核反应堆压力容器模拟钢中纳米富Cu相的变形特征 被引量：1

1

作者 蔡琳玲 徐刚 +3 位作者 冯柳 王均安 彭剑超 周邦新 《上海大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2012年第3期311-316,共6页

提高了Cu含量的核反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)模拟钢样品,经过880 cC水淬、660℃调质处理和400℃1000～4000 h的等温时效处理,观察到纳米富Cu相的析出;随后进行20%～30%冷轧变形,采用萃取复型(extractionreplica,ER)... 提高了Cu含量的核反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)模拟钢样品,经过880 cC水淬、660℃调质处理和400℃1000～4000 h的等温时效处理,观察到纳米富Cu相的析出;随后进行20%～30%冷轧变形,采用萃取复型(extractionreplica,ER)和高分辨透射电镜(high resolution transmission electron microscopy,HRTEM)的方法研究纳米富Cu相的变形特征.研究结果表明,镶嵌在α-Fe基体中的纳米富Cu相,在冷轧变形时的变形机制较为复杂,存在多种变形方式.当纳米富Cu相的晶体处于有利取向时,可以跟随基体一起发生滑移变形,表现为"软"颗粒的特性;当晶体处于不利取向时,会发生孪生变形,甚至诱发马氏体相变,有时生成"轮毂辐条"状的孪晶结构,大大提高了纳米富Cu相继续变形时的抗力,表现为"硬"颗粒的特征,因而析出纳米富Cu相会产生明显的强化作用. 展开更多

关键词 核反应堆压力容器模拟钢 富Cu相 变形 萃取复型 高分辨透射电镜

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三代核电反应堆压力容器低合金钢焊缝性能对比分析 被引量：1

2

作者 梅乐 张俊宝 +3 位作者 王永东 黄逸峰 王秉熙 郑明光 《压力容器》 北大核心 2024年第2期1-6,共6页

通过模拟国内三代核电压水堆反应堆压力容器环焊缝,分别采用国产焊接材料和进口焊接材料,在焊接工艺性能、焊缝金属化学成分、拉伸、冲击韧性、落锤和低周疲劳试验等方面进行了对比分析。结果表明,国产和进口焊接材料的焊接工艺性能和... 通过模拟国内三代核电压水堆反应堆压力容器环焊缝,分别采用国产焊接材料和进口焊接材料,在焊接工艺性能、焊缝金属化学成分、拉伸、冲击韧性、落锤和低周疲劳试验等方面进行了对比分析。结果表明,国产和进口焊接材料的焊接工艺性能和焊缝金属力学性能均相当;焊接试件不同厚度取样位置的焊缝金属-28.3℃冲击吸收能量平均值都大于90 J,有较大的设计裕量。该国产焊接材料已应用于国内某三代核电机组反应堆压力容器,为进一步推广应用提供技术支撑。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 SA-508 Gr.3 Cl.1钢 国产焊材 焊缝性能

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反应堆压力容器内壁环形锻件焊接残余应力三维有限元数值模拟 被引量：13

3

作者 付强 罗英 +1 位作者 谢国福 杨敏 《压力容器》 2014年第9期28-35,共8页

某新型反应堆压力容器内壁设计了环形锻件与筒体内壁焊接的环形焊接结构。该种结构形式的焊缝首次在反应堆压力容器中出现，无成熟经验可以借鉴。为了了解该种复杂结构形式及大厚度焊缝的焊接残余应力幅值及分布规律，基于ANSYS有限元... 某新型反应堆压力容器内壁设计了环形锻件与筒体内壁焊接的环形焊接结构。该种结构形式的焊缝首次在反应堆压力容器中出现，无成熟经验可以借鉴。为了了解该种复杂结构形式及大厚度焊缝的焊接残余应力幅值及分布规律，基于ANSYS有限元分析软件，建立了反应堆压力容器内壁环形锻件多层多道焊接三维有限元模型。在此基础上，以带状移动温度热源作为焊接热源模型计算出多层多道焊接的瞬态温度场结果，采用热-力间接耦合法，得到了焊接应力场计算结果。模拟结果表明，焊缝区域环向应力从上表面到下表面分布趋势为拉应力-压应力-拉应力，呈现自平衡的分布形式。根部焊道区域的环向应力为拉应力。焊缝上轴向应力最大为300 MPa左右；焊缝上下表面径向应力较大，达到400～500 MPa左右；峰值等效应力出现在焊缝根部区域，幅值最大约700 MPa。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 焊接残余应力 三维有限元 数值模拟

