用Ｃｈａｒｐｙ试样研究核压力容器钢的韧性转变温度曲线张新平，史耀武（西安交通大学，７１０ ０４９）用一个标准Ｃｈａｒｐｙ试样及试验过的该试样的两个半截试样所获得的８个“再造Ｃｈ ａｒｐｙ复合试样”评定核压力容器用Ａ５０８ＣＬ３钢冲击韧性或断裂韧性的温度转变曲线。研 究结果表明，用这种方法可得到一条较为可靠而完整的核压力容器钢的冲击韧性或断裂韧性随温度 的转变曲线。这相当于在核监测计划中，只需取出一个Ｃｈａｒｐｙ试样即可得到完整的材料性能 曲线，这对于提高核压力容器中子辐照脆化监测的可靠性很有价值，特别是对于运行时间较长（堆 芯内监测试样数量已经不多）的核容器寿命预测和安全监视尤为重要。关键词核压力容器，再造Ｃ ｈａｒｐｙ试样，
冲击韧性，断裂韧性，
温度转变曲线１引言为了对运行中的核电站压力容器随时 进行结构完整性评定，确保其安全运行，无论国内外，均需要执行“辐照监测”计划。核电站运行 过程中压力容器金属性能的变化，特别是Ｃｈａｒｐｙ冲击韧性转变温度的上升值及材料冲击韧性 上平台值和断裂韧性的评定，是核电站技术管理人员和操作人员制定核容器的压力——温度运行计 划、评定核压力容器安全性及预测未来寿命的重要依据「‘’。值得指出的是，美国ＡＳＭＥ“锅 炉和压力容器规范”第皿篇作为当前世界各国普遍参照的一部核压力容器设计规范，评定材料辐照 脆化的敏感程度还是依靠Ｖ型缺口Ｃｈａｒｐｙ试样冲击试验所确定的脆性转变温度升高来衡量。 所以，采用Ｃｈａｒｐｙ试样确定材料的韧脆转变温度对核容器的安全运行是非常重要的，例如， 文献【２］就是假定了初脆转变温度不得升高５０ｏＣ。虽然ＣｈａｒＰｙ试样尺寸小，用于核容 器脆化监测是可行的，但要获得一条完整的冲击韧性或断裂韧性初脆转变曲线至少也需要１０根左 右的试样，若要提高确定韧脆转变温度的可靠性，所需的试样数量还要多。早期核电站多采用常规 的小尺寸拉伸试样和Ｃｈａｒｐｙ冲击试样作为核容器钢辐照脆化的监测试样［‘ｊ。后来随着断 裂力学的发展，除了对这些小试样与断裂力学参数建立相关关系注①；本研究得到国家核安全局的 资助．１９９４年５月３０日收到初稿，１９９４年９月１９日收到修改稿．或对Ｃｈａｒｐｙ试 样预制疲劳裂纹直接获得断裂韧性数据外，还有在核容器内直接放入较大尺寸的圆形紧凑拉伸试样 （例如公２５Ｘ１２．ｓｍｍ）和２５ｍｍＸ２５ｍｍ的方截面三点弯曲断裂韧性试样［‘”ｊ， 以克服预制疲劳裂纹ＣｈａｒＰｙ试样尺寸过小的缺』叔。本研究工作在对Ｃｈａｒｐｙ尺寸试样 进行合理设计，以及对用过的半截Ｃｈａｒｐｙ试样进行二次开发、利用研究的基础上［’·’ｊ ，探索了用一根标准ＣｈａｒＰｙ试样及８根再造ＣｈａｒＰｙ复合试样来获得完整的核压力容器 钢冲击韧性或断裂韧性随温度变化的关系曲线；通过模拟中子辐照的特殊热处理来研究核压力容器 材料的韧脆转变温度的上升情况，并试图将该方法发展成为ＡＳＴＭＥ１８５’‘ｊ的补充规定。 ２试验准备及试验程序２．１试验材料试验材料为典型的核压力容器用Ａ５０８ＣＬ３－Ａ钢，为 了模拟中子辐照脆化（相当于中子通量３Ｘ１０‘’。ｍ－２），对其还进行了特殊热处理”’。 试验材料的化学成分、机械性能及相应的热处理规范见文献【６，７ｊ。２．