142 / 2021-04-11 19:20:14

基于修正DMTS本构模型的严重事故下核反应堆压力容器材料蠕变寿命预测方法研究

反应堆压力容器,SA508 Gr. 3钢,蠕变机理,修正DMTS模型,蠕变寿命预测

在极端堆芯熔融事故下，核反应堆压力容器(RPV)可能发生高温(~1300 °C)和残余内压共同作用导致的蠕变断裂失效。本文针对事故温度(800~1000°C)，开展国产RPV材料SA508 Gr. 3钢蠕变试验，结合扫描电镜(SEM)、电子背散射衍射(EBSD)和透射电镜(TEM)等微观表征，对SA508 Gr. 3钢本构模型和寿命预测方法展开研究。结果表明，在本文测试温度和应力范围内，稳态蠕变速率与规则化应力(σ/σT，σT：测试温度下材料抗拉强度)分布未表现出明显的温度单调性。通过对上述温度区间的应力指数和微观分析，确定主导蠕变变形机制为晶界滑移(GBS)。在基于变形机制的真应力(DMTS)蠕变本构模型基础上，本文建立了纳入应力阈值和晶粒尺寸效应的修正DMTS模型，并依据此模型，对800~1000°C SA508 Gr. 3钢的蠕变变形和断裂寿命取得了较为精确的预测结果。本文研究成果将为保障极端事故下RPV结构完整性和反应堆系统安全性提供理论支持。