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浅小裂纹尖端力学场对核电关键结构材料SCC影响的研究

方秀荣  
【摘要】:应力腐蚀开裂SCC(Stress Corrosion Cracking)是影响核电关键结构在役全寿命和安全的主要破坏机理之一,奥氏体不锈钢和镍基合金由于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成为影响核电站长期安全运行和寿命预测的关键问题之一。整个应力腐蚀开裂过程中可分为裂纹萌生和裂纹扩展两个阶段,由于“小裂纹效应”的存在,SCC中裂纹扩展又分为各具特点的长裂纹扩展和小裂纹扩展。目前对SCC的研究主要集中在裂纹萌生和长裂纹扩展阶段,而小裂纹阶段的SCC研究相对较少。鉴于浅小裂纹SCC在核电关键结构整个寿命衰减过程中占据的重要影响,本文针对核电压力容器环境下的浅小裂纹SCC问题进行了深入的研究分析,主要研究工作如下: (1)由于弹塑性材料小裂纹裂尖力学场和长裂纹裂尖力学场存在着很大的差异。利用弹塑性有限元法,采用不同裂纹长度分析对比的方法,建立了稳态小裂纹裂尖场研究的数值模拟方法,研究了相关的弹塑性力学参量,为小裂纹条件下应力腐蚀开裂的研究奠定了基础。 (2)通过对奥氏体不锈钢在常温和高温条件下的裂尖力学场比对,对高温水环境中奥氏体不锈钢的小裂纹裂尖特征进行了分析;研究了裂尖不同力学参量表征小裂纹裂尖塑性区大小时的区别,确定了材料性能发生变化时对小裂纹裂尖塑性区的影响规律。 (3)研究分析了高温水环境中小裂纹裂尖场的变化及材料性能对应力应变的影响,获得高温水环境中影响奥氏体不锈钢小裂纹裂尖场的合适主控力学参量,以此确定能够表征小裂纹SCC裂纹扩展速率的力学参量。 (4)考虑到核电压力容器管道内表面是应力腐蚀开裂的主要起源处之一,从工程实用角度出发,以含轴向半椭圆形内表面裂纹的管道试样为例,分析研究了不同力学参量表征含表面浅裂纹管道和深裂纹管道裂纹前沿SCC扩展速率的差异,为定量估算应力腐蚀环境中实际构件裂纹区域的浅小裂纹扩展速率奠定了一定的基础; (5)进行基于高温水环境下核电关键结构材料小裂纹裂尖力学场的分析,并结合已有的应力腐蚀裂纹扩展速度的研究,建立了一种定量预测高温水环境中小裂纹条件下的奥氏体不锈钢应力腐蚀开裂速率方法及步骤。 本研究结果为应力腐蚀环境下表面含浅小裂纹的关键构件在役寿命定量预测和检修周期的合理制定提供了新的思路和依据。


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