期刊文献+
共找到2篇文章
< 1 >
每页显示 20 50 100
核电站常用管道材料J-C本构模型参数识别及验证
1
作者 高宁 徐刚 +5 位作者 张亮 陈勇 戴翔 贾文杰 赵弟宏 范霁康 《压力容器》 北大核心 2024年第6期8-15,共8页
针对核电站管道在受到地震等灾害产生的偶然冲击载荷作用时的应力流动与变形情况,采用电子万能试验机和高速拉伸试验机,分别对碳钢A106(A-106 GR.B)、不锈钢304L(A-312 TP304L)、合金钢A335(A-335 GR.P11)3种核电站常用的管道材料进行... 针对核电站管道在受到地震等灾害产生的偶然冲击载荷作用时的应力流动与变形情况,采用电子万能试验机和高速拉伸试验机,分别对碳钢A106(A-106 GR.B)、不锈钢304L(A-312 TP304L)、合金钢A335(A-335 GR.P11)3种核电站常用的管道材料进行准静态拉伸与动态拉伸试验,并根据试验所得结果拟合建立了3种材料的Johnson-Cook(J-C)本构模型。利用Abaqus有限元分析软件建立管道的冲击模型,并通过冲击试验台架对仿真结果进行验证。结果表明,3种材料都出现了明显的应变率强化效应,A335的抗冲击能力更好一些,304L与A106抗冲击能力差别不大。试验结果与仿真结果吻合度良好,拟合得到的J-C本构模型参数可靠性较高,能够准确地描述材料在冲击载荷下的应力流动与变形行为,对核电站常用管道受冲击载荷作用仿真分析研究具有十分重要的意义。 展开更多
关键词 核电站管道 力学性能 J-C本构模型 冲击载荷
在线阅读 下载PDF
核电站主管道离心铸造直管的质量控制研究 被引量:1
2
作者 施熔刚 阚玉琦 +1 位作者 王占永 张丽丹 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2012年第17期78-80,共3页
以百万千瓦级核电站冷却剂主管道离心29″直管铸件的监督实践为例,针对其离心铸造的特点,分析在铸造过程中关键工序的特点和质量控制过程中应注意的问题。
关键词 核电站管道 离心铸造管 质量控制
在线阅读 下载PDF
上一页 1 下一页 到第
使用帮助 返回顶部