本发明专利技术公开了一种适用于薄壁包壳管的高温疲劳试验夹具及试验方法，所述试验夹具为高强度F/M合金薄壁包壳管试样的专用试验夹具；所述试验夹具包括上下对称设置的两个夹具结构，两个夹具结构之间放置高强度F/M合金薄壁包壳管试样；所述夹具结构包括主轴、锁紧螺帽、过渡套筒和锁紧套筒，所述锁紧套筒、过渡套筒、锁紧螺帽依次套设于所述主轴上，通过拧紧锁紧螺帽对过渡套筒产生的挤压力传递到锁紧套筒，使得锁紧套筒对主轴的工作段产生挤压力，从而实现试验夹具对包壳管试样抱紧。本发明专利技术试验夹具及试验方法适用于高强度F/M合金薄壁包壳管及同等类型的管材高温疲劳试验，试样安装简单、便捷，获得的试验数据有效。获得的试验数据有效。获得的试验数据有效。
【技术实现步骤摘要】
一种适用于薄壁包壳管的高温疲劳试验夹具及试验方法
[0001]本专利技术涉及结构材料力学性能试验
，涉及一种核燃料元件包壳用高强度F/M合金薄壁管材，用于第四代先进核能系统中液态金属冷却快堆高性能金属燃料元件的包壳；具体涉及一种适用于薄壁包壳管的高温疲劳试验夹具及试验方法。
技术介绍
[0002]铅冷快堆在中子经济性、热工水力学特性、化学稳定性及安全性等方面具有独特的优势被认为是最具应用前景且有望率先实现工业示范的第四代核能系统。铁素体/马氏体合金(F/M合金)具有出色的抗辐照肿胀性能、良好的强韧性配合、稳定的热物理性能及相对较好的抗高温氧化和腐蚀能力，成为铅冷快堆首选的燃料包壳材料。
[0003]包壳是装载核燃料的密封外壳，其作用是防止裂变产物逸散，避免燃料受到冷却剂腐蚀及高效的导出热能，是核反应堆的一道安全屏障。在反应堆运行过程中，包壳内有裂变产物释热，外有冷却剂的浸蚀，铁马合金作为铅冷快堆的包壳材料，置身于强烈的快中子辐照、极端的液态金属腐蚀、更高的结构应力和热应力作用的复杂环境中，其结构的完整性对反应堆的安全运行至关重要。而根据以往的统计资料，在各类部件的失效破坏中约80％是疲劳断裂造成的，危害性较大，尤其是对于反应堆燃料包壳而言，一旦发生破坏，将会导致放射性物质泄漏，整个回路将被裂变产物污染，直接影响反应堆的安全运行，并带来巨大的经济损失。因此，研究包壳管的疲劳性能是反应堆安全、高效和经济运行的重要保障和有力支撑。
[0004]目前，对于F/M合金包壳管这种高强度金属薄壁小管的高温疲劳试验在国内外罕见报道，针对高强度F/M合金薄壁包壳管存在夹持部位易损伤、轴向加载易失稳、高温疲劳试验难以开展等技术难题。
技术实现思路
[0005]本专利技术所要解决的技术问题是针对高强度F/M合金薄壁包壳管存在夹持部位易损伤、轴向加载易失稳、高温疲劳试验难以开展等技术难题。本专利技术目的在于提供一种适用于薄壁包壳管的高温疲劳试验夹具及试验方法，本专利技术通过设计的薄壁包壳管高温疲劳试验夹具，解决高强度F/M合金薄壁包壳管存在的夹持部位易损伤、轴向加载易失稳、高温疲劳试验难以开展等技术难题，实现高强度F/M合金薄壁包壳管的轴向循环加载和疲劳试验，并建立相应的试验方法，并在此基础上研究了包壳管的高温应变循环行为。
[0006]本专利技术通过下述技术方案实现：
[0007]通过设计专用的试验夹具，解决高强度F/M合金薄壁包壳管试样的高温疲劳试验技术难题，试验夹具需满足以下几个条件：