２试样制备常规冲击 韧性试验采用标准尺寸的Ｖ型缺口ＣｈａｒＰｙ试样（均匀材料）及再造ＣｈａｒＰｙ复合试样。 断裂韧性测试采用预制疲劳裂纹（ａ／Ｗ—０．４５～０．５５）带３０％深双边侧槽的Ｃｈａｒ ｐｙ均匀材料试样再造Ｃｈａｒｐｙ复合试样ｋ－”。常规冲击试验采用的再造Ｃｈａｒｐｙ复合 试样的制备方法与文献［７ｊ完全相同，复合试样中间的小试块长度为ｓｍｍ，只加工标准〔别规 定的Ｖ型缺口，不预制疲劳裂纹，也不需加工双边侧槽。这样，由一个试验过的标准Ｃｈａｒｐｙ 冲击韧性试样可以得到８个再造Ｃｈａｒｐｙ复合试样。２．３试验程序为了给核压力容器的动态 安全分析提供基本数据，研究了核材料的冲击韧性和动态断裂韧性参数。冲击韧性和动态断裂韧性 测试均在３００焦耳能量级的ＣＩＥＭ－３０Ｄ－ＣＰＣ（日本产）型示波冲击试验机上进行，摆 锤冲击速度为２．０８ｍ／ｓ。试验中，冲击韧性值（吸收能量）可直接由试验机表盘读出。动态 断裂韧性试验时，用示波器显示载荷Ｐ（ｋＮ）对加载点挠度ｆ（ｍ）曲线，然后用照像机拍下该 曲线（如图１）供分析和计算。图１曲线上，最大载荷点凡（ｋＮ）以前吸收的能量Ｅ。（Ｊ）、 最大载荷点以后的塑性能量ＥＰ（Ｊ）及总冲击能量Ｅｔ（Ｊ）等参数均可由微机处理打印出。动 态断裂韧性人。可由下式计算出：２（Ｅ－）。人一７一千千世Ｚ了ＬｌｌＢ。（Ｗａ）其中，Ｂ 。为试样的横截面厚度，等于７．ｏｍｍ；Ｗ是试样宽度，为１０ｍｍ；ａ为试样上裂纹长度，ｍ ｍ；（Ｅｍ）ｒ是将最大载荷时的能量Ｅｍ经修正而得到的裂纹临界起裂功，Ｊ。（Ｅｍ）ｒ可图 １典型的载荷Ｐ一挑度／试验曲线按下面程序计算：，。。＿。＿ｔＥ。，１上上＿＿一旦一１（ ９〕”“”“”“””２”“ｐｙ８Ｅ０Ｂｎ·Ｅ“Ｃ＝７２［ｇ（ａ／Ｗ）」＋２（３）ｇ（ａ ／Ｗ）。１．８６（ａ／Ｗ）’一３．９５（ａ／Ｗ）’＋１６．３８（ａ／Ｗ）‘一３７．２３ （ａ／Ｗ）’＋７７．５５（ａ／Ｗ）’一１２６．８７（ａ／Ｗ）’＋１７２．５３（ａ／Ｗ） ‘一１４３．９０（ａ／Ｗ）‘（４）上面三式中，Ｖ。是冲击速度，ｍ／ｓ；Ｐｙ是屈服载荷， ｋＮ；ｔ，是试样达到屈服载荷时所需的时间，Ｓ；Ｅ。是摆锤能量，３００）；Ｃ是试样的柔度 （无量纲量）；Ｅ是材料的弹性模量，ＭＰａ；ｇ（ａ／Ｗ）为试样的几何尺寸函数（无量纲量） 。３试验结果及讨论３．１标准Ｃｈａｒｐｙ试样与再造Ｃｈａｒｐｙ复合试样冲击韧性试验结果 的比较在１５０Ｃ至一１９６Ｃ温度范围内用均匀材料的标准Ｃｈａｒｐｙ试样测定了Ａ５０８Ｃ Ｌ３－Ａ及Ａ５０８ＣＬ３－Ａ’钢的冲击韧性，试验结果如图２和３所示。韧脆转变温度由上平 台冲击韧性二分之一值所对应的温度确定出。从试验结果看，Ａ５０８ＣＬ３－Ａ和Ａ５０８ＣＬ ３－Ａ’钢冲击韧性曲线的上平台值分别为２４８）和１７８），韧脆转变温度分别为一２０’Ｃ 和一６Ｃ。显然，Ａ５０８ＣＬ３－Ａ’钢经模拟中子辐照热处理后，其韧脆转变温度明显升高， 提高了约１４Ｃ。而且，与Ａ５０８ＣＬ３－Ａ钢比较，其冲击韧性曲线向右下方移动，即冲击韧 性值在所有试验温度下均下降了，尤其是上平台冲击韧性的下降更剧烈，约降低了２８％。在图２ 和３中还分别给出了由８个再造Ｃｈａｒｐｙ复合试样测定的材料冲击韧性试验结果。