Page 119 - 机械工程材料2024年第十一期

2024 年 11 月 第 48 卷 第 11 期 Vol. 48 No. 11 Nov. 2024

DOI：10. 11973/jxgccl240412

基于多温度 SDFF 模型的反应堆压力容器钢

韧脆转变区韧性评价

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李国强 ，俞海兵 ，巫元俊 2
（1. 广西防城港核电有限公司，防城港 538001；2. 西南交通大学力学与航空航天学院，

应用力学与结构安全四川省重点实验室，成都 610031）
摘 要： 采用最大似然估计法对局部断裂失效概率（SDFF）模型的参数标定进行改进，建立可
通过不同温度下的断裂韧性试验数据标定模型参数的多温度SDFF模型，使用由反应堆压力容器
（RPV） 钢制成的1英寸（25.4 mm)厚紧凑拉伸试样（1T CT试样）和0.5英寸厚紧凑拉伸试样（0.5T
CT试样）的低温断裂韧性试验结果求解模型参数，预测了这2种试样的韧脆转变温度，并对二者的
断裂韧度下边界曲线进行了分析。结果表明：多温度SDFF模型计算得到的0.5T CT试样和1T CT
试样的韧脆转变温度分别在−81 ℃和−64 ℃， 与试验结果吻合良好，相对误差在6%左右；在温度
−90~20 ℃下所测断裂韧度数据均落在失效概率5%包络线至95%包络线内，该模型在−90 ℃至
常温范围内对不同尺寸的试样均具有良好的适应性。采用0.5T CT试样对材料韧脆转变区断裂韧
性进行分析时，以其多温度SDFF模型5%断裂失效概率曲线作为断裂韧度下边界曲线能够涵盖
0.5T CT试样和1T CT试样的所有试验数据，且裕量较小，以1%断裂失效概率曲线为断裂韧度下
边界曲线的裕量较大。
关键词： RPV钢；韧脆转变区；最大似然估计；SDFF模型；断裂韧性
中图分类号：TL341 文献标志码：A 文章编号：1000-3738（2024）11-0111-08

0 引 言 辐照监督结果评价RPV完整性”的第五阶段项目，
主要目的是建立评估小尺寸辐照监督试样的断裂韧
反应堆压力容器（reactor pressure vessel，RPV）

性试验方法并制定以小试样断裂韧性数据为基础的
是核电站重要的一道安全屏障，其材料性能在核电
RPV完整性评估导则。历经20多a，有关非标小试
站运行期间会因受到载荷、温度、介质和辐照等多
样断裂韧性测试 ［2-10］ 的研究取得了较好的进展。但
种因素作用而下降，导致安全隐患。因此，对RPV
是，小尺寸试样的构型及几何尺寸与标准试样存在
材料性能进行监测至关重要。RPV材料的力学性
差异，具有明显的尺寸效应 ［11-14］ ，在同等温度下进
能监测内容主要包括冲击韧性、韧脆转变温度和承
行断裂韧性试验时，小尺寸试样更倾向于发生延性
压热冲击温度等，其中随着材料组织和性能的劣化
破坏，与标准试样所得结果有所差异。此外，在韧
不断升高的韧脆转变温度是国内外学者研究的重
脆转变区温度范围内，RPV钢的断裂韧性数据分散
点。常规的监测方法是在RPV内放置与RPV所用
［1］
材料相同的监督试样 ，服役一定时间后取出进行 性大且有很强的温度相关性，很难用明确数据来描
性能测试。但是RPV内部容积有限，可放置的试样 述其断裂韧性，通常采用累积失效概率的统计分析
数量原本就有限，而在反应堆运行过程中，监督试 结果来评估其断裂可靠性，或者以材料在某温度下
样被不断取出用于测试，并且由于反应堆监测要求 的解理断裂韧度下边界值来描述。温度、几何约束
的增多，每次测试所需试样数量也有所增加，因此 等因素的影响使得RPV材料在韧脆转变区内的断
预置的监督试样逐渐短缺。为了应对监督试样短缺 裂失效行为变得极为复杂，这种多因素耦合作用下
问题，国际原子能机构早在2000年就启动了“应用 的断裂失效行为研究是RPV服役安全评估的重要
技术保障。
研究人员在对辐照前后、不同温度下RPV钢的
收稿日期：2024-08-26；修订日期：2024-10-08
作者简介： 李国强（1982—），男，河北邯郸人，高级工程师，学士 断裂韧性开展大量研究后，建立了在韧脆转变区内
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