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新型反应堆压力容器主螺栓螺纹副性能试验研究 被引量：1

4

作者 胡大芬 杨景超 +2 位作者 刘言午 陈涛 冉小兵 《压力容器》 北大核心 2024年第3期24-29,共6页

以国内某新型号压水反应堆压力容器主螺栓螺纹副为研究对象,对其进行了各安装工况下的旋拧模拟试验和拉伸标定试验。结果表明:新型主螺栓螺纹副的各安装参数推荐值可为主螺栓安装偏心度应不大于0.5 mm,主螺栓旋转速度应不大于30 rad/min... 以国内某新型号压水反应堆压力容器主螺栓螺纹副为研究对象,对其进行了各安装工况下的旋拧模拟试验和拉伸标定试验。结果表明:新型主螺栓螺纹副的各安装参数推荐值可为主螺栓安装偏心度应不大于0.5 mm,主螺栓旋转速度应不大于30 rad/min,主螺栓剩余平衡配重应不大于40 kg,主螺栓允许的最大旋转力矩可不超过90 N·m;新型主螺栓剩余拉伸量计算值与拉伸标定值几乎一致,新型主螺栓绝对拉伸载荷与剩余拉伸载荷比值约为1.22,在工程经验范围值内,证明了新型主螺栓螺纹副结构设计的合理性,且新堆型主螺栓在所有工况下拉伸过程中的最大允许绝对拉伸量为4.13 mm。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 主螺栓螺纹副 旋拧模拟试验 拉伸标定试验

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反应堆压力容器钢中溶质元素空位型扩散机理研究 被引量：1

5

作者 贺新福 王东杰 +3 位作者 贾丽霞 吴石 豆艳坤 杨文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第2期200-208,共9页

辐照或热老化导致元素偏析和沉淀析出是反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)钢性能退化的主要影响因素,点缺陷与合金/杂质元素结合与扩散是引起元素偏析和沉淀析出的主要原因。本文利用分子动力学方法研究了反应堆压力容器钢... 辐照或热老化导致元素偏析和沉淀析出是反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)钢性能退化的主要影响因素,点缺陷与合金/杂质元素结合与扩散是引起元素偏析和沉淀析出的主要原因。本文利用分子动力学方法研究了反应堆压力容器钢中几种主要合金/杂质元素(Cu、Ni、Mn、P)的空位型扩散机理。研究了空位与合金/杂质元素的结合性能;基于多频模型计算了合金/杂质元素的空位风参数和扩散系数。通过计算发现,Cu、P与第1近邻、第2近邻空位均具有较大的结合能,Ni与第2近邻空位具有较大的结合能;溶质元素的空位风均随着温度的升高而增大,表明在高温下合金/杂质元素均倾向通过与空位互换位置而扩散。 展开更多

关键词 反应堆压力容器钢 扩散机理 分子动力学 多频模型 扩散系数

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反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝热老化脆化行为研究

6

作者 王成龙 佟振峰 +3 位作者 张长义 杨兴旺 宁广胜 杨文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第7期1243-1249,共7页

