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国产316LN不锈钢在模拟AP1000一回路水环境中的疲劳行为 预览 被引量:1
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作者 佟振峰 +3 位作者 王成龙 王正 李金许 杨文 《原子能科学技术》 CSCD 北大核心 2017年第10期1846-1852,共7页
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... 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。 展开更多
关键词 一回路主管道 一回路水 低周疲劳 316LN 腐蚀疲劳
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国产316LN不锈钢的室温低周疲劳行为研究
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作者 鱼滨涛 +1 位作者 佟振峰 宁广胜 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2017年第8期66-68,73共4页
测试了国产第三代核电站一回路主管道材料-316LN不锈钢的室温低周疲劳性能,讨论了微观机理并建立了Manson-Coffin疲劳寿命模型。结果表明,随着应变幅的增大,滞回曲线宽度及峰值应力随之增大,疲劳过程中先后发生了循环硬化、快速循环软... 测试了国产第三代核电站一回路主管道材料-316LN不锈钢的室温低周疲劳性能,讨论了微观机理并建立了Manson-Coffin疲劳寿命模型。结果表明,随着应变幅的增大,滞回曲线宽度及峰值应力随之增大,疲劳过程中先后发生了循环硬化、快速循环软化、慢速软化和失稳四个变形阶段;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;疲劳断口由裂纹源区、扩展区和最终断裂区组成,疲劳裂纹主要萌生于表面,裂纹区具有典型的疲劳辉纹形貌,最终断裂区具有韧窝形貌。 展开更多
关键词 一回路主管道 不锈钢 低周疲劳 疲劳断裂机理
中子辐照对15MnTi钢力学性能影响
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作者 郑全 佟振峰 +3 位作者 宁广胜 张长义 杨文 《核动力工程》 CSCD 北大核心 2017年第S1期82-84,共3页
通过冲击试验、单向拉伸试验研究了中子辐照对15MnTi钢拉伸、冲击性能影响。中子辐照温度50℃、累计快中子注量1.5066×1018cm-2,获得15MnTi钢母材、热影响区辐照前后冲击功及15MnTi钢室温、300℃下辐照前后拉伸曲线。试验结果表明... 通过冲击试验、单向拉伸试验研究了中子辐照对15MnTi钢拉伸、冲击性能影响。中子辐照温度50℃、累计快中子注量1.5066×1018cm-2,获得15MnTi钢母材、热影响区辐照前后冲击功及15MnTi钢室温、300℃下辐照前后拉伸曲线。试验结果表明,中子辐照导致15MnTi钢母材、热影响区韧脆转变温度上升,其中母材增幅较热影响区大,但冲击功上平台变化不大;15MnTi钢母材屈服强度、拉伸强度上升,其中室温屈服强度变化大,高温拉伸性能变化不明显。 展开更多
关键词 15MnTi钢 中子辐照 力学性能 辐照硬化 辐照脆化
表面粗糙度对国产316LN 钢低周疲劳性能的影响 预览 被引量:4
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作者 鱼滨涛 佟振峰 +2 位作者 宁广胜 杨文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第9期1660-1665,共6页
表面粗糙度对材料服役过程中表面缺陷的形成有着重要影响,由于实验室一般采用光滑试样测试疲劳性能,而真实主管道经过多道工序,其表面粗糙度远大于实验室测试试样,这会给主管道的设计、使用带来风险。本文通过测试不同粗糙度316LN ... 表面粗糙度对材料服役过程中表面缺陷的形成有着重要影响,由于实验室一般采用光滑试样测试疲劳性能,而真实主管道经过多道工序,其表面粗糙度远大于实验室测试试样,这会给主管道的设计、使用带来风险。本文通过测试不同粗糙度316LN 不锈钢的疲劳性能,分析粗糙度(分别为0.08、0.4、1.0μm)对疲劳寿命的影响。结果表明,随着粗糙度的增加,疲劳寿命会相应减少,两者在双对数坐标下呈线性关系。通过断口观察对比和裂纹萌生机理分析可知,粗糙度增加会引起应力集中,增加微裂纹的萌生速度,从而导致疲劳寿命下降。 展开更多
关键词 316LN 低周疲劳寿命 表面粗糙度 应力集中
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基于小冲杆实验方法的国产A508-3钢辐照前后的断裂韧度测定 预览
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作者 乔建生 杨文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第7期1217-1221,共5页
建立了辐照前国产A508-3钢断裂韧度和小冲杆实验冲压断裂能之间的线性关系,利用该关系和辐照后小冲杆实验冲压断裂能计算得到了辐照后材料的断裂韧度。用Master曲线方法分别处理中子辐照前、后材料的断裂韧度实验数据,得到参考温度t0。
关键词 小冲杆实验 断裂韧性 Master曲线
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基于小冲杆试验方法的国产A508-3钢辐照后的强度测定 预览
6
作者 乔建生 杨文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第9期1609-1613,共5页
