预测中子辐射对压力容器断裂韧度影响的一种工程方法

摘要

中子辐射会使反应堆压力容器材料退化。退化时,试样或构件裂纹尖端的约束水平也会相应地发生变化。根据辐射和约束对断裂韧度影响的相似性,文中提出了一种将辐射对反应堆压力容器材料断裂韧度的影响参数化的一种新方法。根据几种约束理论的比较,采用了适用范围更广的J-A2双参数方法分别对辐射前后压力容器钢试样裂纹尖端的约束水平进行量化。结果表明约束参A2不仅可以准确描述几何约束效应,也可以描述因为材料的力学性能改变而引起的裂纹尖端约束水平的改变。而这个改变实际上正是由于辐射引起的,可以认为它是总约束参数的一部分。
　　 以22NiMoCr37调质环锻钢三点弯曲试样为例,采用ABAQUS有限元分析软件分别计算了试样在辐射前后的裂纹尖端区域的应力场。然后采用J-A2双参数方法,分别对辐射前后裂纹尖端的约束水平进行评估。分别计算了初态(辐射前)的约束参数A2和各种辐射状态的总约束参数A2。从而得到了22NiMoCr37调质环锻钢的等效约束参A2n与辐射引起的应变硬化指数的变化量△n之间的函数关系。并将其应用于预测22NiMoCr37调质环锻钢在低辐射剂量时,三点弯曲浅裂纹试样在不同载荷水平正辐射后的裂纹尖端应力场,以及高辐射剂量时,紧凑拉伸深裂纹试样在不同载荷水平虾辐射后的裂纹尖端应力场。与有限元计算结果的比较表明,等效约束参数A2n与试样的几何、裂纹尺寸、加载方式和载荷水平都无关。文中提出的这种方法可以用于预测不同辐射程度的试样或构件的裂纹尖端应力场。
　　 将这种方法应用于RKR解理断裂模型,得到了可以用于预测辐射后反应堆压力容器材料的断裂韧度的公式。根据HSST焊材73W钢紧凑拉伸试样初态参考温度T0附近所对应的断裂韧度,采用该公式来预测材料辐射后的解理断裂韧度。预测结果与试验结果基本吻合。
　　 结合主曲线方法,根据HSST焊材73W钢紧凑拉伸试样初态的试验数据,可以预测由辐射引起的韧脆转化曲线参考温度的平移量△Tn。预测结果与试验结果基本一致。

目录

文摘

英文文摘

第一章 绪论

1.1 断裂准则及约束理论的发展

1.2 评估辐射对反应堆压力容器材料断裂韧度影响的传统方法

1.3 本课题的研究内容

1.4 本课题的研究方法

第二章 辐射环境下裂纹尖端应力场的描述

2.1 裂纹尖端约束分析的J-A2双参数方法

2.2 辐射环境下裂纹尖端应力场的描述-J-A2-A2n方法

2.3 有限元模型及网格划分

2.4 等效约束参数A2n的确定

第三章 J-A2-A2n方法有效性的验证

3.1 等效约束参数A2n的计算

3.2 三点弯曲浅裂纹试样辐射后裂纹尖端应力场的预测

3.2.1 有限元模型

3.2.2 预测深裂纹试样辐射后的裂纹尖端应力场

3.3 紧凑拉伸深裂纹试样辐射后裂纹尖端应力场的预测

3.3.1 有限元模型

3.3.2 预测深裂纹试样辐射后的裂纹尖端应力场

第四章 J-A2-A2n方法预测辐射后的解理断裂韧度

4.1 解理断裂机理及RKR解理断裂模型

4.1.1 解理断裂机理

4.1.2 RKR解理断裂模型

4.2 J-A2-A2n方法预测辐射后的解理断裂韧度

4.3 预测辐射引起的参考温度的平移量△T0

第五章 结论

参考文献

致谢

攻读学位期间发表的学术论文