循环稳态或单调态下薄片小试样应力-应变关系试验方法

针对金属薄片沙漏试样，基于能量密度等效，提出了薄片小试样的弹塑性位移-载荷关系理论方程和等效应力、等效应变理论方程，进而提出了金属薄片沙漏试样循环稳态或单调态下的等效应力-等效应变关系试验方法。本文针对40种本构关系有限元分析预设材料和6种几何尺寸的沙漏试样完成了有限元分析，针对5种合金材料和2种几何尺寸的沙漏试样进行了单调拉伸和变幅对称应变循环试验，以及标准圆棒试样拉伸和变幅对称应变循环试验。结果表明，采用本文试验方法预测的材料单轴应力-应变关系与预设本构关系密切吻合，稳态对称循环下应力-应变关系与标准圆棒试样单轴拉伸及单轴循环试验结果吻合良好。     

多轴疲劳模型对比研究及其在核电结构热疲劳寿命预测中的应用

压水堆核电站余热排出系统冷热水混合区管道发现的热疲劳问题影响核反应堆的安全。本文通过一种采用单轴疲劳试验数据拟合疲劳寿命曲线，进而用于预测多轴疲劳寿命的分析方法，基于文献中的疲劳试验数据，对Dang Van模型、Matake模型和Fatemi-Socie模型进行了余热排出系统冷热水混合区管道材料304L不锈钢疲劳寿命预测结果的对比研究。基于余热排出系统冷热水混合区管道的三维简化有限元模型，分别应用Dang Van模型、Matake模型和Fatemi-Socie模型对管道热疲劳寿命进行了预测，并与试验结果进行了对比验证。研究结果表明，基于应变（含平均应力修正）的Fatemi-Socie模型比较适用于304L不锈钢的疲劳分析，其热疲劳寿命预测结果相对Dang Van模型、Matake模型较合理。     

结构材料常规疲劳数据库开发

开发了反应堆结构材料常规疲劳数据库管理系统，库中包含了常规疲劳设计分析曲线参量，即应力－寿命、概率－应力－寿命、应变－寿命、概率－应变－寿命、循环应力－应变及概率－循环应力－应变曲线参量，以及相关材料和试验条件信息。可通过材料名称或机械性能区间指标查询。根据查询结果，可进行常规疲劳设计分析与评价或常规疲劳可靠性设计分析与评价。     

TA16和690传热管高周疲劳性能研究

采用轴向拉拉的加载方式对蒸汽发生器传热管材料TA16和690进行高周疲劳试验。试验环境为室温空气中。根据试验数据绘制两种材料的应力-循环(S-N)曲线,并通过拟合公式获得相应循环周次下的疲劳极限。对疲劳断口进行扫描电镜(SEM)观察分析,疲劳过程为裂纹源产生、扩展和断裂。     

N18合金薄壁管高温应变循环与疲劳行为研究

应用新型自研夹具对N18合金薄壁短管进行400℃下的单轴拉伸和等幅低周应变疲劳试验。试验结果表明：N18短管高温循环应力应变滞回线有良好对称性；等幅循环下短管试样在较低应变幅下表现出循环硬化特性，而在较高应变幅下表现出循环软化；在多级应变循环加载下短管试样应力幅在循环中均保持稳定，循环本构关系不受多级应变循环工况差异的影响；材料循环特性不符合Manson律。获得了用于N18合金在400℃高温下的几个寿命估算式。     

Ti-4Al-2V钛合金高温高周疲劳性能研究

采用旋转弯曲的加载方式完成近α相Ti-4Al-2V钛合金棒材在350℃空气中的常规成组法疲劳试验和升降法疲劳试验,对试验数据进行分析和处理,对疲劳断口进行扫描电子显微镜(SEM)分析.结果表明,Ti-4Al-2V钛合金棒材理论耐久极限应力为339MPa,稍高于经验公式计算值,材料具有较好抗高周疲劳的性能;与常温试验结果(394 MPa)相比,高温会加速试样的氧化,降低材料的疲劳寿命.     

核电厂仪表管道振动疲劳耐久性能改进研究

针对役前及初始运行期间核电厂出现较多的仪表管道振动疲劳断裂问题,设计了两套不同规格及焊接方式的、端部带有集中质量的悬臂管道试验件。对试验件开展了宽带随机耐久试验,分析了试样振动交变应力幅、频率响应特征及疲劳寿命,结果表明,通过采取增大管道外径和壁厚、改变焊接形式等措施,能够显著改进结构低频共振、试样振动疲劳寿命分散性较大等问题,显著提升管道结构的振动疲劳耐久性能。     

6XN不锈钢与825合金的高周疲劳行为研究

采用旋转弯曲疲劳方法完成了6XN不锈钢与825合金在室温和550℃空气中的高周疲劳试验。结果表明:室温时,6XN不锈钢的耐久极限应力大于825合金的耐久极限应力,与静强度顺序一致;550℃高温时,试样氧化速率增加,材料疲劳寿命降低,6XN不锈钢的疲劳寿命下降趋势较大,耐久极限应力接近825合金的耐久极限应力;6XN不锈钢对温度更敏感,而825合金对应力循环次数更敏感;与经验公式比较,2种材料具有较好的抗高周疲劳性能;疲劳过程为裂纹源产生、扩展和断裂,最后断裂区具有韧窝特征。     

SCWR候选不锈钢的高周疲劳行为研究

采用旋转弯曲的加载方式对奥氏体不锈钢347、316Ti、310进行疲劳试验。试验环境为室温下空气中和550℃空气中。对疲劳断口进行扫描电镜(SEM)分析,根据试验数据绘制材料的应力-循环(S-N)曲线。结果表明,3种不锈钢疲劳极限大小顺序为347<316Ti<310,与静强度顺序一致;高温会加速试样的氧化,降低材料的疲劳寿命,347不锈钢的下降趋势最大,对温度最敏感;疲劳极限试验与经验公式计算值的比较表明,3种不锈钢具有较好的抗高周疲劳性能;疲劳过程为裂纹源产生、扩展和断裂,疲劳条带宽度在1μm左右的量级,最后断裂区具有韧窝特征,347不锈钢的韧窝中分布着数量较多的大小孔洞。     

核电厂反应堆主泵主轴疲劳可靠性试验与评估

为了获得给定置信度、不同可靠度下的核电厂反应堆主泵主轴材料疲劳可靠性数据,制造了一段内外径尺寸、加工工艺与产品主轴完全相同的模拟轴用于取样,测试了常温光滑、常温焊接、常温缺口、高温光滑、高温焊接、高温缺口6种试样的疲劳寿命;应用可靠性统计方法分别确定了置信度为0.9、0.95时,在不同可靠度下6种试样的疲劳可靠性寿命置信下限方程以及6种试样的可靠性疲劳极限;分析了试样与主轴疲劳寿命的区别与修正方法,利用修正后的试样数据对主轴疲劳失效的薄弱环节进行可靠性评估。结果表明,置信度为0.9、0.95时,主轴在寿期内不发生疲劳失效的可靠度超过0.9999。本研究实现了反应堆主泵主轴疲劳失效更为准确的可靠性评估。