提出了利用辐照前材料小冲杆试验载荷与标准试验强度之间的关系及辐照后小冲杆试验载荷计算辐照后强度的方法,利用该方法测量了中子辐照后国产A508—3钢的强度,发现中子辐照导致了国产A508—3钢的强度升高、塑性降低。利用扫描电镜观... 提出了利用辐照前材料小冲杆试验载荷与标准试验强度之间的关系及辐照后小冲杆试验载荷计算辐照后强度的方法,利用该方法测量了中子辐照后国产A508—3钢的强度,发现中子辐照导致了国产A508—3钢的强度升高、塑性降低。利用扫描电镜观测辐照前、后小冲杆试验样品的断口形貌,利用辐照前、后样品的表面形貌的不同解释了辐照硬化现象。最后,讨论了测量的准确度并提出了改进建议。 展开更多
关键词 A508—3钢 小冲杆试验 强度 断口形貌
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基于小冲杆实验方法的国产A508-3钢等效断裂应变测定 预览
7
作者 乔建生 杨文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第5期822-826,共5页
在对比分析小冲杆实验测量韧性金属材料等效断裂应变方法的基础上,选择利用Chakrabarty薄膜伸张模型,确定了与实验装置相关的等效断裂应变与小冲杆实验中心位移之间的二次函数关系,利用该函数关系计算了不同温度下国产A508-3钢的等效断... 在对比分析小冲杆实验测量韧性金属材料等效断裂应变方法的基础上,选择利用Chakrabarty薄膜伸张模型,确定了与实验装置相关的等效断裂应变与小冲杆实验中心位移之间的二次函数关系,利用该函数关系计算了不同温度下国产A508-3钢的等效断裂应变。结果表明,等效断裂应变随温度降低而减小。讨论了等效断裂应变随温度变化的原因。 展开更多
关键词 A508-3钢 小冲杆实验 等效断裂应变
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小冲杆测试辐照对反应堆压力容器钢力学性能的影响 被引量:3
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作者 佟振峰 +2 位作者 张长义 乔建生 杨文 《金属学报》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2011年第9期 1205-1209,共5页
利用小冲杆(SP)对辐照前后压力容器钢(A508-3钢)在-150—20℃的温度范围内进行了力学性能测试,拟合出拉伸和冲击的SP数据标准化经验公式,并对SP测试后的断口进行了SEM分析.研究结果表明,SP测试获得的断裂能可较好地表征材料韧-脆转... 利用小冲杆(SP)对辐照前后压力容器钢(A508-3钢)在-150—20℃的温度范围内进行了力学性能测试,拟合出拉伸和冲击的SP数据标准化经验公式,并对SP测试后的断口进行了SEM分析.研究结果表明,SP测试获得的断裂能可较好地表征材料韧-脆转变特性;SP测试与标准冲击测试获得的辐照前后韧-脆转变温度(DBTT)变化趋势一致,SP测试获得的拉伸性能呈明显的硬化和脆化趋势,能够较好地表征A508-3钢的辐照硬化和脆化. 展开更多
关键词 A508-3钢 压力容器钢 辐照 小冲杆 力学性能
国产A508-3钢的小冲杆试验研究及问题探讨 预览 被引量:2
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作者 乔建生 杨文 《华北电力大学学报》 CAS 北大核心 2011年第3期 106-112,共7页
核压力容器(reactor pressure vessel,RPV)材料的性能研究对保证核反应堆安全运行非常重要,鉴于辐照环境的限制,开展国产核压力容器材料A508-3钢的小冲杆试验研究很有必要。用小冲杆试验方法研究了A508-3钢的强度和韧性,建立了小冲杆... 核压力容器(reactor pressure vessel,RPV)材料的性能研究对保证核反应堆安全运行非常重要,鉴于辐照环境的限制,开展国产核压力容器材料A508-3钢的小冲杆试验研究很有必要。用小冲杆试验方法研究了A508-3钢的强度和韧性,建立了小冲杆试验结果与标准试验结果之间的关系,即屈服强度和屈服力之间的线性关系、抗拉强度和最大载荷之间的线性关系,验证了冲击试验得到的韧脆转变温度与小冲秆实验得到的韧脆转变温度之间的非线性关系,最后,对实验及数据处理中存在的问题进行了探讨。 展开更多
关键词 A508-3钢 小冲杆试验 屈服强度 抗拉强度 韧性
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低铜合金反应堆压力容器钢辐照脆化预测评估模型 预览 被引量:8
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作者 佟振峰 林虎 +5 位作者 宁广胜 张长义 乔建生 杨文 杨启法 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第B12期 103-108,共6页
反应堆压力容器(RPV)材料辐照脆化预测评估对保证核反应堆安全运行、预防重大灾难性事故的发生具有重要意义。通过深入了解RPV材料辐照损伤机理和分析国外较为成熟的RPV辐照脆化预测模型,揭示了国外有关压力容器辐照脆化预测模型对低... 反应堆压力容器(RPV)材料辐照脆化预测评估对保证核反应堆安全运行、预防重大灾难性事故的发生具有重要意义。通过深入了解RPV材料辐照损伤机理和分析国外较为成熟的RPV辐照脆化预测模型,揭示了国外有关压力容器辐照脆化预测模型对低铜RPV辐照脆化预测的不足及其原因。在此基础上,发展和建立了适用于低铜RPV辐照脆化趋势的预测模型CIAE-2009。利用辐照性能数据对CIAE-2009模型进行了验证。结果表明,CIAE-2009对低铜含量RPV材料辐照脆化趋势预测具有较高的准确性和可靠性。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 辐照脆化 预测模型
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