核反应堆压力容器J型坡口残余应力及裂纹扩展研究
发布时间：2021-09-23 01:08
核反应堆压力容器（Reactor Pressure Vessel,RPV）是核电站的核心设备,通过J型坡口焊缝将压力容器上封头与控制棒驱动机构（Control Rod Drive Mechanisms,CRDM）管座相连接,J型坡口焊接区为异种金属焊接,焊接完成后不进行热处理,可能存在较高的焊接残余应力。RPV在17.1MPa压力和343℃的温度条件下工作,工作介质为具有腐蚀性的硼酸。在腐蚀性的工作环境条件下,J型坡口焊接区极易发生应力腐蚀开裂而造成严重的核事故。因此对J型坡口焊接区残余应力以及残余应力场下裂纹扩展的研究具有重要意义,为核电设备的安全运行提供保证。本文以RPV封头与CRDM贯穿件相连接的J型坡口为研究对象,研究的内容如下:（1）基于ANSYS软件,通过APDL语言模拟J型坡口（43.7°试件）的焊接过程,获得了整个焊接过程中的温度场和应力场,分析J型坡口外壁和贯穿件内壁残余应力分布规律。然后采用盲孔法对J型坡口试件进行残余应力测试,将数值模拟结果与试验测试结果进行对比,得出两者的应力分布规律一致,焊趾处存在应力极值点,验证了数值模拟的有效性。（2）基于生死单元技术模拟钻...
【文章来源】：华南理工大学广东省 211工程院校 985工程院校 教育部直属院校
【文章页数】：98 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
CRDM管座与顶盖结构示意图
华南理工大学硕士学位论文2以保证焊道平滑过渡。每焊完一道后需进行检查，确保无划痕、残渣等，每三层焊道需要通过着色探伤进行检测，待焊接完成后还需要对整个焊缝的表面进行着色探伤检测。（2）角焊缝底部焊接完成后，继续对其它焊道进行焊接，使用参数为f2.5mm的焊条对和贯穿件相邻的焊道进行焊接。根据焊接工艺需要，其余焊道可采取不同直径的焊条。为了确保焊道自由收缩，并降低焊接残余应力，焊接时由与贯穿件邻近的部位向外焊接。保证焊道对称均匀，使高低处应力分布均匀。图1-1CRDM管座与顶盖结构示意图图1-2J型坡口示意图Fig.1-1SchematicdiagramofCRDMFig.1-2SchematicdiagramoftheJ-weldpiece1.1.2核电设备焊接接头断裂失效事故核电压力容器金属焊接接头属于易失效的薄弱部位。核电设备常易发生腐蚀失效，其中应力腐蚀开裂（SCC）是焊接接头的主要失效形式。焊接接头发生应力腐蚀失效的原因主要为：焊接部位应力集中、较高的残余应力、振动等交变应力和存在腐蚀介质的外部环境[7]。据统计1999年至2005年，美国的核电厂所发生了45起因应力腐蚀而引起的事故，其中有20起事故发生在J型坡口焊接部位处。目前有很多国家在核电设备安全检测时发现RPV顶盖与贯穿件焊接接头处发现应力腐蚀裂纹，焊接接头失效将导致放射性物质泄露污染的极其惨重后果，对核电站的安全运行以及社会环境造成恶劣影响，因应力腐蚀所导致了多起核电安全事故[8-11]，如2000年V.C.Summer核电站压水堆安全端异种焊接处因应力腐蚀而泄露事故；日本核电厂检测管贯穿件内壁出现裂纹[12]；法国Bugey-3核电站RPV顶部贯穿件应力腐蚀开裂而导致的泄漏事故[13]；2002年Davis-besses核电站CRDM喷嘴应力腐蚀失效；1969年LaCross沸水堆安全端沿晶应力腐蚀失效等[14
Ni，使其具有良好的力学性能和抗腐蚀性能[60]。焊缝附近区域存在应力集中和较大的残余拉应力，在交变荷载作用下会诱导疲劳裂纹的萌生和扩展。在腐蚀介质作用下，促进应力腐蚀裂纹萌生，加速应力腐蚀过程，从而使核电设备发生失效，带来严重的后果。核电结构材料应力腐蚀开裂的常见机理有三种：溶解氧化机理，这种机理下裂纹通过材料的溶解氧化生长；氢致裂纹机理，由于最大三维应力集中区氢气的聚集而导致的晶粒之间的分离；腐蚀促进塑性机理，局部腐蚀与塑性的作用下而导致的脆性断裂。应力腐蚀裂纹扩展包括三个阶段，如图1-3所示，当裂纹尖端应力强度因子K小于临界值KISCC时，裂纹扩展速率极低，可认为应力腐蚀裂纹不扩展；当裂纹尖端应力强度因子K大于临界值KISCC时，裂纹开始扩展并到第二阶段，第二阶段的裂纹扩展速率保持恒定；第三阶段为裂纹快速扩展阶段，裂纹扩展速率随K的增加而急剧增大，此阶段裂纹扩展寿命非常短[61]。图1-3应力腐蚀裂纹扩展过程Fig.1-3Stresscorrosioncrackpropagationprocess对镍基合金焊接件应力腐蚀的研究主要包括裂纹初始阶段和裂纹扩展速率，通常采用慢应变拉伸实验、定伸长率测试、紧凑拉伸试样等方法，采用单一变量法，通过改变环境因素（温度、PH值等）和材质，进行焊接件的裂纹扩展速率与寿命预测的研究。TylerMoss等人[62]对核电设备运行的总结表明182镍基合金焊接件的抗SCC性能，在相同环境下应力腐蚀开裂速率有一定差异，焊接部位的的残余应力可能为重要的原因之一；热处理可以降低焊接残余应力，但其也会对材料的SCC敏感性产生影响。PI
