核电站蒸汽发生器异种钢焊接残余应力研究

发布时间：2018-12-11 10:06

【摘要】：为更好地预测核电站蒸汽发生器安全端异种钢焊接接头的残余应力状态,保障设备的安全运行,采用有限元分析软件,在充分考虑材料的热物理性能和力学性能的前提下,完成了核电站蒸汽发生器水室下封头的冷却剂出口低合金钢接管SA508和不锈钢安全端CF8A的异种钢焊接接头的应力场计算;采用盲孔法测量对接管内外壁的残余应力,并与模拟值进行比较。结果表明:轴向残余应力的实测值与模拟值吻合度较高,同时也证明了模拟方法的准确性;从试样的整体残余应力分布状态可知,轴向和周向残余高应力区主要分布在内外壁两侧隔离堆焊层及热影响区(HAZ),此处属于发生应力腐蚀开裂的危险位置。
[Abstract]:In order to better predict the residual stress state of dissimilar steel welded joints at the safe end of steam generator in nuclear power plant and to ensure the safe operation of the equipment, the finite element analysis software is used to fully consider the thermal and physical properties and mechanical properties of the materials. The stress field of the dissimilar steel welded joints of SA508 and CF8A at the safe end of stainless steel are calculated by the coolant outlet of the bottom head of the steam generator water chamber in the nuclear power plant. The residual stress of the inner and outer wall of the nozzle was measured by blind hole method and compared with the simulated value. The results show that the measured values of the axial residual stress are in good agreement with the simulated values, and the accuracy of the simulation method is also proved. It can be seen from the overall residual stress distribution of the specimen that the axial and circumferential residual high stress zones are mainly distributed in the isolated surfacing layer on both sides of the inner and outer wall and the heat-affected zone (HAZ), which is a dangerous location where stress corrosion cracking occurs.
【作者单位】： 上海核工程研究设计院;天津大学材料科学与工程学院;
【基金】：国家重大科技专项(2011ZX06002)~~
【分类号】：TG404

【参考文献】

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本文编号：2372353