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技术方案

本发明专利技术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。本发明专利技术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。

【技术实现步骤摘要】
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
本专利技术涉及核能
，具体涉及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。
技术介绍
在工程设计中，由于对某些参量的本身存在着主观认识与客观实际间的差异，因此在结构件的强度校核时许用应力[σ]是评价力学计算结果的常用参量。一般情况下，许用应力[σ]可结合材料的屈服应力σy或抗拉强度σu除以对应安全系数ny或nu计算得到。以材料屈服应力σy或抗拉强度σu指标作为极限应力，所选用的安全系数也就不同。在面临超设计载荷的情况，为了从强度上保证结构能正常工作，在强度校核中以安全系数的形式加以补偿。以低、中和高应变率对应的一类材料应力应变数据来说，工程设计考虑的许用应力[σ]定义如下，或工程设计中的分析多为弹性分析，即不超过材料屈服应力。若基于式(1)和式(2)计算得到的许用应力[σ]结果一致，则需分析安全系数ny或nu的模型关系；式(1)和式(2)未考虑应力应变的交互限制作用且安全系数ny或nu的取值缺乏理论支撑。综上所述，在分析工程设计许用本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法，其特征在于，包括以下步骤：/nS1：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，并根据所述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；/n所述应变能数据包括：/n双线性应力应变关系中的塑性应变能密度S

【技术特征摘要】
1.一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法，其特征在于，包括以下步骤：
S1：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，并根据所述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；
所述应变能数据包括：
双线性应力应变关系中的塑性应变能密度SD；
理想弹塑性情况下的塑性应变能密度SR；
S2：根据所述应变能数据构建屈服应力安全模型，并根据所述屈服应力安全模型构建抗拉强度安全模型；
S3：使用所述屈服应力安全模型和所述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。


2.根据权利要求1所述的一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法，其特征在于，步骤S1包括以下子步骤：
S11：根据所述应力应变数据获取核能设备用低合金钢材料的弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu；
S12：根据核能设备用低合金钢材料的弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu建立双线性应力应变函数和理想弹塑性应力应变函数；
S13：对所述双线性应力应变函数的塑性段进行积分获取双线性应力应变关系中的塑性应变能密度SD；
对所述理想弹塑性应力应变函数的塑性段进行积分获取理想弹塑性情况下的塑性应变能密度SR。


3.根据权利要求2所述的一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法，其特征在于，双线性应力应变关系中的塑性应变能密度SD根据下式获取：



理想弹塑性情况下的塑性应变能密度SR根据下式获取：
SR＝σy(εu-εy)
式中，σu为抗拉强度，σy为屈服应力，εy为屈服应力对应的应变，εu为抗拉强度对应的应变。


4.根据权利要求3所述的一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法，其特征在于，所述屈服应力安全模型根据下式构建：






式中，ny为屈服应力对应的安全系数，[σ]y为基于屈服应力的许用应力；
所述抗拉强度安全模型根据下式构建：






式中，nu为抗拉强度对应的安全系数，[σ]u为基于抗拉强度的许用应力。


5.根据权利要求4所述的一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法，其特征在于，当时，令


6.根据权利要求4所述的一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法，其特征在于，步骤S3包括以下子步骤：
将基于屈服应力的许用应力[σ]y和...

【专利技术属性】
技术研发人员：石凯凯，张毅雄，杨宇，曾忠秀，谢海，郑连纲，白晓明，郑斌，陈建国，虞晓欢，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：四川;51