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在不同试验温度(室温~500℃)下,对N18合金进行了低周疲劳试验。试验结果表明:室温~300℃温区,合金表现为明显的循环软化;400、450℃时,合金逐渐呈现循环硬化,450℃时其硬化现象更为明显;500℃时则主要表现为循环饱和。随着温度的升高,疲劳寿命先增加后降低,300℃时疲劳寿命最高。低应变幅下,温度对疲劳寿命的影响更明显。通过疲劳断口SEM分析,室温下疲劳起源于单个裂纹源,疲劳裂纹扩展阶段的微观特征主要是疲劳条纹,局部区域出现轮胎状花样。在高温下为多裂纹源,大量二次裂纹的存在是高温疲劳断口的主要特征。 相似文献
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焊接接头广泛应用于核电站管座处,而疲劳裂纹扩展是导致焊接接头失效的重要原因之一。因此,研究焊接区材料的疲劳裂纹扩展和寿命预测方法对准确预测焊接接头的寿命具有重要意义。本文以核电厂常用的304L不锈钢焊缝材料为对象,研究不同载荷比、不同取样方向对疲劳裂纹扩展速率的影响;基于试验数据建立焊缝材料的疲劳裂纹扩展速率模型,并与美国机械工程师协会(ASME)标准中奥氏体钢进行对比。结果表明:不同取样方向对焊缝疲劳裂纹扩展速率的影响不大,但载荷比对其有较大影响,较低载荷比下,焊缝的疲劳裂纹扩展速率在某个应力强度因子幅值(?K)前高于母材的疲劳裂纹扩展速率,在其之后则低于母材,而较高载荷比下则恰恰相反。 相似文献
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一回路水环境下的疲劳性能是核电站主管道设计寿命评估的重要参数。针对国产主管道材料316LN开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳试验,分析了疲劳行为和失效机理。研究结果表明:国产316LN峰值应力随应变幅的增大而增大,大应变幅试样在疲劳过程中先后发生了循环硬化、循环软化和失稳,而小应变幅试样在失稳前未发生明显的循环硬化和循环软化;在应变幅由0.2%逐渐增加至1.2%的过程中,疲劳周次从105逐渐降低至102;疲劳断口具有典型的疲劳断口特征,裂纹萌生于试样表面,以穿晶方式垂直于主应力方向扩展,裂纹扩展区具有典型的疲劳辉纹,辉纹上有菱形颗粒状腐蚀产物,环境辅助开裂机制倾向于氢致开裂。 相似文献
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采用变截面薄板试样,研究了4种氢含量对Ti-4Al-2V钛合金疲劳寿命的影响。研究结果表明:当拉伸疲劳载荷Dσ大于550MPa时,充氢材料的疲劳寿命高于自然含氢量的材料;在高的Dσ下,含氢量在116~280μg·g-1范围内变化时,对Ti-4Al-2V的寿命影响较小;Dσ降低后,氢含量越高,疲劳寿命越低,同时,Dσ的大小会影响疲劳裂纹的萌生位置。可以认为:材料中固溶氢和氢化物对驻留滑移带(PSB)的影响降低了充氢试样的疲劳裂纹萌生寿命,而高含氢量的Ti-4Al-2V材料在裂纹尖端,通过应力诱导析出氢化物,使裂纹扩展寿命降低。 相似文献
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管道结构焊接头240℃低周疲劳试验裂纹萌生寿命的统计分布 总被引:17,自引:9,他引:8
从总体拟合效果,与疲劳物理的一致性和尾部预测的性角度,研究了可能的4种假设分布对管道结构焊接试样240℃低周疲劳裂纹萌生寿命数据的拟合效果。结果表明;三参数Weibull分布总体拟合效果最好,但由于其3参量可能出现小于1的情况,不符合疲劳物理要求;其尾部大多数情况可能给出非保守估计,不是一种良好的假设分布。 相似文献
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LBB(Leak-Before-Break)技术是保证核反应堆结构安全和可靠的一种重要分析方法。对于在蠕变温度以上高温堆(如快堆)的核级管道,运用LBB分析时应考虑疲劳和蠕变对裂纹扩展的影响。本工作以法国规范RCC-MR的A16为基础、以快堆余热排放系统的一段管道为研究对象进行LBB分析,总结出一套运用于蠕变温度以上核级管道安全分析的LBB方法。经计算得到,在蠕变温度以上,蠕变对裂纹扩展的影响较大。经验证,该管道符合LBB技术对于裂纹稳定性及泄漏量可探测性的条件,满足从开始泄漏到裂纹失稳的时间要求。 相似文献
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研究了AL6XN超级奥氏体钢在650~750℃和120~220MPa应力水平下的高温蠕变特性,以及300和600℃不同恒应变幅值条件下的疲劳特性。结果表明,AL6XN具有优越的高温蠕变抗力,其蠕变激活能Q为327kJ/mol,蠕变应力指数为5.23。结合变形微结构观察结果表明,AL6XN的蠕变机制为位错攀移和滑移机制。在一定应变量下,AL6XN在600℃时疲劳试验的应力水平高于300℃的应力水平,同时随着应变量的增加和温度的升高,其疲劳寿命显著降低;600℃疲劳试验后仅形成位错缠结,疲劳裂纹扩展断口存在典型的疲劳辉纹,无明显二次裂纹。以上结果表明,AL6XN疲劳裂纹扩展行为与其动态应变时效有关。 相似文献