对反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝温度监督样品的热老化脆化行为进行了研究。焊缝属于压力容器的薄弱环节,服役时间最高达120 430h(服役温度归一化到300℃)。3批次的焊缝监督样品冲击实验表明,焊缝材料在热老化过程中发生了脆化。通... 对反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝温度监督样品的热老化脆化行为进行了研究。焊缝属于压力容器的薄弱环节,服役时间最高达120 430h(服役温度归一化到300℃)。3批次的焊缝监督样品冲击实验表明,焊缝材料在热老化过程中发生了脆化。通过研究发现,金相组织和显微维氏硬度在热老化期间未发生明显的变化,表明在热老化过程中不存在硬化脆化机制。断口分析及扫描俄歇纳米探针研究表明,晶界发生了P的偏析,弱化了晶界结合力,因此,反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝在热老化过程中发生了由杂质元素P偏析引起的非硬化脆化。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 Ni-Cr-Mo-V钢焊缝 杂质元素偏析 非硬化脆化

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利用神经网络方法研究合金元素对反应堆压力容器钢辐照脆化的影响

7

作者 贾丽霞 韩煦 +2 位作者 白冰 王东杰 杨文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第11期2174-2181,共8页

反应堆压力容器(RPV)作为压水堆中不可更换的关键部件之一,其安全和稳定是决定反应堆安全经济运行的重要因素。RPV钢的辐照脆化问题是制约RPV在堆内安全服役的关键。RPV钢的辐照脆化与其合金成分关系密切。本文利用神经网络方法研究了RP... 反应堆压力容器(RPV)作为压水堆中不可更换的关键部件之一,其安全和稳定是决定反应堆安全经济运行的重要因素。RPV钢的辐照脆化问题是制约RPV在堆内安全服役的关键。RPV钢的辐照脆化与其合金成分关系密切。本文利用神经网络方法研究了RPV钢中关键合金成分(Cu、Mn、Ni、Si、P)与辐照脆化之间的关系。研究结果表明,基于神经网络方法得到合金成分与辐照脆化的关系与传统认知基本一致,辐照脆化对Cu含量最敏感,Cu-Ni对辐照脆化存在协同作用,低Cu合金中Mn-Ni、Ni-Si对脆化存在协同作用。 展开更多

关键词 反应堆压力容器钢 神经网络 辐照脆化 合金成分

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核反应堆压力容器用16MND5钢板的开发 被引量：6

8

作者 王爽 颜秉宇 +1 位作者 胡海洋 孙殿东 《压力容器》 北大核心 2018年第2期74-78,共5页

介绍了某钢厂厚板生产线生产的核反应堆压力容器用16MND5钢板的生产工艺和过程控制情况,并分析了显微组织和力学性能。结果表明,通过EF-LF-RH-MC冶炼工艺生产的16MND5钢质较为纯净,从成分设计到工艺过程控制均比较合理。该钢板具有良好... 介绍了某钢厂厚板生产线生产的核反应堆压力容器用16MND5钢板的生产工艺和过程控制情况,并分析了显微组织和力学性能。结果表明,通过EF-LF-RH-MC冶炼工艺生产的16MND5钢质较为纯净,从成分设计到工艺过程控制均比较合理。该钢板具有良好的综合力学性能和焊接性能,经过长时间的模拟焊后热处理后,钢板力学性能仍保持稳定,完全满足RCC-M标准要求。 展开更多

关键词 核反应堆压力容器 16MND5 模拟焊后热处理

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冷变形量对国产反应堆压力容器钢磁性能影响研究 被引量：1

9

作者 钱王洁 王荣山 +3 位作者 刘向兵 黄平 强文江 曾寻 《压力容器》 2014年第9期1-7,35,共8页

通过磁性检测方法获得国产反应堆压力容器钢冷轧后的磁性能,研究组织敏感磁性参数与冷轧压下量和力学性能的变化关系。试验结果表明,从磁滞回线获得的磁性参数对材料的晶体缺陷非常敏感,在冷轧前后变化显著。特别是趋近饱和阶段的磁硬... 通过磁性检测方法获得国产反应堆压力容器钢冷轧后的磁性能,研究组织敏感磁性参数与冷轧压下量和力学性能的变化关系。试验结果表明,从磁滞回线获得的磁性参数对材料的晶体缺陷非常敏感,在冷轧前后变化显著。特别是趋近饱和阶段的磁硬度系数,随着冷轧压下量增加而不断增加,且与硬度和屈服强度呈线性关系,其关系式可表达为:HV=1.282×a-1200;Rp0.2=6.4×a-6533。 展开更多

