基于损伤力学的TMSR-LF1堆容器接管非弹性蠕变损伤分析
文献类型：期刊论文
| 作者 | 王晓艳; 王晓; 张小春; 朱世峰 |
| 刊名 | 核技术
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| 出版日期 | 2019 |
| 卷号 | 42期号:01页码:60-65 |
| 关键词 | TMSR-LF1 堆容器 UNS N10003合金 损伤力学 蠕变损伤 |
| 文献子类 | 期刊论文 |
| 英文摘要 | 钍基熔盐液态实验堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel 1,TMSR-LF1)反应堆压力容器(简称"堆容器")长期在650°C的高温下服役,对其进行蠕变损伤分析至关重要。本文旨在采用非弹性分析方法进行TMSR-LF1堆容器接管的蠕变损伤计算与评估。基于损伤力学理论,通过拟合650°C下UNS N10003合金的蠕变试验数据,得到了Lemaitre多轴蠕变损伤模型的材料常数。蠕变断裂寿命的理论预测值与试验结果基本吻合,最大误差7.38%。然后通过有限元分析,得到了TMSR-LF1堆容器接管正常运行工况下的等效应力,并根据Lemaitre多轴蠕变损伤模型得到了非弹性蠕变损伤值。计算结果表明:TMSR-LF1堆容器接管在10年寿期内的最大蠕变损伤约0.082,满足限值要求。 |
| 语种 | 中文 |
| 源URL | [http://ir.sinap.ac.cn/handle/331007/32358]  |
| 专题 | 上海应用物理研究所_中科院上海应用物理研究所2011-2017年 |
| 作者单位 | 1.中国科学院上海应用物理研究所 2.中国科学院先进核能创新研究院 |
| 推荐引用方式 GB/T 7714 | 王晓艳,王晓,张小春,等. 基于损伤力学的TMSR-LF1堆容器接管非弹性蠕变损伤分析[J]. 核技术,2019,42(01):60-65. |
| APA | 王晓艳,王晓,张小春,&朱世峰.(2019).基于损伤力学的TMSR-LF1堆容器接管非弹性蠕变损伤分析.核技术,42(01),60-65. |
| MLA | 王晓艳,et al."基于损伤力学的TMSR-LF1堆容器接管非弹性蠕变损伤分析".核技术 42.01(2019):60-65. |
入库方式： OAI收割
来源：上海应用物理研究所
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