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奥氏体不锈钢是压水堆核电站一回路主管道的主要材料之一,其在高温高压水环境中产生的应力腐蚀开裂(SCC)是制约核电站安全运行以及设备使用寿命的关键因素之一。冷弯变形等冷加工过程对奥氏体不锈钢主管道材料sCC行为及裂纹扩展速率有着重要的影响,本论文借助物理试验与数值仿真相结合的方法,获取了不同冷加工率情况下304奥氏体不锈钢材料的力学性能参数,并利用ABAQUS有限元软件的子模型技术对不同冷加工率情况下304奥氏体不锈钢材料SCC裂纹裂尖区域的应力应变规律及裂纹扩展速率进行了分析和研究。完成的主要研究工作如下:(1)以压水堆核电站为研究背景,将压水堆一回路主管道弯头冷弯变形等冷加工过程简化为单轴拉伸变形过程,并定义单轴拉伸的拉伸变形率为材料的冷加工率。利用疲劳拉伸机完成了 304不锈钢板状试样的单轴拉伸试验,包括冷加工率预制试验与材料力学性能试验,获取了未冷加工、10%、20%、30%冷加工率四种情况下304不锈钢材料的工程应力-应变曲线,并对曲线进行了修正。(2)借助数值仿真方法,利用ABAQUS有限元软件建立了同单轴拉伸试验相一致的板状试样拉伸模型,通过物理试验与仿真试验相结合的方法获取了未冷加工、10%、20%、30%冷加工率四种情况下304不锈钢材料的力学性能参数(即真实应力-应变曲线参数)。(3)借助ABAQUS有限元软件,以标准紧凑拉伸试样(1T-CT试样)为研究对象,建立了 SCC裂纹裂尖宏观分析模型及子模型,重点研究了 K恒定情况下由氧化膜及基体金属(304不锈钢)构成的氧化膜模型SCC裂纹裂尖区域应力应变规律以及不同冷加工率对SCC裂纹裂尖区域应力应变场的影响规律。(4)根据FRI模型,选取裂尖应变(或应变率)作为影响SCC裂纹扩展速率的关键力学参量,并以裂尖前端r处的塑性应变率来代替裂尖应变率,重点研究了 K恒定情况下不同冷加工率对SCC裂纹裂尖应变率及裂纹扩展速率的影响规律。本研究结果为定量预测压水反应堆高温高压腐蚀水环境下核电主管道材料SCC裂纹扩展速率以及残余寿命提供了借鉴与指导。