核能作为一种清洁能源,已得到许多国家的开发和利用。然而核能在使用过程中存在危险性,一旦出现事故便会造成很大损失。核反应堆是核电站的核心,确保核反应堆压力容器安全服役是整个核电站的重中之重。断裂韧度作为材料抵抗裂纹扩展的能力,是核反应堆压力容器在服役过程中需要重点关注的力学性能指标。如何实现无损测量在役核反应堆压力容器断裂韧度成为近些年的研究热点。自动球压头压入试验法可以实现对在役核容器断裂韧度等力学性能的测算。作者对自动球压头压入试验法测算金属材料断裂韧度相关理论的起源和方法进行回溯和分析。利用有限元分析软件ABAQUS对自动球压头压入试验和常规断裂试验过程进行模拟,分别对压头下方区域和裂尖区域材料的应力应变场进行了分析,分析发现虽然压头下方区域材料主要为压应力场,裂尖区域材料主要为拉应力场,但是两个区域材料所处的状态仍然具有一定相似性,特别是压头下方与加载方向呈45°位置上的剪应力与裂尖的剪应力在数值和变化规律上都具有一定的相似性,剪应力可以促进延性金属材料发生韧窝断裂。因此,在压头下方区域存在与裂尖区域应力状态相似的特征区,为利用自动球压头压入试验法测算材料断裂韧度提供一定支持。作者以核容器常用钢SA508-3、SA516Gr70和SA533B为研究对象,分别进行常温下的标准拉伸试验、常规断裂试验和自动球压头压入试验,获得材料的载荷-压入深度曲线,分别利用 HFTM(Haggag Fracture Toughness Method,简称 HFTM)模型和 CIE(Critical Indentation Energy,简称C1E)模型对压入试验数据进行处理得到材料断裂韧度。通过对比常规断裂试验和自动球压头压入试验结果发现,对同种材料采用自动球压头压入试验法的测算结果与常规断裂试验结果存在偏差,自动球压头压入试验法测算断裂韧度的理论仍需修正。利用扫描电镜对自动球压头压入试样残余凹坑截面进行观察。观察结果表明自动球压头压入试验过程会使压头下方材料产生孔洞损伤,随着压头压入深度的增加,截面中的孔洞数量和尺寸不断增加,孔洞大多集中在与压头加载方向成45°的位置。对上述三种材料分别进行反复加卸载拉伸试验,基于连续损伤力学相关理论,得出自动球压头压入试验CIE模型中对应于压头临界压入深度的临界孔洞率分别为f*=0.221、0.247和0.229。利用光学显微镜和扫描电镜对自动球压头压入试样残余凹坑边缘进行观察。观察发现凹坑边缘处发生明显的塑性变形,存在明显的"堆积"现象。利用有限元分析软件ABAQUS研究了凹坑边缘的"堆积"和"沉陷"现象,结合量纲分析理论,定性研究了压头压入深度比h/D、材料应变硬化指数n及屈服应变ε0对堆积系数c~2的影响,总结出堆积系数c~2与三个变量间的关系式,为修正"堆积"和"沉陷"现象对于压痕投影面积的影响提供支持。基于上述研究,对CI正模型进行了一定修正。利用有限元仿真得到的堆积系数的关系式修正"堆积"现象对于压痕投影面积的影响;对临界孔洞率的修正分别采用三种钢各自临界孔洞率f*=0.221、0.247和0.229及其平均值f*=0.232,将CIE模型修正前后测算得到的断裂韧度值与常规断裂试验结果对比,发现CIE模型修正后的测算结果与常规断裂试验结果的偏差明显小于修正前的偏差,其中采用各自临界孔洞率修正后的CIE模型结果和常规试验结果偏差在14%以内,而采用平均值f*=0.232修正后的结果和常规试验偏差在22%以内。通过比较发现采用各自临界孔洞率修正后的CIE模型精度更高,但是使用平均临界孔洞率f*=0.232代替三种钢各自临界孔洞率测算核容器钢断裂韧度的结果在其精度上也基本能满足工程上的要求。而且如果直接使用平均临界孔洞率f*=0.232测算核容器钢断裂韧度,便无需事先通过反复加卸载拉伸试验获得特定材料的临界孔洞率,因此更方便在工程实际中使用。