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ASME规范316H不锈钢高温蠕变本构方程解析与讨论
被引量：
3
1
作者
李智
莫亚飞
+2 位作者
高付海
曾晓佳
赵守智
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2023年第2期412-419,共8页
ASME 2021版规范提供了316H不锈钢的高温蠕变本构方程。基于正确使用本构方程进行高温设备应变和蠕变损伤评价的目的,本文解析了其各项的物理意义,分析了其关键参数对温度和应力的敏感性,对比了其预测值与ASME规范等时应力应变曲线数据...
ASME 2021版规范提供了316H不锈钢的高温蠕变本构方程。基于正确使用本构方程进行高温设备应变和蠕变损伤评价的目的,本文解析了其各项的物理意义,分析了其关键参数对温度和应力的敏感性,对比了其预测值与ASME规范等时应力应变曲线数据。结果表明:该本构方程由快速瞬态、瞬态和稳态蠕变项来描述蠕变第一、第二阶段,其适用性受蠕变第三阶段起始时间和应力范围的限制,同时方程中快速瞬态蠕变速率常数存在勘误;方程在1 000℉(华氏温度)下所得应变较规范等时应力应变曲线更大,致使应变预测结果相对保守。因此,在满足ASME规范316H不锈钢高温蠕变本构方程适用性的前提下,可采用其评价高温设备在950、1 050、1 150℉下的结构完整性,而1 000℉下的相对保守。
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关键词
316h不锈钢高温蠕变本构方程
快速瞬态
蠕变
瞬态
蠕变
稳态
蠕变
最小
蠕变
速率
瞬态
蠕变
速率常数
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职称材料
运行工况下固态堆芯基体的高温力学响应
2
作者
梁立创
田俊
+2 位作者
苏东川
李辉
姜乃斌
《中山大学学报（自然科学版）（中英文）》
CAS
CSCD
北大核心
2024年第2期95-107,共13页
热管冷却反应堆是核反应堆电池的首选堆芯之一,热管堆固态堆芯高温膨胀的力学性能需要引起重视。为了获得热管冷却反应堆316H不锈钢基体在高温下的力学变化,以MegaPower作为分析对象,采用开源蒙特卡罗程序(OpenMC)和商用有限元计算软件A...
热管冷却反应堆是核反应堆电池的首选堆芯之一,热管堆固态堆芯高温膨胀的力学性能需要引起重视。为了获得热管冷却反应堆316H不锈钢基体在高温下的力学变化,以MegaPower作为分析对象,采用开源蒙特卡罗程序(OpenMC)和商用有限元计算软件ANSYS Mechanical,对反应堆满功率运行工况进行了热力耦合分析。结果表明:1)在满功率运行水平,堆芯基体会产生显著的温度集中和热应力集中,燃料和基体的峰值温度分别为1 023 K和970 K,基体的最大热应力为49.5 MPa;2)在高温蠕变的效应下,基体的应力会显著降低,应力分布趋于均匀;3)在堆芯运行过程中,基体等效总应变只有微小变化,而等效弹性应变的减少和等效蠕变应变的增加几乎是同步且等量进行的。
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关键词
固态堆芯
高温
316
h
不锈钢
蠕变
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职称材料
题名
ASME规范316H不锈钢高温蠕变本构方程解析与讨论
被引量：
3
1
作者
李智
莫亚飞
高付海
曾晓佳
赵守智
机构
中国原子能科学研究院核工程设计研究所
国防科工局核技术支持中心
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2023年第2期412-419,共8页
文摘
ASME 2021版规范提供了316H不锈钢的高温蠕变本构方程。基于正确使用本构方程进行高温设备应变和蠕变损伤评价的目的,本文解析了其各项的物理意义,分析了其关键参数对温度和应力的敏感性,对比了其预测值与ASME规范等时应力应变曲线数据。结果表明:该本构方程由快速瞬态、瞬态和稳态蠕变项来描述蠕变第一、第二阶段,其适用性受蠕变第三阶段起始时间和应力范围的限制,同时方程中快速瞬态蠕变速率常数存在勘误;方程在1 000℉(华氏温度)下所得应变较规范等时应力应变曲线更大,致使应变预测结果相对保守。因此,在满足ASME规范316H不锈钢高温蠕变本构方程适用性的前提下,可采用其评价高温设备在950、1 050、1 150℉下的结构完整性,而1 000℉下的相对保守。
关键词
316h不锈钢高温蠕变本构方程
快速瞬态
蠕变
瞬态
蠕变
稳态
蠕变
最小
蠕变
速率
瞬态
蠕变
速率常数
Keywords
316
h
stainless steel
h
ig
h
-temperature creep constitutive equation
rapid initial transient creep
transient creep
steady-state creep
minimum creep rate
transient creep rate constant
分类号
TL3 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
运行工况下固态堆芯基体的高温力学响应
2
作者
梁立创
田俊
苏东川
李辉
姜乃斌
机构
中山大学中法核工程与技术学院
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室
出处
《中山大学学报（自然科学版）（中英文）》
CAS
CSCD
北大核心
2024年第2期95-107,共13页
基金
Key Laboratory of Nuclear Reactor System Design Technology (HT-KFKT-24-2021015)。
文摘
热管冷却反应堆是核反应堆电池的首选堆芯之一,热管堆固态堆芯高温膨胀的力学性能需要引起重视。为了获得热管冷却反应堆316H不锈钢基体在高温下的力学变化,以MegaPower作为分析对象,采用开源蒙特卡罗程序(OpenMC)和商用有限元计算软件ANSYS Mechanical,对反应堆满功率运行工况进行了热力耦合分析。结果表明:1)在满功率运行水平,堆芯基体会产生显著的温度集中和热应力集中,燃料和基体的峰值温度分别为1 023 K和970 K,基体的最大热应力为49.5 MPa;2)在高温蠕变的效应下,基体的应力会显著降低,应力分布趋于均匀;3)在堆芯运行过程中,基体等效总应变只有微小变化,而等效弹性应变的减少和等效蠕变应变的增加几乎是同步且等量进行的。
关键词
固态堆芯
高温
316
h
不锈钢
蠕变
Keywords
solid-state reactor core
h
ig
h
temperature
316
h
stainless steel
creep CLC number:T341 Document code:A Article ID:2097-0137(2024)02-0095-13
分类号
T341 [一般工业技术]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
ASME规范316H不锈钢高温蠕变本构方程解析与讨论
李智
莫亚飞
高付海
曾晓佳
赵守智
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2023
3
在线阅读
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职称材料
2
运行工况下固态堆芯基体的高温力学响应
梁立创
田俊
苏东川
李辉
姜乃斌
《中山大学学报（自然科学版）（中英文）》
CAS
CSCD
北大核心
2024
0
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引证文献
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