高温气冷堆石墨构件断裂性能数值研究

为探究球床模块式高温气冷堆（HTR-PM）石墨堆内构件抗断裂破坏特性,提供石墨堆内构件设计和完整性评估的依据,利用经实验验证的基于内聚力模型的扩展有限元方法（XFEM）对球床模块式高温气冷堆侧反射层石墨砖的燕尾键 键槽结构进行了断裂性能的模拟分析,并对石墨断裂参数及几何尺寸等参数进行了敏感性分析。模拟结果显示：该石墨砖燕尾键 键槽结构的最大失效载荷P_max为50.7 kN,且随圆角半径而增大;P_max对石墨材料抗拉强度敏感,圆角越大越敏感,对材料断裂功、杨氏模量敏感度较小,但随着结构圆角变小变得相对更敏感,对泊松比几乎不敏感。分析结果与文献预测及实验结论具有较好的一致性。本文研究能对其他类型反应堆（如熔盐堆和快堆）的石墨构件断裂性能分析评价提供参考。     

4 J-Q理论在压力容器材料断裂韧性测试中的应用

J积分理论是表述材料在断裂过程中裂纹尖端应力场的标准方法。但是，由于尺寸效应的存在，单参数的J积分理论不适合应用于小尺寸的断裂韧性试样的裂纹扩展控制。双参数的J-Q理论可以克服单参数J理论在尺寸效应问题上的不足，使得用小尺寸样品研究材料断裂韧性在理论模型计算方面得到支持。这对于研究辐照后材料的断裂具有重要意义，因为由于受到辐照空间等因素的影响，辐照样品的尺寸往往受到严格限制。     

基于ASME规范的核石墨改进概率评价方法研究

核石墨作为慢化剂、反射层以及结构材料广泛应用于熔盐堆与气冷堆中,石墨构件的完整性对反应堆安全运行至关重要。脆性核石墨材料强度分散,相比于确定论方法概率论方法更适合对核石墨构件失效评定。本文基于ASME计算失效概率模型,改进了失效概率计算的分组标准,并运用有限元软件ABAQUS建立了NBG-18核石墨巴西圆盘劈裂模型加以验证。结果表明:与过于保守的ASME模型相比,改进的模型结果更接近于试验数据,同时比KTA3232规范更保守。改进后的模型对试件尺寸比较敏感,对网格敏感度不高。     

IG-110石墨强度分布与失效概率研究

石墨作为一种脆性材料,其强度较为分散。相比较于确定论方法,概率论方法更适合于评价石墨材料的强度。在概率论方法中,失效概率采用的分布函数对结果准确性有较大影响。目前对于石墨材料的强度拟合大都采用威布尔分布,然而对于一些情况,如多轴应力、有残余应力等,威布尔分布并不一定适合。本文以IG-110拉伸、压缩、弯曲大量强度实验数据为基础,首先研究了正态、对数正态以及威布尔分布对实验数据的拟合度,随后采用3种分布计算失效概率,研究不同分布对失效概率方法的影响。     

犬骨型核石墨四点弯曲实验与模拟

核石墨是熔盐堆的关键材料之一,断裂性能是核石墨的重要属性之一。首先通过四点弯曲实验测量了犬骨型核石墨的断裂载荷,观察裂纹扩展路径再运用扩展有限单元法(Extended finite element method,XFEM)对这一实验过程进行了模拟。模拟得到的裂纹扩展路径和断裂实验结果有很好的一致性,证明利用XFEM可以准确地模拟核石墨的断裂过程。同时确定了适用于核石墨的断裂准则。     

基于巴西圆盘试验的国产石墨拉伸强度及特性研究

拉伸强度是石墨构件设计和结构完整性评价的一个重要参数,为研究国产石墨的拉伸强度及试样尺寸、石墨颗粒粒径、微观组织等对拉伸强度的影响,本文选用3种典型国产石墨,即粗颗粒、细颗粒和超细颗粒石墨,对每种石墨的4种不同尺寸规格的试样在拉伸试样机上开展巴西圆盘试验,采用高速相机捕捉劈裂破坏过程,使用扫描电镜观测断口形貌。对比分析了裂纹的扩展过程及破坏形式,测得了拉伸强度并分析了其分布特点,研究了试样尺寸、石墨颗粒粒径、微观组织等对拉伸强度的影响。结果表明：石墨劈裂试验过程满足巴西圆盘试验有效性的要求,试样尺寸越大,石墨颗粒粒径越大,越易产生二次裂纹和局部压缩破坏;通常石墨拉伸强度随试样尺寸的增大而增大,但试样尺寸较小时要综合考虑试样尺寸和颗粒粒径的影响,且材料密度越小尺寸效应越明显;石墨拉伸强度随颗粒粒径的增大呈下降趋势,表现出显著的颗粒粒径效应;石墨拉伸强度具有较大的分散性,其与石墨颗粒粒径表现出明显的相关性,细颗粒石墨拉伸强度的均匀性较粗颗粒石墨好得多,同时超细颗粒石墨明显优于细颗粒石墨;石墨的微观组织对拉伸强度有显著影响,粗颗粒石墨有较多较大的原生孔隙等缺陷,其拉伸强度最小,细颗粒石墨次之...     