由图２和图 ３可以看出：由再造Ｃｈａｒｐｙ复合试样所得到的材料冲击韧性随温度的转变曲线与由均匀材料 测定的曲线是基本吻合的；由再造Ｃｈａｒｐｙ复合试样所确定的材料经模拟中子辐照热处理后的 韧脆转变温度的上升值约为１３Ｃ，这与均匀材料标准Ｃｈａｒｐｙ试样的试验结果非常接近。图 ２Ａ５０８ＣＩ．３－Ａ钢的冲击韧性试验结果图３Ａ５０８ＣＬ３－Ａ’钢的冲击韧性试验结果 ０一一标准ＣｈａｒＰｒ试作；＠一一再造ＣｈａｒＰｒ复合试作．０一一标准Ｃｈａｒｎｙ试样 ；＠一一再造Ｃｈａｒｖｙ复合试样。３．２标准Ｃｈａｒｐｙ试样与再造Ｃｈａｒｐｙ复合试样 动态断裂韧性评定结果的比较在１５０Ｃ至液氮温度（一１９６ａＣ）范围内测定的Ａ５０８ＣＬ ３－Ａ及Ａ５０８ＣＬ３－Ａ’钢的动态断裂韧性（Ｊ。）结果如图４和５所示。采用与冲击韧性 试验中确定韧脆转变温度相同的方法，按动态断裂韧性上平台值二分之一所对应的温度作为动态断 裂韧性的韧脆转变温度。从试验结果看，Ａ５０８ＣＬ３－Ａ和Ａ５０８ＣＬ３－Ａ’钢动态断裂 韧性的上平台值分别为２８５ｋＪ／ｍ‘和２００ｋＪ／ｍ’，其初脆转变温度则分别为１８Ｃ和 ３６Ｃ。将图４、５的试验结果与图２、３进行比较后可看出，两种钢的动态断裂韧性初脆转变温 度均高于各自材料的冲击韧性韧脆转变温度（分别高出３８Ｃ和４２ｏＣ）。这显然是由于断裂力 学试样中的裂纹敏感性所致，这也更符合实际情况。因为实际结构中的缺陷大多可归为裂纹类缺陷 。Ａ５０８ＣＬ３－Ａ钢经模拟中子辐照热处理后（即Ａ５０８ＣＬ３－Ａ’钢），其动态断裂韧 性韧脆转变温度明显升高，升高了约１８Ｃ。这一升高幅值比冲击韧性试验情况下在相同条件时确 定的韧脆转变温度的升高幅值要大。另外，核压力容器Ａ５０８ＣＬ３－Ａ钢经模拟中子辐照热处 理后，其动态断裂韧性的上平台值降低也很明显，与模拟中子辐照热处理前相比，下降幅度为３０ ％，这一下降幅度比辐照前后材料的冲击韧性上平台值的下降幅度要大。这也就是说，用裂纹型断 裂力学试样评定材料因中子辐照而产生的脆化程度比用冲击韧性的更偏安全。在图４和５中还分别 给出了由再造ＣｈａｒＰｙ复合试样测定的动态断裂韧性的试验结果。可以看出：由８个再造Ｃｈ ａｒＰｙ复合试样所得到的材料动态断裂韧性随温度的转变曲线与由均匀材料测定的曲线是基本一 致的；由再造Ｃｈａｒｐｙ复合试样所确定的材料经模拟中子辐照热处理后的动态断裂韧性初脆转 变温度的上升值为１９Ｃ，这与由标准Ｃｈａｒｐｙ试样所得到的试验结果非常接近。图４Ａ５０ ８ＣＬ３－Ａ钢的动态断裂韧性试验结果图５Ａ５０８ＣＬ３－Ａ’钢的动态断裂韧性试验结果０ 一一标准Ｃｈａｔ’Ｐｖ试样；＠一一再造Ｃｈａｒｎｖ复合试作．０一一标准Ｃｈａｒｎｒ试样 ；＠一一再造ＣｈａｒＰｖ复合试样．４结论（１）采用一根标准Ｃｈａｒｐｙ试样及由试验过的 该试样的两半截制备的８个再造Ｃｈａｒｎｖ复合试样可以获得一条较为完整而可靠的核压力容器材料冲击韧性或断裂韧性的温度转变曲线。（２）用动态断裂韧性评定出的核压力容器钢在模拟中子辐照前后的韧脆转变温度及其上升值均高于冲击韧性评定的结果，采用断裂韧性评定方法监测核压力容器的运行脆化将更为精确，也更为安全。（３）再造Ｃｈａｒｐｙ复合试样的冲击韧性或断
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