【摘 要】
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反应堆压力容器(RPV)钢在一回路水环境下的疲劳性能是评价其设计寿命的重要参数。本文针对国产A508-3钢开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳性能试验研究,获得了321℃、1
【机 构】
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中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部
【基金项目】
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大型先进压水堆核电站重大专项资助项目(2018ZX06002008)
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反应堆压力容器(RPV)钢在一回路水环境下的疲劳性能是评价其设计寿命的重要参数。本文针对国产A508-3钢开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳性能试验研究,获得了321℃、15.5 MPa及0.1 ppm溶解氧水环境下的疲劳行为数据和断裂机理。研究结果表明,国产A508-3钢峰值应力随应变幅的增大而逐渐增大,疲劳试验过程中试样表现出循环硬化、循环软化和饱和3个阶段;在应变幅由0.2%逐渐增加至0.6%的过程中,疲劳周次从10~5逐渐降低至10~2;疲劳断口具有疲劳和腐蚀特征,属于典型的腐蚀疲劳断裂
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