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核级316H不锈钢U型缺口试样的蠕变-疲劳损伤交互机理研究
1
作者
沈睿
唐力晨
胡靖东
《压力容器》
北大核心
2025年第4期24-33,共10页
以第四代核反应堆关键结构材料316H不锈钢为研究对象,在550~650℃、保载时间120~900s、应变幅±0.20%、应变速率0.001%/s的条件下,开展含不同锐度U型缺口试样的蠕变-疲劳试验。结合断口形貌与微观组织分析,揭示了多轴应力状态下材...
以第四代核反应堆关键结构材料316H不锈钢为研究对象,在550~650℃、保载时间120~900s、应变幅±0.20%、应变速率0.001%/s的条件下,开展含不同锐度U型缺口试样的蠕变-疲劳试验。结合断口形貌与微观组织分析,揭示了多轴应力状态下材料的蠕变-疲劳断裂机理。结果表明:U型缺口的引入显著弱化了材料的蠕变-疲劳性能,导致试样循环寿命与断裂时间均降低50%以上;当缺口锐度参数d/r小于17.14(对应缺口根部半径r≥0.35mm)时,缺口尺寸对蠕变-疲劳循环寿命的影响不显著。所有U型缺口试样均呈现相似的断裂特征,裂纹萌生于断口表面,且起裂源数量随缺口尺寸增大而增加。本研究为多轴应力状态下核级316H不锈钢的蠕变疲劳失效机理提供参考。
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关键词
316H不锈钢
蠕变-疲劳
u型缺口试样
滞回曲线
应力松弛
断口形貌
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职称材料
题名
核级316H不锈钢U型缺口试样的蠕变-疲劳损伤交互机理研究
1
作者
沈睿
唐力晨
胡靖东
机构
上海核工程研究设计院股份有限公司
出处
《压力容器》
北大核心
2025年第4期24-33,共10页
文摘
以第四代核反应堆关键结构材料316H不锈钢为研究对象,在550~650℃、保载时间120~900s、应变幅±0.20%、应变速率0.001%/s的条件下,开展含不同锐度U型缺口试样的蠕变-疲劳试验。结合断口形貌与微观组织分析,揭示了多轴应力状态下材料的蠕变-疲劳断裂机理。结果表明:U型缺口的引入显著弱化了材料的蠕变-疲劳性能,导致试样循环寿命与断裂时间均降低50%以上;当缺口锐度参数d/r小于17.14(对应缺口根部半径r≥0.35mm)时,缺口尺寸对蠕变-疲劳循环寿命的影响不显著。所有U型缺口试样均呈现相似的断裂特征,裂纹萌生于断口表面,且起裂源数量随缺口尺寸增大而增加。本研究为多轴应力状态下核级316H不锈钢的蠕变疲劳失效机理提供参考。
关键词
316H不锈钢
蠕变-疲劳
u型缺口试样
滞回曲线
应力松弛
断口形貌
Keywords
316H stainless steel
creep-fatig
u
e
u
-notched specimen
hysteresis loop
stress relaxation
fract
u
re morphology
分类号
TH111.8 [机械工程—机械设计及理论]
TG113.25 [金属学及工艺—物理冶金]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
核级316H不锈钢U型缺口试样的蠕变-疲劳损伤交互机理研究
沈睿
唐力晨
胡靖东
《压力容器》
北大核心
2025
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