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公开(公告)号:CN111707433B
公开(公告)日:2022-03-08
申请号:CN202010587279.3
申请日:2020-06-24
Applicant: 西南交通大学 , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种高温高压下的690合金管微动损伤试验装置及其实施方法,包括驱动组件和固定夹持组件;驱动组件包括两个正交分布的音圈电机;一个音圈电机通过活塞杆和加载杆与405不锈钢试样连接,音圈电机前端与活塞杆之间安装一维力传感器;一维力传感器前端依次与导向杆、导向轴承、副压腔和密封基座;另一个音圈电机的活塞杆上通过二维力传感器安装板固定安装二维力传感器;固定夹持组件包括高压釜;高压釜上开设循环水接口,高压釜内包括固定690合金管试样的V形块和固定405不锈钢试样的自适应夹具;V形安装于二维力传感器上;自适应夹具通过连接板活动固定于不锈钢交叉滚子导轨上;连接板与加载杆连接;405不锈钢试样和690合金管试样呈线接触。
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公开(公告)号:CN111950127A
公开(公告)日:2020-11-17
申请号:CN202010680751.8
申请日:2020-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法,包括以下步骤:获取预设环境下核能设备用低合金钢材料的应力应变数据,并根据应力应变数据获取核能设备用低合金钢材料的应变能数据;根据应变能数据构建屈服应力安全模型和抗拉强度安全模型;使用屈服应力安全模型和抗拉强度安全模型对核能设备用低合金钢材料的安全性能进行测试。本发明还公开了一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试系统。一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法及系统,提供了一种基于低合金钢材料屈强比分析工程设计许用应力参数的模型方法,通过建立的模型方法可计算得到许用应力参数,为分析结构件剩余安全裕量提供了量化依据。
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公开(公告)号:CN111929156A
公开(公告)日:2020-11-13
申请号:CN202010680739.7
申请日:2020-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N3/08
Abstract: 本发明公开了一种核能设备安全性能的测试方法,包括:获取核能设备材料在预设温度下的应力应变数据,并获取核能设备材料实际情况下的应变能密度和理想弹塑性情况下的应变能密度;根据实际情况下的应变能密度和理想弹塑性情况下的应变能密度构建安全性能测试模型;使用所述安全性能测试模型对核能设备材料的安全性能进行测试。本发明还公开了一种核能设备安全性能的测试系统。本发明一种核能设备安全性能的测试方法及系统,通过材料应变能密度参量与基准应变能密度参量的比值,提出了一种基于材料应力应变确定核能设备力学分析中安全裕量设计参数的方法。该方法可为核能设备设计阶段确定强度力学校核中剩余安全裕量提供指标量化依据。
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公开(公告)号:CN110598164A
公开(公告)日:2019-12-20
申请号:CN201910881697.0
申请日:2019-09-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了存在碳偏析的反应堆压力容器材料的断裂韧性计算方法,包括以下步骤:1)、通过对碳元素的含量占比为0.25wt%~0.32wt%的反应堆压力容器材料断裂韧性试验获得断裂韧性数据;2)、对步骤1)获得的断裂韧性数据进行分析并获得均值和标准差;3)、引入高斯误差函数,建立断裂韧性限值计算模型。本发明所述计算方法不仅考虑了反应堆压力容器材料的碳偏析,而且还考虑了存在碳偏析的反应堆压力容器材料断裂试验数据的分散性,可更好服务于反应堆压力容器设备的防快断分析。
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公开(公告)号:CN110579399A
公开(公告)日:2019-12-17
申请号:CN201910881716.X
申请日:2019-09-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N3/08
Abstract: 本发明公开了一种预测金属材料准静态单轴拉伸真实断裂应力的方法,包括以下步骤:1)、通过准静态单轴拉伸试验获得金属材料的抗拉强度σu、截面收缩率RA和真实断裂应力σf;2)、结合步骤1)的数据,采用Manson方法进行分析,分析中采用的Manson公式为3)、在Manson方法的基础上,结合步骤1)的数据分析,通过引入修正系数k后建立预测公式为式中, 本发明在Manson方法的基础上,通过引入修正系数k后,提高了预测结果的可靠度,为获取颈缩后材料断裂失效点对应的真实断裂应力提供新的预测方法,可更好的服务力学设计和安全分析。
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