核电压力容器材料疲劳寿命评估方法与预测模型研究

发布时间：2020-06-26 22:40

【摘要】：压水反应堆(PWR)的服役环境为一回路特殊的高温高压水环境,反应堆压力容器(RPV)作为压力边界承受一定服役应力,服役过程中可能会产生环境损伤问题,对核电站的安全运行构成了潜在的威胁。根据核电站运行经验和调查,环境疲劳(CF)是PWR压力边界材料环境致裂(EAC)的主要潜在形式之一。论文研究了国产RPV材料SA508-III在高温水环境中的疲劳寿命性能,以及核电压力容器的寿命评估方法,主要包括:1.讨论了基于ASME规范的环境疲劳评估流程、处理瞬态连接的方法以及处理温度和应变速率输入方法。2.通过开展国产RPV用钢SA508-III在空气中和高温水环境中的疲劳试验,研究温度和应变速率对其疲劳寿命的影响条件,得到了材料在高温水中疲劳寿命(S-N)曲线,计算出了材料的环境修正因子(Fen)。3.建立了核电压力容器出口接管的三维模型和有限元分析模型,实现了出口接管瞬态热分析和应力分析。进而对各瞬态进行配对,分别计算了使用三种连接方法的环境修正因子(Fen)和疲劳损伤因子(CUFen),分析了不同的应变率和温度输入方式对环境修正因子和疲劳损伤因子的影响,实现了核电压力容器出口接管的疲劳寿命预测。最后总结全文,提出了论文在实验和疲劳寿命评估过程中的不足,并对未来的发展进行展望。
【学位授予单位】：华中科技大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2015
【分类号】：TL351.6

【参考文献】

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本文编号：2730992