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应力[σ]参数的模型方面，当前均是基于经验取值且其取值缺乏理论支撑，未见有可用的模型方法。
技术实现思路
本专利技术所要解决的技术问题是现有技术中对核能设备用低合金钢材料的许用应力未虑应力应变的交互限制作用且安全系数的取值缺乏理论支撑，目的在于提供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，解决上述问题。本专利技术通过下述技术方案实现：>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：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。现有技术中，核反应堆压力容器及压力容器顶盖等关键防护部位都需要用到大量的低合金钢，而压力容器作为核反应堆非常重要的一道屏障，材料的安全性会极大的影响整个核电厂的安全性。现有技术中的材料许用应力的设计主要采用经验的方式来确定安全系数，然而材料自身在受力状态下，应力和应变会存在交互限制作用，并且核能设备用低合金钢材料还可能会面临高温高压的环境，此时再通过通用技术中的材料许用应力的设计，容易造成材料设计强度不足，降低整体设备的安全性。而本专利技术应用时，首先可以在预设环境下对低合金钢材料进行试验，获取应力应变数据，这里的应力应变数据主要包括有弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu。在本专利技术中，双线性应力应变关系是一种通过两段函数表征的材料本构关系，其中，一段是表征弹性阶段的应力应变关系，这段函数的应力起点是0，应力终点是屈服应力σy；另一段是通过线性来表征塑性阶段的应力应变关系，这段函数的应力起点是屈服应力σy，应力终点是抗拉强度σu，通过这种本构关系就可以获取材料在塑性变形情况下产生的应变能。而理想弹塑性情况作为基准应力应变关系也是一种通过两段函数表征的材料本构关系，是把材料看成一旦屈服就可以无限变形的一种本构模型，通过这个模型可以相对准确的描述出材料在到达屈服点时的应变能状态。然后通过塑性应变能密度SD和塑性应变能密度SR就可以构建屈服应力安全模型和抗拉强度安全模型，其中，屈服应力安全模型是基于屈服应力设置的，而抗拉强度安全模型是基于抗拉强度进行设置的，通过对这两个模型的综合，就可以获取一种即考虑屈服应力又考虑抗拉强度的材料安全评价新方法，由于本申请中考虑了两种应力情况下材料所匹配的许用应力，所以安全性可以得到保障，并且由于抗拉强度实际是在应力和应变交互限制作用情况下所产生的，所以这种评价方式也可以综合考虑应力和应变交互限制作用。本专利技术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。进一步的，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。进一步的，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。本专利技术应用时，由于本专利技术中使用了双线性模型，所以可以将积分过程进行进一步的简化，即简化为通过上式的方式来获取塑性应变能密度，可以极大提高运算效率，并且在进行材料多种环境交叉试验的时候，可以更快速的获取所需要的数据。进一步的，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；当时，令本专利技术应用时，在本专利技术应用到一些特殊材料的力学分析时，例如铜，测试的应力应变关系会出现此时得到的安全系数仅为1.0，不符合结构规范规定；为了提高本专利技术的通用性，做了当时，令的规定，相当于规定了基于屈服应力的安全系数的最低值3/2即1.5。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；当时，令进一步的，步骤S3包括以下子步骤：将基于屈服应力的许用应力[σ]y和基于抗拉强度的许用应力[σ]u中较小的值作为核能设备用低合金钢材料的许用应力[σ]：一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试系统，包括：获取单元：用于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；处理单元：用于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；模型单元：用于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；测试单元：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。进一步的，所述处理单元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；所本文档来自技高网...

【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