关键词 反应堆压力容器钢 磁性参数 无损评估 磁硬度系数

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反应堆压力容器钢质子辐照研究进展 被引量：2

10

作者 李承亮 吴昊 +1 位作者 刘飞华 晏井利 《中国材料进展》 CAS CSCD 北大核心 2019年第2期138-147,共10页

相较于中子辐照,质子辐照实验具有成本低、周期短、辐照参数可精准控制以及辐照后样品没有放射性以便于后续开展性能测试、微观组织表征等优点,因此采用质子辐照实验的方式开展反应堆压力容器钢(reactor pressure vessel,RPV)辐照损伤... 相较于中子辐照,质子辐照实验具有成本低、周期短、辐照参数可精准控制以及辐照后样品没有放射性以便于后续开展性能测试、微观组织表征等优点,因此采用质子辐照实验的方式开展反应堆压力容器钢(reactor pressure vessel,RPV)辐照损伤效应的研究日益得到广泛应用。介绍了质子辐照实验的研究现状,对比了质子辐照与中子辐照的优缺点,讨论了质子辐照对材料微组织演变与力学及电磁性能的影响,分析了RPV钢质子辐照损伤机理,并评析了目前所取得的研究成果与存在的不足之处。最后提出了现阶段对国产RPV钢开展全面、系统的质子辐照实验研究工作的重要性与必要性。 展开更多

关键词 反应堆压力容器钢 质子辐照 微观组织 纳米压痕硬度 电磁性能

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关于反应堆压力容器新型用钢SA-508Gr.4N的研究进展 被引量：4

11

作者 李今朝 陈亮 +2 位作者 黄腾飞 匡艳军 邱振生 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第A01期382-385,共4页

随着人类生活水平的不断提高,全球对于能源的需求量也急剧增加,伴随着化石能源的可开采量逐年减少,以及人类对环保的更高要求,核能作为一种高效的清洁能源,已被世界各国作为能源结构的重要组成部分。根据世界核电协会(WNA)日前发布的《2... 随着人类生活水平的不断提高,全球对于能源的需求量也急剧增加,伴随着化石能源的可开采量逐年减少,以及人类对环保的更高要求,核能作为一种高效的清洁能源,已被世界各国作为能源结构的重要组成部分。根据世界核电协会(WNA)日前发布的《2018年版核电行业状况报告》,至2017年底全球共有448台在运核电机组,总装机容量为392GW(比2016年增加2GW),平均容量系数为81%,发电量达到2506TWh(比2016年增长20TWh)。预计2018—2019年将有25台核电机组竣工,核电发展将迎来一个小高潮。目前,我国在建和筹建的核电厂基本都采用压水堆(PWR)堆型,作为反应堆的“心脏”,核反应堆压力容器的设计对整个核电建设项目都至关重要。由于材料在使用中不可避免地会出现老化和降级现象,对于时刻处于辐照环境下的核反应堆压力容器来说,材料的选择更是满足其使用条件的关键一环。最早时期的压力容器采用SA212B板材,后面陆续开始采用SA302.B和SA533B钢,最终被SA508系列锻件所替代。目前,SA508系列锰钼镍低合金钢已被广泛运用于核反应堆压力容器的制造,包括顶盖、筒体、法兰、封头等均可使用。近年来,研究人员通过调整化学成分开发出了新的压力容器备选材料———SA-508Gr.4N钢,强度等级已经从620MPa提升到725MPa,低温冲击性能也有了大幅提高。研究者们针对其力学性能和组织变化进行了大量研究,分析了其性能提升的主要原因,并取得了一定的成果。较目前广泛使用的SA-508Gr.3钢而言,新一代材料SA-508Gr.4N钢具有更好的强度和硬度,且低温韧性优良。本文针对SA-508Gr.4N钢的研制背景、材料性能研究现状、配套焊材开发现状,基于国内外已有研究成果进行了综述。结果表明,SA-508Gr.4N钢可作为未来核反应堆压力容器的推荐用材料。但与其匹配的焊材研制及应用性能研究数据匮乏是制约该材料推广应用的技术短板,基于已有研究基础,本文提出了后续SA-508Gr.4N钢推广应用的重点研究方向:焊材设计指标制定、焊材制造及焊接工艺优化、接头微观组织与性能演变规律研究。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 SA-508Gr.4N钢 焊接性能

