核電壓力容器材料疲勞壽命評估方法與預測模型研究.pdf

1、壓水反應堆（PWR）的服役環(huán)境為一回路特殊的高溫高壓水環(huán)境，反應堆壓力容器（RPV）作為壓力邊界承受一定服役應力，服役過程中可能會產(chǎn)生環(huán)境損傷問題，對核電站的安全運行構成了潛在的威脅。根據(jù)核電站運行經(jīng)驗和調(diào)查，環(huán)境疲勞（CF）是PWR壓力邊界材料環(huán)境致裂（EAC）的主要潛在形式之一。
　　論文研究了國產(chǎn)RPV材料SA508-III在高溫水環(huán)境中的疲勞壽命性能，以及核電壓力容器的壽命評估方法，主要包括：
　　1.討論了基于AS

2、ME規(guī)范的環(huán)境疲勞評估流程、處理瞬態(tài)連接的方法以及處理溫度和應變速率輸入方法。
　　2.通過開展國產(chǎn)RPV用鋼SA508-III在空氣中和高溫水環(huán)境中的疲勞試驗，研究溫度和應變速率對其疲勞壽命的影響條件，得到了材料在高溫水中疲勞壽命（S-N）曲線，計算出了材料的環(huán)境修正因子（Fen）。
　　3.建立了核電壓力容器出口接管的三維模型和有限元分析模型，實現(xiàn)了出口接管瞬態(tài)熱分析和應力分析。進而對各瞬態(tài)進行配對，分別計算了使用三種連