展速率提供了依据。


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