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反应堆压力容器钢韧性评价及韧脆转变机理的研究进展 被引量：4

12

作者 饶德林 莫家豪 +2 位作者 高建波 李军 张书彦 《机械工程材料》 CAS CSCD 北大核心 2021年第7期7-11,共5页

反应堆压力容器(RPV)钢的力学性能评价是核电厂延寿评价的主要内容,其中辐照损伤引起的韧脆转变温度上升是影响运行安全和寿命的主要因素。RPV钢的韧脆转变评价通过抽取监督试样进行,但监督试样的短缺迫使材料工作者采用小试样和试样重... 反应堆压力容器(RPV)钢的力学性能评价是核电厂延寿评价的主要内容,其中辐照损伤引起的韧脆转变温度上升是影响运行安全和寿命的主要因素。RPV钢的韧脆转变评价通过抽取监督试样进行,但监督试样的短缺迫使材料工作者采用小试样和试样重组等技术研究韧性评价问题。对近年来国内外RPV钢的韧性评价方法进行了论述,介绍了几种无损检测技术在RPV钢力学性能检测方面的应用;着重介绍了近3 a来国内外在RPV钢辐照脆化机理,尤其是强辐照下组织结构演化机理的研究进展,最后对我国RPV钢韧性评价和相关机理研究进行了展望。 展开更多

关键词 反应堆压力容器钢 韧脆转变 析出相 辐照脆化

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辐照损伤对反应堆压力容器钢硬度的影响 被引量：2

13

作者 李承亮 陈骏 +1 位作者 刘飞华 束国刚 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第A01期184-187,197,共5页

通过监测反应堆压力容器钢服役过程中硬度的变化来表征其辐照损伤程度的方法日益引起研究界的关注。介绍了国内外在反应堆压力容器钢辐照脆化过程中硬度变化规律领域所开展的研究工作,并讨论了目前所取得的研究成果与存在的不足。最后... 通过监测反应堆压力容器钢服役过程中硬度的变化来表征其辐照损伤程度的方法日益引起研究界的关注。介绍了国内外在反应堆压力容器钢辐照脆化过程中硬度变化规律领域所开展的研究工作,并讨论了目前所取得的研究成果与存在的不足。最后提出了通过探索反应堆压力容器在服役时力学性能、硬度之间的潜在关联,以此为基础形成准无损评估技术,可为反应堆压力容器辐照监督提供一条新的思路。最后指出了对国产反应堆压力容器钢尽快开展辐照硬化研究工作的必要性与重要性。 展开更多

关键词 反应堆压力容器钢 辐照损伤 硬度 屈服强度 准无损评估技术

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国产反应堆压力容器的辐照脆化行为及预测 被引量：4

14

作者 林虎 钟巍华 +3 位作者 佟振峰 宁广胜 张长义 杨文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第7期1170-1176,共7页

