免费论文：核压力容器钢的辐射损伤模拟和断裂性能预测

核反应堆的压力容器通常由低碳低合金钢制成，服役过程中所经受的中子辐射会使压力容器钢发生脆化，并使其韧脆转变温度升高，进而影响反应堆的使用寿命、危及反应堆的安全运行。如何模拟和评价中子辐射对压力容器钢力学性能(特别是断裂韧性)的影响，是当前民用核反应堆安全设计和寿命评估工程上迫切需要解决的重要课题之一。本文尝试用复合脆化处理(热处理+预应变)来模拟中子辐射对压力容器钢的脆化作用，并在此基础上依据有限元分析和断裂力学理论来预测脆化处理前后对压力容器钢断裂韧性的影响，目的是为工程上评价中子辐射对压力容器钢断裂韧性的影响提供参考方法和依据。本文首先通过分析复合脆化处理实验、拉伸实验和缺口试件四点弯曲实验的结果，考察比较某核压力容器钢在脆化处理前后的室温和低温力学性能。然后借助上述实验数据，通过有限元分析计算得出四点弯曲试件缺口前的应力分布，得到压力容器钢在脆断温度区间的宏观解理断裂应力 ，并籍之对具有不同缺口根部半径四点弯曲试件的断裂载荷和载荷-位移曲线进行预测。最后，基于所得到的载荷-位移曲线，按断裂力学韧性试验英国标准(BS 7448)计算得到该压力容器钢的R-Jnom关系曲线(R为缺口尖端半径，Jnom为缺口尖端半径为R的四点弯曲试件的名义J积分值)，并根据材料的物理属性和力学假设，求得临界缺口尖端半径，通过临界缺口尺寸试件与预制疲劳裂纹试件的Jnom比较，进而对其脆化处理前后和不同温度下的断裂韧性KIC值进行预测。复合脆化处理实验结果表明：脆化处理后压力容器钢的屈服强度明显提高，塑性明显降低，应变硬化能力降低。这与文献报道的实测中子辐射影响效果基本一致，说明可以用一定程度的复合脆化处理来模拟一定剂量的中子辐射影响。对四点弯曲缺口试件的有限元分析结果表明：在所涉及的脆性断裂温度区间内，临界解理断裂应力 变化不大，可以认为在解理断裂模式下， 是一个材料常数，不因温度的波动或缺口尖端半径的大小而变化。对四点弯曲缺口试件断裂载荷和载荷-位移曲线的预测结果显示：断裂载荷随缺口尖端半径减小和实验温度降低而减小。典型试件的断裂载荷预测值与实验值符合良好。脆化处理前后压力容器钢具有相似的R-Jnom关系曲线：Jnom值都随R减小而降低，且越小Jnom值变化越快。依据临界缺口尖端半径R值所预测的Jnom值与预制疲劳裂纹试件实验值接近，同时，临界R所预测的材料断裂韧性值KIC与由RKR方法所预测结果也基本一致，说明本文方法预测中子辐射压力容器钢的断裂韧性是可行的。

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