提高核压力容器中子辐射脆化断裂韧性监测可靠性的新方法

为了从经受中子辐射过的小样品中获得更多的信息,提高监测试验的可靠性,对断裂韧性试验用过的试样加以二次开发利用具有重要意义。本研究对断裂韧性辐射脆化监测试验用过的 Charpy尺寸试样进行重新设计和利用,从1个试样只能得到1—3个断裂韧性试验数据提高到9个数据,从而显著改善和提高核压力容器中子辐射脆化断裂韧性监测试验和评定的可靠性。同时,对影响预制疲劳裂纹深侧槽 Charpy 尺寸复合试样合理设计的诸因素进行了探讨。     

基于同步辐射原位拉伸XRD研究熔盐浸渗的核石墨IG-110微观结构演化

钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)是第四代核反应堆的代表之一,其特点是以熔融氟盐作为冷却剂和燃料的载体。在熔盐堆中,熔盐容易浸渗到核石墨内部,引发核石墨局部高温,造成核石墨损伤程度增加,严重破坏核石墨的结构,从而影响核石墨材料的宏观性能和使用寿命。然而,熔盐浸渗对核石墨力学性能的微观机制以及熔盐浸渗引起的微结构损伤或破坏机制目前仍不清晰,因此有待进一步研究原位环境下(如力学加载、高温等)熔盐浸渗对核石墨微结构的影响,并揭示微结构演化的相关机制。本文基于同步辐射原位拉伸X射线衍射技术(Two Dimensional X-ray Diffraction,2D-XRD),开展了外部载荷为0 N、15 N、21 N、27 N和32 N时熔盐浸渗后的核石墨IG-110在拉伸断裂过程中的微观结构演化研究,以揭示外部载荷条件下的核石墨IG-110与熔盐之间的原位实时相互作用及材料断裂的微观机制。实验结果表明:在拉伸断裂过程中外部载荷使熔盐浸渗后的核石墨IG-110的结晶性变差、层间距变大,同时FLiNaK盐的结晶性也明显变差。这一发现将有助于解释熔盐浸渗后核石墨IG-110力学性能的变化,理解核石墨IG-110与FLiNaK熔盐间的相互作用机理,有利于高性能核石墨的制备和TMSR的安全可靠运行分析。     

真空石墨加热器温度场数值模拟与分析

石墨加热器是测量球床堆芯等效导热系数实验的关键部件,加热器温度场对系统安全及数据准确性有重要影响。本文基于Fluent计算平台,分别采用DTRM模型、P1模型、ROSSELAND模型、DO模型对真空保护环境下的石墨加热器温度场进行数值模拟,确定适合真空保护石墨加热器温度场的计算方法并讨论石墨导热系数、表面发射率对温度场分布的影响。比较分析表明：DO模型计算得到的温度分布较为接近真实情况,导热系数小于35W/(m•K)时,最高温度对其敏感;导热系数大于35W/(m•K)时,其对加热体最高温度影响较小,最高温度较为稳定。     

基于主曲线法的核电主管道材料断裂韧性研究

核电工程的防脆断设计和在役缺陷评价主要应用线弹性断裂力学,并基于材料断裂韧性进行评价。材料断裂韧性需通过试验测定,首先采用落锤试验和V型缺口冲击试验共同确定参考温度,或采用主曲线法确定参考温度,然后将参考温度和材料温度作为变量建立关系式描述材料的断裂韧性。主曲线法能通过较少的试样试验得到材料的断裂韧性,并具有较高的置信度,因此在工程中已得到越来越多的应用。文中采用ASTM E1921标准,应用主曲线法测量了某核电厂主管道材料的参考温度,确定了材料的断裂韧性,并与ASME第Ⅺ卷附录G中的断裂韧性进行比较。结果表明,采用主曲线法得到的材料断裂韧性更高,工程应用中减少了保守裕度,提高了经济性。     