本文编号：3404724
【文章来源】：华南理工大学广东省 211工程院校 985工程院校 教育部直属院校
【文章页数】：98 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
CRDM管座与顶盖结构示意图
华南理工大学硕士学位论文2以保证焊道平滑过渡。每焊完一道后需进行检查，确保无划痕、残渣等，每三层焊道需要通过着色探伤进行检测，待焊接完成后还需要对整个焊缝的表面进行着色探伤检测。（2）角焊缝底部焊接完成后，继续对其它焊道进行焊接，使用参数为f2.5mm的焊条对和贯穿件相邻的焊道进行焊接。根据焊接工艺需要，其余焊道可采取不同直径的焊条。为了确保焊道自由收缩，并降低焊接残余应力，焊接时由与贯穿件邻近的部位向外焊接。保证焊道对称均匀，使高低处应力分布均匀。图1-1CRDM管座与顶盖结构示意图图1-2J型坡口示意图Fig.1-1SchematicdiagramofCRDMFig.1-2SchematicdiagramoftheJ-weldpiece1.1.2核电设备焊接接头断裂失效事故核电压力容器金属焊接接头属于易失效的薄弱部位。核电设备常易发生腐蚀失效，其中应力腐蚀开裂（SCC）是焊接接头的主要失效形式。焊接接头发生应力腐蚀失效的原因主要为：焊接部位应力集中、较高的残余应力、振动等交变应力和存在腐蚀介质的外部环境[7]。据统计1999年至2005年，美国的核电厂所发生了45起因应力腐蚀而引起的事故，其中有20起事故发生在J型坡口焊接部位处。目前有很多国家在核电设备安全检测时发现RPV顶盖与贯穿件焊接接头处发现应力腐蚀裂纹，焊接接头失效将导致放射性物质泄露污染的极其惨重后果，对核电站的安全运行以及社会环境造成恶劣影响，因应力腐蚀所导致了多起核电安全事故[8-11]，如2000年V.C.Summer核电站压水堆安全端异种焊接处因应力腐蚀而泄露事故；日本核电厂检测管贯穿件内壁出现裂纹[12]；法国Bugey-3核电站RPV顶部贯穿件应力腐蚀开裂而导致的泄漏事故[13]；2002年Davis-besses核电站CRDM喷嘴应力腐蚀失效；1969年LaCross沸水堆安全端沿晶应力腐蚀失效等[14
Ni，使其具有良好的力学性能和抗腐蚀性能[60]。焊缝附近区域存在应力集中和较大的残余拉应力，在交变荷载作用下会诱导疲劳裂纹的萌生和扩展。在腐蚀介质作用下，促进应力腐蚀裂纹萌生，加速应力腐蚀过程，从而使核电设备发生失效，带来严重的后果。核电结构材料应力腐蚀开裂的常见机理有三种：溶解氧化机理，这种机理下裂纹通过材料的溶解氧化生长；氢致裂纹机理，由于最大三维应力集中区氢气的聚集而导致的晶粒之间的分离；腐蚀促进塑性机理，局部腐蚀与塑性的作用下而导致的脆性断裂。应力腐蚀裂纹扩展包括三个阶段，如图1-3所示，当裂纹尖端应力强度因子K小于临界值KISCC时，裂纹扩展速率极低，可认为应力腐蚀裂纹不扩展；当裂纹尖端应力强度因子K大于临界值KISCC时，裂纹开始扩展并到第二阶段，第二阶段的裂纹扩展速率保持恒定；第三阶段为裂纹快速扩展阶段，裂纹扩展速率随K的增加而急剧增大，此阶段裂纹扩展寿命非常短[61]。图1-3应力腐蚀裂纹扩展过程Fig.1-3Stresscorrosioncrackpropagationprocess对镍基合金焊接件应力腐蚀的研究主要包括裂纹初始阶段和裂纹扩展速率，通常采用慢应变拉伸实验、定伸长率测试、紧凑拉伸试样等方法，采用单一变量法，通过改变环境因素（温度、PH值等）和材质，进行焊接件的裂纹扩展速率与寿命预测的研究。TylerMoss等人[62]对核电设备运行的总结表明182镍基合金焊接件的抗SCC性能，在相同环境下应力腐蚀开裂速率有一定差异，焊接部位的的残余应力可能为重要的原因之一；热处理可以降低焊接残余应力，但其也会对材料的SCC敏感性产生影响。PI
本文编号：3404724
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