压水堆国产SA-508-Ⅲ-1钢环境影响疲劳试验研究和预测模型开发

作     者：沈睿 刘畅 唐力晨 王秉熙 SHEN Rui;LIU Chang;TANG Lichen;WANG Bingxi

作者机构：上海核工程研究设计院股份有限公司上海200233 

出 版 物：《原子能科学技术》 (Atomic Energy Science and Technology)

年 卷 期：2025年第59卷第1期

页      面：151-159页

核心收录：

学科分类：08[工学] 080203[工学-机械设计及理论] 082701[工学-核能科学与工程] 0827[工学-核科学与技术] 0802[工学-机械工程] 

主　　题：压水堆核电厂 SA-508-Ⅲ-1钢 环境影响疲劳 F_(en) 预测模型 

摘      要：对压水堆核电厂一回路设备用国产SA-508 Gr.3 Cl.1低合金钢(简称SA-508-Ⅲ-1钢)进行室温和320℃空气环境,以及模拟压水堆一回路水环境下的疲劳性能试验研究,获得国产SA-508-Ⅲ-1钢在空气环境下的疲劳寿命最佳拟合曲线(平均曲线)。在此基础上,对影响国产SA-508-Ⅲ-1钢在压水堆核电厂一回路水环境下疲劳性能的应变速率、温度和溶解氧含量等参数的影响规律进行研究,获得各影响参数的影响函数方程。基于获得的各影响参数的函数方程,建立国产SA-508-Ⅲ-1钢的环境影响疲劳修正因子F_(en)预测模型。本文获得的压水堆核电厂一回路水环境下国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命都位于95%置信度限值(10^(±2σ))范围内,验证了本文预测模型的有效性。同时,本文获得的压水堆核电厂一回路水环境下国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命与美国阿贡国家实验室(ANL)模型所预测的寿命相比,也都位于95%置信度限值(10^(±2σ))范围内,说明ANL模型可用于国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命预测。本文获得的国产SA-508-Ⅲ-1钢的环境影响疲劳预测模型与ANL模型相比,更适用于国产SA-508-Ⅲ-1钢的寿命预测,为国内第3代核电厂一回路设备考虑压水堆一回路水环境影响的疲劳设计提供参考。