[0008](1)实现包壳管试样与试验夹具之间的紧密配合，防止因包壳管试样在夹持部位产生损伤而先于工作段发生破坏；
[0009](2)提供足够的夹持力，满足试样轴向疲劳的加载条件；
[0010](3)试验夹具和包壳管试样有较高的对中度，避免包壳管试样在加载过程中发生轴向失稳现象。
[0011]第一方面，针对上述要求，本专利技术提供了一种适用于薄壁包壳管的高温疲劳试验夹具，所述试验夹具为高强度F/M合金薄壁包壳管试样的专用试验夹具，所述试验夹具可以与包壳管试样紧密配合，并和包壳管试样有较高的对中度，有效的防止了包壳管试样在夹持部位产生损伤，避免了包壳管试样在加载过程中发生轴向失稳现象；能够配合实现高强度F/M合金薄壁包壳管的轴向循环加载和疲劳试验；
[0012]所述试验夹具包括上下对称设置的两个夹具结构，两个夹具结构之间放置高强度F/M合金薄壁包壳管试样；所述夹具结构包括主轴、锁紧螺帽、过渡套筒和锁紧套筒，所述锁紧套筒、过渡套筒、锁紧螺帽依次套设于所述主轴上，主轴和过渡套筒采用的材料为热膨胀系数不同材料。通过拧紧锁紧螺帽对过渡套筒产生的挤压力通过过渡套筒传递到锁紧套筒，使得锁紧套筒对主轴的锥部产生挤压力，从而实现试验夹具对包壳管试样抱紧。
[0013]使用时，所述试验夹具通过链接杆连接液压伺服材料试验机，通过液压伺服材料试验机对包壳管试样进行高温疲劳试验。
[0014]本专利技术的试验夹具可以与包壳管试样紧密配合，并和包壳管试样有较高的对中度，有效的防止了包壳管试样在夹持部位产生损伤，避免了包壳管试样在加载过程中发生轴向失稳现象。能够实现高强度F/M合金薄壁包壳管的轴向循环加载和疲劳试验。
[0015]进一步的，所述主轴依次包括连接段、螺纹段和工作段，所述工作段外周上套设过渡套筒和锁紧套筒，所述螺纹段外周上套设锁紧螺帽，所述连接段外接链接杆来连接液压伺服材料试验机；
[0016]所述工作段为中空的圆台体，沿所述圆台体的外壁均匀开设有多个槽，多个槽沿圆台体的母线方向开设；且在圆台体上底面(圆台体直径小的底面)槽的末端形成等值圆孔，这样防止了包壳管试样材料的破坏，圆孔保证了光滑性，避免夹持久了造成包壳管试样材料的开裂。
[0017]进一步的，所述主轴的工作段长度为60mm，工作段圆台体的下底面(圆台体直径大的底面)的外径为23.5mm，内部为内径12mm；
[0018]所述槽的宽度为1mm，槽的数量可以为4个或着别的数量；所述圆孔的直径为3mm；所述圆台体的锥角为3
°
。
[0019]进一步的，所述过渡套筒为中空的圆筒体，所述过渡套筒长度为44mm、内直径为20.5mm、外直径为30mm；
[0020]所述锁紧套筒长度为30mm，外直径为30mm(根据高温炉炉膛尺寸设计)，内孔为与主轴工作段相同锥角的圆台体，其内孔两端孔径分别为19.96mm和23.2mm。
[0021]进一步的，所述锁紧套筒的线膨胀系数大于所述主轴和过渡套筒的线膨胀系数。
[0022]进一步的，所述锁紧套筒采用的材料为1Cr17Ni2，其线胀系数为10*10
‑6/℃，屈服强度为691MPa；所述主轴和过渡套筒采用的材料为GH36，线膨胀系数为17*10
‑6/℃，屈服强度为600MPa。拧紧锁紧螺帽后锁紧，螺帽对过渡套筒产生的挤压力通过过渡套筒传递到锁紧套筒，使得锁紧套筒对主轴的锥部产生挤压力，从而实现夹具对小管试样抱紧。但由于小管试样表面较为光滑，且未采取任何防滑措施，单靠锁紧螺帽的挤压力对小管试样的抱紧效果不理想。故使用时先在室温下通过锁紧螺帽让试验夹具与包壳管试样保持密配合，在
