asme标准中断裂韧度的确定.docxVIP

asme标准中断裂韧度的确定 0 断裂韧性的计算方法 反应压力容器主要采用铁素体钢，铁素体钢具有耐脆变质温度现象。在较高温度时具有良好的韧性,在低温时往往表现为脆性,即存在一个韧脆转变温度区。在韧脆转变温度区内,微小的温度变化可能会导致材料断裂韧度产生很大的变化,即使在特定温度下测得材料的断裂韧度也会有很宽的分散带。反应堆压力容器在使用过程中,随着中子辐照的增加,材料的断裂韧度会逐渐降低,铁素体钢材的这些特性给反应堆压力容器的结构完整性评定带来了较大的困难,对于断裂韧性的准确描述就显得非常重要。 目前,用于确定韧脆转变区内反应堆压力容器材料的断裂韧性的方法主要有ASME曲线法和Master曲线方法。ASME规范中取大量材料断裂韧度实测数据的下包络线作为断裂韧性估算曲线。Master曲线方法中引入了概率统计的方法,认为断裂韧性在韧脆转变区内满足威布尔分布,建立了起裂韧性KIc的威布尔统计模型。对于要延寿的反应堆压力容器,规范要求计算承压热冲击(PTS)事件下裂纹的贯穿概率,使用以断裂韧性数据的下包络线作为断裂韧度值的ASME曲线方法进行可靠性评定看起来就非常保守,但并不能得知实际失效的概率,使用考虑断裂韧性分散特性的Master曲线则可以比较准确地确定裂纹贯穿概率。使用Master曲线方法需要测量材料的参考温度T0,要求用预制裂纹的断裂韧性测试试样取代夏比冲击试样作为反应堆中的辐照监督试样来测得材料的参考温度T0,对于目前运营中的核电站要想测得T0非常不易。使用ASME曲线需要知道参考无延性转变温度RTNDT的值,RTNDT通过落锤冲击试验和夏比冲击试验确定。鉴于目前的实际应用中主要是通过测得材料的参考无延性转变温度RTNDT来确定断裂韧度,有较成熟的经验和丰富的数据支持,为此文中尝试对实测的KIc/KIa～(T-RTNDT)数据进行统计特性的研究,以建立基于RTNDT参数的反应堆压力容器铁素体钢断裂韧性的概率统计模型。 1 kia和mc 材料的断裂韧性由参数KIa和KIc来表征。KIa是动态裂纹止裂时的应力强度因子KI的临界值,KIc是准静态加载条件下裂纹起裂时的应力强度因子KI的临界值。 1.1 asme卷的断裂韧度评定 美国在20世纪60年代末起进行了大量反应堆压力容器常用铁素体钢(SA-533Bc1.1,SA-508c1.2 和SA-508c1.3)在不同温度和不同中子辐照程度下的断裂韧度测试试验。1978年,ASME Ⅺ卷工作组发布了一份EPRI专题报告,报告包含了用于构建ASME规范中KIc和KIa曲线的断裂韧性数据。在反应堆压力容器结构完整性评定中无法获取实际断裂韧性数据时,ASME 规范取这些数据的下包络线来确定断裂韧度,并能保证足够的保守性(见图1,2)。 KIa和KIc的下包络线方程分别如式(1),(2)所示,使用中将相应参考温度代入曲线方程,求得对应的KIa(KIc)值作为确定性结构完整性评定中使用的断裂韧度。 式中KIa——止裂断裂韧性,MPa√m KIc——起裂断裂韧性,MPa√m T——试验温度,℃ RTNDT——参考无延性转变温度,℃ 1.2 铁素体钢韧性的确定 基于韧脆转变区内材料的断裂韧性具有很大分散性的特点,20世纪80年代初,芬兰学者K.Wallin用三参数威布尔分模型研究特定温度下材料断裂韧性的统计分布特性,研究得出在温度T下铁素体钢失效概率为p的断裂韧性KJC为: ΚJC(p)=20+[ln(11-p)]1/4{11+77exp[0.019(Τ-Τ0)]}(3) 式中KJC(p)——失效概率为p时的弹塑性等效应力强度因子,MPa√m p——失效概率 T——实际温度,℃ T0——参考温度,℃ 当p=50%时的断裂韧性—温度曲线被称为Master曲线,其表达式如下: KJC(med)=30+70exp[0.019(T-T0)] (4) 由式(4)知,当T=T0时,ΚJC(med)=100ΜΡa√m,则可根据ASTM E1921—97《确定铁素体钢韧脆转变区参考温度T0的标准测试方法》,通过试验测得试样的断裂韧性值经计算确定参考温度T0。 1.3 asme曲线方法描述断裂韧性计算方法 需要延寿的核电站要求在寿命末(EOL)前3年对反应堆压力容器(RPV)进行详细的安全分析,以判定在延长的寿命期内反应堆的可靠性是否满足要求,安全分析中最重要的一项工作是确定反应堆压力容器在承压热冲击(PTS)事件下的可靠性。U.S. NRC RG1.154要求寿期末承压热冲击(PTS)事件下的裂纹贯穿概率小于5×10-6/堆年。 ASME曲线方法是根据断裂韧性数据下包络线确定的KIc值,该方法忽视了断裂韧性的分散性问题,用裂纹的应力强度因子KI与确定的KIc值进行比较,计算单个裂纹的失效概率就显得非常