摘要：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。

摘要：ASME规范和美国联邦法规规定了核反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)在正常启、停堆过程中及水压试验时的压力和温度限值,2013年版ASME规范直接纳入了Code Case N-629,即同时接受了RTT0和RTNDT两种参考温度表征的材料断裂韧性KIc下包络线。本文对比分析采用KIR-RTNDT、KIc-RTNDT和KIc-RTT0三种断裂韧性取值方法所确定的压力-温度限值曲线(P-T曲线),以国产某台RPV为研究对象,计算了在40年设计寿期末和延寿期的P-T曲线。结果表明三者差别很大,基于KIc-RTT0下包络线拓宽了P-T运行窗口,甚至无需担心该容器在启停堆过程中会发生脆断,KIc-RTNDT曲线的计算结果偏保守,而由KIR-RTNDT给出的结果过于保守。研究结果为该电站的运行和延寿的可能性提供了支持。

摘要：为确定铁素体钢材韧脆转变温度,基于夏比冲击试验对铁素体钢材的典型材料(低合金高强钢材Q345B)在韧脆转变区冲击吸收功的分布规律进行了研究。通过不同的断裂韧性求解方法(经验公式法和主曲线法)研究了Q345B钢参考温度T0的计算方法,最终得到基于经验公式及主曲线法的Q345B钢材断裂韧性随温度变化的曲线,并通过ABAQUS有限元软件模拟部分温度的夏比冲击吸收功,误差均在10%以内。结果表明:2种方法得到的断裂韧性-温度曲线,相应数据基本准确,所得数据能够反映材料的基本力学性能,相较于经验公式法,主曲线法更为简便,有限元模拟较为准确地反映出了真实的冲击情况。本文为材料和结构的完整性评估、相应结构的断裂韧性预测提供了研究基础。