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孔过程,标定了焊缝材料的应变释放系数(6?、b?,有限元标定值与ASTM E837-13a中的推荐值吻合性较好,最大误差仅有0.21%。通过盲孔法对0°、25.9°、43.7°三个贯穿件倾角不同的J型坡口试件进行残余应力测量,发现随着贯穿件倾角的增大,J型坡口外壁和贯穿件内壁焊缝区域残余应力总体上呈增大趋势。(3)考虑到实际服役工况,J型坡口焊接模拟结束后,给其施加17.1MPa的压力和343℃的温度来模拟实际工作环境下的残余应力分布规律。与工作前状态相比,工作后模拟件内外壁焊缝区域的残余应力水平有所降低,外壁残余应力最大降幅为60%,内壁残余应力最大降幅为37%。(4)在J型坡口贯穿件内壁建立轴向半椭圆裂纹,分析残余应力场下不同尺寸裂纹尖端的应力应变场及裂纹前缘的应力强度因子K_I。在距裂尖23mm左右的范围内,残余应力场会发生重分布,超过这个范围有裂纹的残余应力场与原应力场(无裂纹)基本一致。残余应力场会直接影响到裂纹扩展尖端的应力应变场,残余应力场下裂纹扩展尖端的应力应变场分布与残余应力场分布趋势一致。裂纹前缘最深处(θ=90°)并非应力强度因子K_I值的最大位置,最大值总会出现在靠近J型焊缝的区域。随着裂纹初始角β的增大,发现裂纹前缘应力强度因子K_I呈减小趋势,轴向裂纹(β=0°)K_I最大,环向裂纹(β=90°)K_I最小,表明轴向裂纹比环向裂纹更易发生扩展。最后,本文提出了预防焊接区应力腐蚀裂纹产生的一系列措施。