反应堆压力容器(RPV)是保障核电站运行安全性、经济性的核心构件。对RPV的完整性评估而言辐照脆化是必须面对的问题。我国已开发了第三代设计寿命为60 a的核电站。当达到寿期末时,辐照脆化的行为是未知的,这给国产RPV的辐照脆化预测带... 反应堆压力容器(RPV)是保障核电站运行安全性、经济性的核心构件。对RPV的完整性评估而言辐照脆化是必须面对的问题。我国已开发了第三代设计寿命为60 a的核电站。当达到寿期末时,辐照脆化的行为是未知的,这给国产RPV的辐照脆化预测带来了困难。为研究高注量下的辐照脆化行为,对A508-3钢的材料力学性能试样进行辐照考验,辐照温度为(288±8)℃,中子注量水平达到反应堆压力容器60 a寿期末的辐照水平1×10^(20) cm^(-2);开展拉伸、冲击和断裂韧性试验,分析辐照脆化行为,在EONY模型基础上,提出针对国产RPV钢的改进的辐照脆化模型。模型的有效性被试验数据证实,其可准确预测国内A508-3材料的辐照脆化趋势。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 A508-3钢 中子辐照 辐照脆化 预测模型

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利用反向有限元方法测定高能重离子辐照反应堆压力容器钢的本构关系

15

作者 张国强 张宪龙 姜兴东 《兰州大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2023年第6期824-829,共6页

为获得离子辐照样品的本构关系,采用高能重离子结合能量衰减装置在A508-3钢样品中产生厚度53μm的准均匀损伤层,通过单轴拉伸实验获得未辐照钢的本构关系.利用小冲杆装置对直径3 mm的圆片状辐照样品进行测试获得样品的载荷-位移曲线(LD... 为获得离子辐照样品的本构关系,采用高能重离子结合能量衰减装置在A508-3钢样品中产生厚度53μm的准均匀损伤层,通过单轴拉伸实验获得未辐照钢的本构关系.利用小冲杆装置对直径3 mm的圆片状辐照样品进行测试获得样品的载荷-位移曲线(LDC).根据未辐照钢的本构关系构造一系列辐照层的本构关系并进行批量有限元模拟,得到对应的LDC.通过对比有限元模拟获得的LDC和小冲杆实验测试结果,获得材料辐照层的本构关系.采用纳米压痕实验验证了反向有限元计算得到的辐照硬化结果. 展开更多

关键词 反应堆压力容器钢 反向有限元 小冲杆实验 离子辐照

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核电站反应堆压力容器接管安全端的焊接及其质量控制 被引量：4

16

作者 张春来 杨志鹏 刘鸣宇 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2013年第15期215-217,共3页

反应堆压力容器是核电站的重要承压设备,其接管安全端焊缝为焊接难度较高的异种钢焊接接头。为保证核电站的安全运行和使用寿命,对其焊接质量要求很高。在介绍了母材、焊材、焊接工艺要素的基础上,论述了接管安全端焊接实施及其质量控制。

关键词 反应堆压力容器 异种钢焊接 焊接检验

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低铜压力容器钢辐照脆化效应实验研究 被引量：2

17

作者 徐远超 贾学军 +2 位作者 张长义 杨继材 杨文斗 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1998年第2期146-152,共7页

研究了快中子注量率、注量和辐照温度等辐照参数对低铜压力容器钢的辐照脆化程度的影响，从而将实验堆辐照试验数据与动力堆监督试验数据关联。采用了仪表化冲击试验设备和双曲正切函数回归计算的数据处理方法，因而确保了实验结果的准... 研究了快中子注量率、注量和辐照温度等辐照参数对低铜压力容器钢的辐照脆化程度的影响，从而将实验堆辐照试验数据与动力堆监督试验数据关联。采用了仪表化冲击试验设备和双曲正切函数回归计算的数据处理方法，因而确保了实验结果的准确性。应用半经验公式将仪表化冲击试验数据转化为动态断裂韧性。为压力容器使用寿命评估和新建核电站压力容器设计提供了材料辐照脆化数据。 展开更多

关键词 压力容器 钢 辐照参数 脆化 断裂韧性 反应堆

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RPV模拟钢热时效过程中碳化物与基体界面元素的偏聚

18

作者 贾向南 王均安 +4 位作者 蔡琳玲 徐刚 王晓娇 刘文庆 周邦新 《上海大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2013年第1期54-60,共7页

