【摘 要】
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核反应堆压力容器大多数采用低合金铁素体钢制成,这类钢具有明显的韧脆转变现象,同时在强烈的中子辐照下材料的力学性能不断劣化,韧脆转变温度升高,如果遇到事故工况,很有可
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核反应堆压力容器大多数采用低合金铁素体钢制成,这类钢具有明显的韧脆转变现象,同时在强烈的中子辐照下材料的力学性能不断劣化,韧脆转变温度升高,如果遇到事故工况,很有可能使反应堆压力容器在韧脆转变区内运行,因此准确地预测反应堆压力容器用钢在韧脆转变区的断裂韧性对于反应堆的安全评定和确保反应堆的安全运行具有非常重要的意义。为此本文采用国际上新发展起来的Master Curve方法用于国产A508-Ⅲ钢断裂韧性的研究和反应堆压力容器压力一温度运行限制曲线的预测。
本文针对国产A508-Ⅲ钢开展了圆棒拉伸试验、标准V型缺口夏比冲击试验等试验研究。根据夏比冲击特征温度确定了断裂韧性试验温度T,分别运用多温度法和单温度法研究得到0.5英寸标准三点弯试样(SE(B))和夏比尺寸三点弯试样(PCVN)的参考温度T0,并在此基础上确定了A508-Ⅲ钢的Master Curve曲线及其在韧脆转变区内的断裂韧性分布。考虑辐照脆化的影响,对获得的Master Curve曲线进行了修正,据此提出了用Master Curve方法预测反应堆压力容器压力-温度运行限制曲线的方法,并给出了实际的工程算例。
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