核电机械设备国产化材料力学性能验收值确定方法研究

发布时间：2024-02-20 13:37

　　目前,我国主要依据以RCC-M和ASME为代表的欧美核电标准规范对核电机械设备材料进行制造和验收。为建立一套适合我国工业水平和实践情况的自主化材料标准,我们需要解决关键技术问题:材料力学性能验收值的确定。本文通过对国内外已有材料力学性能验收准则确定方法、技术原理和材料性能数据处理方法的研究,提出了我国核电机械设备国产化材料力学性能验收值确定方法,并根据此方法,对反应堆压力容器堆芯段国产化材料力学性能数据进行初步统计分析,得到相关力学性能数据分布以及具有一定置信水平和超越概率的数据,为我国自主化材料标准的制定提供数据支撑。

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【部分图文】：

图1数据处理流程图

根据上述方法，本文对SA508-3-1和16MND5材料性能数据进行了单独统计。由于我国核电机组采用ASME规范的RPV相对较少，当前国产化SA508-3-1数据量也相对有限，所以，SA508-3-1样本数据未通过正态检验，且样本标准差较大。由于SA508-3-1和16MND5两....

图2抗拉强度（室温）数据分布

数据正态分布检验结果表明各样本类型的数据均符合正态分布。样本数据点分布情况如图2～图5所示。图6为室温屈服强度与室温抗拉强度的比值（室温屈强比），大部分比值处于0.7～0.8。RPV堆芯筒体材料性能数据处理结果见表1。这些数据处理结果为性能验收值的确定提供了基础，后续可通过多方研....

图3屈服强度（室温）数据分布

图2抗拉强度（室温）数据分布图4抗拉强度（350℃）数据分布

图4抗拉强度（350℃）数据分布

图3屈服强度（室温）数据分布图5屈服强度（350℃）数据分布

本文编号：3904244