高温炉中随着温度升高，由于两种材料的线膨胀系数不同，主轴的热膨胀程度大于锁紧套筒，升温后试验夹具与包壳管试样之间夹配合更紧密，从而使得试验夹具对小管试样的抱紧力大大增强。
[0023]进一步的，针对F/M合金包壳管强度高、管壁薄、等壁厚的特点，为避免在循环加载过程中包壳管由于平行段无应力集中区域而出现表面裂纹生长不规则的现象，特将包壳管径向的中间部分用车床加工出一平行标距段，即所述包壳管试样为径向的中间部分设有平行标距段的核燃料元件包壳管材试样。
[0024]进一步的，所述包壳管试样两端均设有堵头，所述堵头为GH36材料制成薄壁管试样的堵头。且堵头的线膨胀系数大于所述主轴和过渡套筒的线膨胀系数。
[0025]进一步的，所述包壳管试本文档来自技高网...
【技术保护点】
【技术特征摘要】
1.一种适用于薄壁包壳管的高温疲劳试验夹具，其特征在于，所述试验夹具为高强度F/M合金薄壁包壳管试样的专用试验夹具，能够配合实现高强度F/M合金薄壁包壳管的轴向循环加载和疲劳试验；所述试验夹具包括上下对称设置的两个夹具结构，两个夹具结构之间放置高强度F/M合金薄壁包壳管试样；所述夹具结构包括主轴、锁紧螺帽、过渡套筒和锁紧套筒，所述锁紧套筒、过渡套筒、锁紧螺帽依次套设于所述主轴上，通过拧紧锁紧螺帽对过渡套筒产生的挤压力传递到锁紧套筒，使得锁紧套筒对主轴的工作段产生挤压力，从而实现试验夹具对包壳管试样抱紧。2.根据权利要求1所述的一种适用于薄壁包壳管的高温疲劳试验夹具，其特征在于，所述主轴依次包括连接段、螺纹段和工作段，所述工作段外周上套设过渡套筒和锁紧套筒，所述螺纹段外周上套设锁紧螺帽，所述连接段外接链接杆来连接液压伺服材料试验机；所述工作段为中空的圆台体，沿所述圆台体的外壁均匀开设有多个槽，多个槽沿圆台体的母线方向开设；且在圆台体上底面槽的末端形成等值圆孔。3.根据权利要求2所述的一种适用于薄壁包壳管的高温疲劳试验夹具，其特征在于，所述主轴的工作段长度为60mm，工作段圆台体的下底面的外径为23.5mm，内部为内径12mm；所述槽的宽度为1mm；所述圆孔的直径为3mm；所述圆台体的锥角为3
°
。4.根据权利要求2所述的一种适用于薄壁包壳管的高温疲劳试验夹具，其特征在于，所述过渡套筒为中空的圆筒体，所述过渡套筒长度为44mm、内直径为20.5mm、外直径为30mm；所述锁紧套筒长度为30mm，外直径为30mm，内孔为与主轴工作段相同锥角的圆台体，其内孔两端孔径分别为19.96mm和23.2mm。5.根据权利要求1所述的一种适用于薄壁包壳管的高温疲劳试验夹具，其特征在于，所述锁紧套筒的线膨胀系数大于所述主轴和过渡套筒的线膨胀系数。6.根据权利要求5所述的一种适用于薄壁包壳管的高温疲劳试验夹具，其特征在于，所述锁紧套筒采用的材料为1Cr17Ni2，其线胀系...
【专利技术属性】
技术研发人员：刘肖，王辉，刘超红，孙永铎，王浩，邱绍宇，卓洪，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：
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