研究不同磷含量的反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)模拟钢在880℃固溶,400℃不同时间时效后碳化物周围元素的偏聚.结果表明,低磷和高磷模拟钢在时效过程中均发现板条内碳化物与基体界面处存在磷偏聚,偏聚程度与晶界一致.高... 研究不同磷含量的反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)模拟钢在880℃固溶,400℃不同时间时效后碳化物周围元素的偏聚.结果表明,低磷和高磷模拟钢在时效过程中均发现板条内碳化物与基体界面处存在磷偏聚,偏聚程度与晶界一致.高磷样品时效150 h,P,Si和C同时在厚度约为20 nm的范围内富集,其浓度为基体的2倍;高磷样品时效500 h,在Fe_3C与基体的界面处分别存在厚度为7 nm的P和Si偏聚层,其中P偏聚在近Fe_3C一侧,Si偏聚在近基体一侧,Si的偏聚阻碍了碳化物的长大. 展开更多

关键词 反应堆压力容器模拟钢 热时效 原子探针层析 元素偏聚

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国产A508-3钢在模拟AP1000一回路水环境下的疲劳性能研究 被引量：4

19

作者 钟巍华 佟振峰 +4 位作者 王成龙 鱼滨涛 刘健 郑全 杨文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第4期702-708,共7页

反应堆压力容器(RPV)钢在一回路水环境下的疲劳性能是评价其设计寿命的重要参数。本文针对国产A508-3钢开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳性能试验研究,获得了321℃、15.5 MPa及0.1 ppm溶解氧水环境下的疲劳行为数据和断裂机理。... 反应堆压力容器(RPV)钢在一回路水环境下的疲劳性能是评价其设计寿命的重要参数。本文针对国产A508-3钢开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳性能试验研究,获得了321℃、15.5 MPa及0.1 ppm溶解氧水环境下的疲劳行为数据和断裂机理。研究结果表明,国产A508-3钢峰值应力随应变幅的增大而逐渐增大,疲劳试验过程中试样表现出循环硬化、循环软化和饱和3个阶段;在应变幅由0.2%逐渐增加至0.6%的过程中,疲劳周次从10~5逐渐降低至10~2;疲劳断口具有疲劳和腐蚀特征,属于典型的腐蚀疲劳断裂。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 国产A508-3钢 一回路水环境 低周疲劳 腐蚀疲劳

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利用APT研究RPV模拟钢中相界面原子偏聚特征 被引量：1

20

作者 张植权 周邦新 +2 位作者 蔡琳玲 王均安 刘文庆 《材料工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第9期89-93,共5页

提高了Cu含量的核反应堆压力容器(RPV)模拟钢经调质处理(880℃保温0.5h,水淬;660℃保温10h)以及400℃时效1000h后,采用原子探针层析技术(APT)研究了碳化物/α-Fe基体,富Cu相/α-Fe基体以及富Cu相/碳化物界面处溶质或杂质原子的偏聚特征... 提高了Cu含量的核反应堆压力容器(RPV)模拟钢经调质处理(880℃保温0.5h,水淬;660℃保温10h)以及400℃时效1000h后,采用原子探针层析技术(APT)研究了碳化物/α-Fe基体,富Cu相/α-Fe基体以及富Cu相/碳化物界面处溶质或杂质原子的偏聚特征。结果表明:在碳化物/α-Fe基体界面处P原子偏聚最明显;在富Cu相/α-Fe基体界面处Ni原子偏聚最明显,Mn原子也有微弱的偏聚;在富Cu相/碳化物界面处未发现溶质或杂质原子的偏聚现象。不同相界处原子偏聚不仅与界面本身微观结构有关,也与相界附近化学特性有关。 展开更多

关键词 核反应堆压力容器 模拟钢 原子偏聚 原子探针层析技术 相界面

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