核电站铸造奥氏体不锈钢热老化试验设计

为验证一回路关键部件铸造奥氏体不锈钢(CASS)在整个寿期内的适用性,结合CASS部件运行期间的主要老化机理,对核电站铸造奥氏体不锈钢的热老化试验设计进行研究。通过对CASS材料的老化机理分析,结合加速老化试验的基本原理Arrhenius公式,分析了激活能Q、老化温度TS和老化时间t对热老化试验的影响,并得出如下结论:对于核电用CASS部件,热老化的加速老化试验温度建议值最高不超过400℃,试验过程中需严格控制加热温度的均匀性和稳定性,同时需要结合激活能值设计可覆盖设备整个寿期的试验,为准确把握材料的老化特征,需合理设置取样的时间间隔。     

多轴循环载荷下橡胶材料的力学行为

以NBR为例,研究多轴循环载荷下橡胶材料的力学行为。结果表明,无论采用单轴加载还是多轴加载,橡胶材料均表现为循环软化,Mullins效应明显;多轴非比例加载与单轴比例加载下橡胶材料的应力响应无显著差异,试样均发生初始快速软化,然后呈现逐步稳定的循环软化;在等效应变相等的情况下,与多轴比例加载相比,多轴非比例加载下橡胶材料的等效应力峰值较小,非比例附加循环软化现象明显。     

热老化对主泵泵壳材料失效评定曲线的影响研究

主要研究了热老化对主泵泵壳材料CF8在室温和350℃温度下拉伸性能以及失效评定曲线的影响。对经历不同老化时间的试样进行恒应变速率下的拉伸试验,采用Ramberg-Osgood （R-O）模型对拉伸真应力-真应变曲线进行分析,并将分析结果用于失效评定曲线的计算。结果表明,随热老化时间延长,室温和350℃温度下材料的抗拉强度均不断提高,断后延伸率有所下降;在小应变范围内,R-O模型能够较准确预测材料的真应力-真应变曲线;采用英国R6标准方法二得到不同老化阶段材料的失效评定曲线,结果显示在部分区域,如采用未老化材料的失效评定曲线,则评定结果将偏于不安全。     

燃料包壳用FeCrAl合金变形行为与热加工图研究

通过热模拟压缩试验研究了燃料包壳用FeCrAl合金在形变温度为800～1000℃、应变速率为0.001～1s~(-1)工艺条件下的热变形行为,采用Arrhenius双曲线正弦函数模型建立了FeCrAl高温变形本构方程,结合动态材料模型绘制了FeCrAl在应变量为0.05～0.8的热加工图。结果显示,FeCrAl流变应力随着变形温度的升高而降低、随着应变速率的升高而增大,变形温度与应变速率均会影响其组织演化。根据热加工图,FeCrAl流变失稳区随着应变量的增加先扩展后趋于稳定,其最佳热加工工艺参数确定为:应变量ε=0.1时,应变速率e0.008 s~(-1)、变形温度为880～1000℃;应变量ε≥0.3时,应变速率e0.027 s~(-1)、变形温度950℃。     

热老化对核电厂主泵泵壳材料形变强化的影响

为了研究主泵泵壳材料CF8在室温和350℃下的形变强化行为以及热老化对于料形变强化的影响,在恒应变速率控制模式下,通过对原始态和不同热老化时间后的试样进行室温和350℃下的准静态拉伸试验。结果表明,主泵泵壳材料CF8在拉伸过程中变形是不均匀的;随热老化时间延长,材料在室温和350℃的抗拉强度均不断提高,断后伸长率有所下降;在室温和350℃下的形变强化均呈阶段性,应变硬化指数在变形中逐渐增加,在第一阶段增幅最为明显。     

焊接小管道疲劳试验与裂纹扩展数值仿真分析

在航天、核动力发电等工业中,小管道(直径小于2 in(约50 mm))的疲劳断裂失效已成为影响设备安全运行的主要因素之一.然而,在现有的设计与评估规范中,尚缺乏小管道疲劳断裂详细的评价方法与准则.采用管道疲劳性能测试和有限元数值仿真方法,对某焊接小管道进行了疲劳与断裂性能分析.研究结果表明,疲劳性能测试和有限元数值仿真方法获得的疲劳裂纹扩展寿命基本一致,分析案例中,裂纹的疲劳扩展寿命仅占整个疲劳断裂寿命的3％左右;管道的临界失效模式为塑性失稳失效,提高材料的屈服与抗拉强度可有效提高部件的临界裂纹尺寸.