超临界水堆包壳候选材料C276高温蠕变特性研究

摘要

在第四代核电系统中，超临界水堆由于其更高的经济性和堆芯安全性，受到各国研究者的广泛关注。但其运行压力为25MPa，冷却剂出口温度在500℃以上，常规压水堆使用的锆合金包壳材料已不能满足其使用要求。材料问题尤其是燃料包壳材料是超临界水堆面临的两大难题之一。
　　 本文以包壳候选材料之一镍基合金C276为研究对象，对其在600℃～750℃/130MPa～500MPa条件下进行高温蠕变试验。考察了应力和温度对蠕变过程的影响;分析了稳态蠕变速率随应力和蠕变断裂时间的变化规律;揭示了蠕变断裂时间与应力间的关系;并比较了分别由Monkman-Grant经验公式和L-M参数法预测各温度的蠕变寿命的可靠性。采用损伤力学方法对试验数据进行计算分析，比较了分别由Kachanov和基于θ外推法的Norton蠕变损伤公式计算的损伤因子。结果表明C276具有良好的高温蠕变性能和两种主要的蠕变特性:在600℃各应力下，表现为第二类固溶体蠕变特性;而在650℃、700℃和750℃低应力时表现为第一类固溶体蠕变特性，高应力时表现为第二类固溶体蠕变特性。且600℃低应力水平及650℃、700℃和750℃下的稳态蠕变速率与所施加的应力在双对数坐标系下呈较好的线性关系，但在600℃高应力水平偏离了这种线性关系。在650℃、700℃和750℃下采用Kachanov公式计算的蠕变损伤趋于一致，Norton公式计算表明损伤开始发生在0.3～0.4寿命左右，Kachanov公式计算的损伤因子偏保守。

目录

声明

摘要

第1章 绪论

1．1 课题背景及研究的目的和意义

1．2 核电站发展方向

1．3 超临界水堆及其包壳候选材料

1．3．1 超临界水堆

1．3．2 包壳候选材料

1．4 主要研究内容

1．4．1 镍基合金C276

1．4．2 课题组对C276的研究概况

1．4．3 本文的主要研究内容

第2章 C276高温蠕变试验分析

2．1 金属材料蠕变现象

2．1．1 蠕变曲线

2．1．2 高温蠕变理论与机制

2．1．3 固溶体合金蠕变的基本特征

2．2 试验材料及方法

2．2．1 试验材料

2．2．2 试验方法

2．3 蠕变试验曲线分析

2．4 蠕变试验数据分析

2．4．1 稳态蠕变速率与应力的关系

2．4．2 稳态蠕变速率与蠕变断裂时间的关系

2．4．3 应力与综合断裂参量的关系

2．5 本章小结

第3章 C276蠕变损伤分析

3．1 蠕变损伤及其模型概述

3．1．1 蠕变损伤力学概述

3．1．2 蠕变损伤的物理本质

3．1．3 蠕变损伤模型概述

3．2 蠕变损伤理论模型

3．2．1 基于Kachanov损伤理论的蠕变损伤公式

3．2．2 基于Norton公式的蠕变损伤公式

3．2．3 θ外推法

3．3 试验结果及分析

3．3．1 Kachanov公式常数的确定

3．3．2 基于θ外推法的Norton蠕变损伤

3．3．3 Norton蠕变损伤与Kachanov蠕变损伤的比较

3．4 本章小结

第4章 C276与几种反应堆常用材料蠕变性能比较

4．1 几种反应堆常用材料简介

4．1．1 反应堆常用镍基合金

4．1．2 反应堆常用奥氏体不锈钢

4．2 蠕变性能比较

4．3 本章小结

第5章 结论与展望

参考文献

攻读硕士学位期间发表的学术论文

致谢