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核电用316LN不锈钢的热机械疲劳性能研究 总被引:1,自引:0,他引:1
采用热机械疲劳试验方法研究316LN不锈钢的同相热机械疲劳行为,获得材料的疲劳数据。试验结果表明:316LN不锈钢的热机械疲劳行为是一个先强化后软化的过程;滞回曲线呈梭形,形状"饱满",具有良好的塑性变形能力,且随着温度范围增大,变形能力增强;在相同条件下,温度范围增大,材料的疲劳特征表现更为明显;在波动管运行条件下(温度≤320℃),应变对材料的疲劳寿命影响占主要作用;材料在120~320℃和120~230℃条件下的热机械疲劳寿命均大于350℃恒温低周疲劳寿命,说明采用传统的高温低周疲劳试验结果来评价波动管材料的热机械疲劳寿命过于保守。 相似文献
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采用小尺寸三点弯曲试样完成了渗氢和未渗氢Zr-Sn-Nb合金母材和焊缝在室温和360 ℃下的疲劳裂纹扩展速率试验,研究了温度和氢化物对焊接薄板的疲劳裂纹扩展行为的影响。结果表明,腐蚀吸氢后,在母材和焊缝区均析出了呈水平向分布的片状氢化物。相比母材区,焊缝区析出的氢化物更为致密。在相同温度下,未渗氢母材的抗疲劳裂纹扩展性能均优于未渗氢焊缝。腐蚀吸氢后,母材在相同温度下的抗疲劳裂纹扩展性能也优于焊缝。在室温下,腐蚀吸氢后的母材和焊缝的抗疲劳裂纹扩展性能相比吸氢前明显下降。360 ℃下,渗氢母材和焊缝中的氢化物部分溶解,使得其抗疲劳裂纹扩展性能得到一定程度提升。 相似文献
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管道热疲劳是管道受交变热应力长期影响而产生管道裂纹或破裂的现象,虽然热疲劳原因引起的管道破裂事件在核电厂发生的概率很小,但管道破裂有可能引起一回路破口等事故,因此需要引起重视.本文对管道热疲劳产生的机理进行分类并进行分析,根据管道热疲劳产生机理的特征,提出核电厂设计、在役运行阶段应采取管道热疲劳预防与检测的措施. 相似文献
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稳压器波动管考虑热分层影响的疲劳分析 总被引:1,自引:1,他引:0
在核电厂中,稳压器波动管及波动管热段三通是保证核电厂反应堆冷却剂压力边界完整性的重要设备.其属于核安全1级设备,承受内压、自重、热胀、地震及各种正常加异常工况下的温度和压力瞬态,特别对于压水堆核电厂的波动管,还会承受热分层导致的总体和局部载荷.热分层现象的反复出现增加了管道及接管嘴处出现疲劳失效(贯穿管壁裂纹)的可能性.本文阐述了对波动管热分层实施温度测量的方案,及对测量结果的分析处理;建立分析热分层整体应力和局部应力,以及波动管疲劳分析的计算模型;确立合理且切实可行的波动管疲劳分析所需的分析瞬态.上述方法已在"300 MWe PWR NPP稳压器波动管热分层"课题研究得到鉴定,并在实际的寿命管理等工程项目中发挥了重要作用. 相似文献
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1Cr18Ni9Ti焊缝的疲劳短裂纹扩展方程 总被引:1,自引:0,他引:1
基于“有效短裂纹准则”,研究了1Cr18Ni9Ti焊缝的疲劳短裂纹行为描述方法。与疲劳群体短裂纹演化行为机制一致,考虑了3个重要因素。首先,主导有效短裂纹(DESFC)行为是群体短裂纹交互作用与影响的结果,因而适于表征短裂纹扩展行为。其次,显著的微观结构短裂纹(MSC)和物理短裂纹(PSC)两阶段行为特征,说明扩展律方程应当揭示这一现象。第三,强烈的不规则扩展行为,说明单一循环应变或应力参量不宜表征疲劳短裂纹扩展行为。因此,以DESFC局部萌生区域(MSC阶段)及其裂尖前沿区域(PSC阶段)的局部应变能密度为驱动力,发展了以包容上述区域的应变能密度为驱动力计算参数的新短裂纹扩展律,试验结果分析验证了方法的有效性。 相似文献
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采用紧凑拉伸(CT)试样.研究了不同氢含量的Zr-4及Zr-Sn-Nb合金在室温下疲劳加载裂纹扩展(dα/dN)行为.用扫描电镜观察了断口形貌。结果表明,氢含量对疲劳裂纹扩展速率影响微弱,疲劳断裂受通常的裂纹萌生、稳态扩展和瞬间断裂机制控制。根据疲劳裂纹扩展机理.导出了裂纹扩展门槛值△Kth的关系式.得出了一个描述疲劳裂纹扩展速率油(dα/dN)与材料性能常数之间的关系式,该关系式可用于预测材料的疲劳裂纹扩展速率。用锆合金实验数据对(dα/dN)预测表达式进行验证.结果表明,预测值与实验值吻合较好。 相似文献
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