国家高技术研究发展计划(2008AA031701-3)
- 作品数：2 被引量：7H指数：2
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- 相关机构：苏州热工研究院有限公司南京航空航天大学西安工业大学更多>>
- 发文基金：国家高技术研究发展计划中国博士后科学基金更多>>
- 相关领域：核科学技术理学更多>>
- 压水堆核电站主管道材料的低周疲劳行为研究被引量：3
- 2011年
- 对压水堆核电站主管道材料Z3CN20.09M进行室温与350℃低周疲劳性能试验,得到材料循环变形规律和寿命演化模型。结果表明,主管道材料表现为先强化后软化的循环特性,但强化的程度取决于温度和应变幅;当应变幅较大时,高温疲劳断裂寿命高于室温疲劳断裂寿命,但随着应变幅的降低,二者的疲劳断裂寿命差别逐渐减小。常温与350℃高温疲劳断口的分析表明,Z3CN20.09M钢低周疲劳裂纹呈凸形扩展,并伴随有疲劳辉纹出现。
- 薛飞余伟炜遆文新王兆希张路林磊石崇哲
- 关键词：低周疲劳核电压水堆主管道
- 基于性能退化的热老化可靠性剩余寿命预测方法被引量：4
- 2013年
- 以核电厂主管道为研究对象,运用性能退化可靠性理论和贝叶斯更新方法,对主管道因热老化导致失效的剩余寿命进行研究。首先通过加速热老化实验获得的数据,分析主管道奥氏体不锈钢材料的冲击性能退化过程,然后运用贝叶斯更新方法得到基于冲击性能衰退信息的主管道热老化剩余寿命分布,进行可靠性剩余寿命预测;最后通过实例证明该方法的有效性和可操作性。
- 任淑红薛飞余伟炜遆文新刘啸天
- 关键词：核电厂主管道剩余寿命
