【摘要】：壓水反應(yīng)堆(PWR)的服役環(huán)境為一回路特殊的高溫高壓水環(huán)境,反應(yīng)堆壓力容器(RPV)作為壓力邊界承受一定服役應(yīng)力,服役過程中可能會產(chǎn)生環(huán)境損傷問題,對核電站的安全運行構(gòu)成了潛在的威脅。根據(jù)核電站運行經(jīng)驗和調(diào)查,環(huán)境疲勞(CF)是PWR壓力邊界材料環(huán)境致裂(EAC)的主要潛在形式之一。論文研究了國產(chǎn)RPV材料SA508-III在高溫水環(huán)境中的疲勞壽命性能,以及核電壓力容器的壽命評估方法,主要包括:1.討論了基于ASME規(guī)范的環(huán)境疲勞評估流程、處理瞬態(tài)連接的方法以及處理溫度和應(yīng)變速率輸入方法。2.通過開展國產(chǎn)RPV用鋼SA508-III在空氣中和高溫水環(huán)境中的疲勞試驗,研究溫度和應(yīng)變速率對其疲勞壽命的影響條件,得到了材料在高溫水中疲勞壽命(S-N)曲線,計算出了材料的環(huán)境修正因子(Fen)。3.建立了核電壓力容器出口接管的三維模型和有限元分析模型,實現(xiàn)了出口接管瞬態(tài)熱分析和應(yīng)力分析。進而對各瞬態(tài)進行配對,分別計算了使用三種連接方法的環(huán)境修正因子(Fen)和疲勞損傷因子(CUFen),分析了不同的應(yīng)變率和溫度輸入方式對環(huán)境修正因子和疲勞損傷因子的影響,實現(xiàn)了核電壓力容器出口接管的疲勞壽命預(yù)測。最后總結(jié)全文,提出了論文在實驗和疲勞壽命評估過程中的不足,并對未來的發(fā)展進行展望。
【學(xué)位授予單位】：華中科技大學(xué)
【學(xué)位級別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2015
【分類號】：TL351.6

【參考文獻】

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本文編號：2730992