Study on Fracture Toughness of Nuclear Power Main Pipeline Material Based on Master Curve Method

The design against brittle fracture and in-service defect evaluation of nuclear power engineering mainly use linear elastic fracture mechanics, and the evaluation is based on the fracture toughness of the material. The fracture toughness of the material needs to be determined by testing. First, the reference temperature is determined by the drop weight test and the V-notch impact test, or by master curve method, then the reference temperature and the material temperature are used as variables to establish a relationship to describe the fracture toughness of the material. The master curve method can obtain fracture toughness through the fewer sample tests and the higher confidence, so it has been used more and more in engineering. In this paper, the ASTM E1921 standard was used to measure the reference temperature of the main pipeline material of a nuclear power plant using the master curve method. The fracture toughness of the material was determined, and compared with the fracture toughness in Appendix G of ASME Volume Ⅺ. The results show that the fracture toughness of material obtained by the master curve method has higher value, and the conservative margin is reduced in engineering, so economy is improved.     

冲击载荷作用下管道焊缝裂纹的动态断裂韧性计算

冲击载荷作用下管道焊缝裂纹的起始扩展研究对管道系统的安全性和寿命预测具有重要意义.文章以实验为基础,采用大型有限元软件ABAQUS对动态断裂实验进行有限元数值模拟,研究三维动态断裂力学的有限元建模技术及其有限元网格生成技术.通过计算,得到了0Cr18Ni10Ti管道焊缝材料在冲击载荷作用下的动态起裂韧性.     

核监测用断裂韧性Charpy尺寸试样的合理设计

预制疲劳裂纹侧槽Charpy尺寸试样是一种经济、方便的评价核压力容器用钢弹塑性断裂韧性的单试样方法。本文就几种常用压力容器用钢详细研究了侧槽相对深度对断裂韧性及相应的稳定裂纹扩展量的影响,并和满足GB2038要求的大尺寸试样的试验结果进行了对比。研究结果表明,采用预制疲劳裂纹、侧槽相对深度为30%的Charpy尺寸试样及三点弯曲试验曲线上最大载荷前的能量,可以偏安全地评价裂纹开始扩展时材料的弹塑性断裂韧性,建立了核监测用断裂韧性试验Charpy尺寸试样的合理设计。此外,还研究了侧槽的拘束效应和对试样的加厚作用,对试验结果进行了理论解释。     

Beremin模型预测尺寸效应对A508-3钢断裂韧性的影响

断裂韧性是用于表征反应堆压力容器（RPV）钢脆性状态的重要指标。在开展相关研究时,由于辐照空间小等原因,一般采用小尺寸紧凑拉伸（CT）试样。为掌握CT试样尺寸变化对国产RPV钢断裂韧性测试结果的影响,对国产A508-3钢的不同尺寸CT试样进行了测试分析,采用Beremin模型方法研究了尺寸效应对断裂韧性数据的影响,并建立了不同尺寸CT试样的断裂韧性数据归一化模型（TSM）。结果表明,同一温度下实验测得的断裂韧性值随试样尺寸的减小逐渐增大,不同样品通过标准方法得到的归一化数据存在偏差,本文建立的TSM可有效减小换算数据偏差。     

核电厂核级承压设备对铁素体材料的断裂韧性基本要求

本文概要介绍了铁素体材料构件的低温脆断的理论基础和抗脆断设计．总结并评价了ASME规范中对核电厂核安全级别承压设备铁素体材料抗脆断的断裂韧性要求．即核安全级别与材料的缺口冲击韧性要求之间存在相应的关系，从而保证了核电厂承压边界不会发生脆性破裂。     

W型试样在测量断裂韧度中的合理性分析

Ｗ型试样在核反应堆压力容器用材料的断裂韧度测试中具有良好的应用前景。本文利用弱塑性有限元方法,通过与标准比例的紧凑拉伸试样（ＣＴ试样）的比较,分析满足Ｊ主导条件的Ｗ型试术在测量断裂韧度中的合理性。研究表明,在常用的裂纹长度和韧带长度范围内,Ｗ型试样在断裂韧度的测量中是合理而可行的。     

核电材料Cv值的要求

冲击韧性Cv值是核级设备材料的一项很重要的指标，也是核电材料与常规材料的重要差别之一。本文汇集了各安全等级的设备材料的C 值要求，可供核电设备设计、评审时应用。     

核电材料Cv值的要求

冲击韧性Cv值是核级设备材料的一项很重要的指标,也是核电材料与常规材料的重要差别之一。本文汇集了各安全等级的设备材料的Cv值要求,可供核电设备设计、评审时应用。