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余炜伟

作品数:4 被引量:10H指数:2
供职机构:苏州热工研究院有限公司更多>>
发文基金:国家自然科学基金国家高技术研究发展计划国家科技重大专项更多>>
相关领域:核科学技术机械工程一般工业技术金属学及工艺更多>>

文献类型

  • 3篇期刊文章
  • 1篇会议论文

领域

  • 3篇机械工程
  • 3篇核科学技术
  • 1篇金属学及工艺
  • 1篇一般工业技术

主题

  • 1篇弹塑性断裂
  • 1篇电厂
  • 1篇动态应变时效
  • 1篇循环特性
  • 1篇应变时效
  • 1篇失效模式
  • 1篇时效
  • 1篇热老化
  • 1篇主管道
  • 1篇核电
  • 1篇核电厂
  • 1篇反应堆
  • 1篇反应堆压力容...
  • 1篇R软件
  • 1篇FAVO
  • 1篇不锈
  • 1篇不锈钢
  • 1篇尺寸
  • 1篇尺寸计算
  • 1篇J

机构

  • 4篇苏州热工研究...
  • 1篇华东理工大学
  • 1篇天津大学

作者

  • 4篇余炜伟
  • 3篇王荣山
  • 3篇陈明亚
  • 3篇吕峰
  • 2篇薛飞
  • 1篇于敦吉
  • 1篇张国栋
  • 1篇黄平
  • 1篇刘向兵

传媒

  • 3篇压力容器
  • 1篇第16届全国...

年份

  • 1篇2016
  • 2篇2015
  • 1篇2012
4 条 记 录,以下是 1-4
排序方式:
热老化对核电厂一回路主管道LBB分析失效模式的影响被引量:4
2015年
核电厂一回路主管道的材料热老化对其"未爆先漏"(LBB)分析存在明显的影响,基于美国NUREG/CR 4513报告,分析了热老化对一回路主管道的结构塑性极限载荷、裂纹扩展稳定性图(J-T图)、弹塑性断裂失效(EPFM)临界裂纹尺寸和结构失效模式的影响。案例分析结果表明,热老化增加了材料的流变应力和结构塑性极限载荷(增加了11.78%)、降低了材料韧性(裂纹扩张量为5 mm时下降了62.65%)、同样的撕裂模量下热老化后允许的J积分降低了50%以上,热老化后结构的塑性极限载荷与EPFM极限载荷之比(对应于ASME规范Ⅺ卷的Z因子)明显增大。研究结果还表明,在较大的外部载荷作用下,J-T图的驱动力曲线不再是条直线,这与诸如ASME规范Ⅺ卷的简单分析假设不一致,采用ASME规范中的简单假设可能得到非精确的结论。主管道既可能发生EPFM失效,又可能发生塑性失稳失效,发生EPFM失效对应的载荷区间更大。
陈明亚王荣山余炜伟尤磊甄洪栋吕峰薛飞
关键词:主管道热老化
LBB弹塑性断裂分析中临界裂纹尺寸计算被引量:2
2016年
LBB评估中基于弹塑性断裂方法(EPFM)计算裂纹稳定扩展的临界尺寸是主要难点之一,工程应用中主要通过裂纹扩展驱动力图(J-a图)或裂纹扩展稳定性图(J-T图)计算裂纹稳定扩展的临界尺寸。针对绘制J-a和J-T图的过程较复杂,且作图法确定临界裂纹尺寸精度会受到作图质量影响的问题,基于EPRI工程评定方法的裂纹稳定扩展条件(ASME和R6等规范中也是引用的该条件),给出了一种计算裂纹稳定扩展临界尺寸的数值方法。分析案例研究结果表明,J-T图驱动力曲线存在不是直线的情况,这与简化分析假设不一致。在分析案例中,J-T图分析获得的临界裂纹尺寸是偏于保守的,当外加载荷较小时,这种保守性较小,但当外加载荷较大时,J-T图引起的保守可能高达40%左右。
陈明亚王荣山余炜伟尤磊甄洪栋吕峰张国栋薛飞
关键词:弹塑性断裂
动态应变时效对Z2CND18.12N不锈钢循环特性和疲劳行为的影响
<正>本文首先研究了Z2CND18.12N奥氏体不锈钢在室温至450℃范围内应变率1×10~(-3)/s下的单轴拉伸和应变循环特性,然后以应变率6×10~(-3)/s在室温和350℃下进行了低周疲劳试验,并通过SEM和T...
于敦吉余炜伟陈旭
文献传递
反应堆压力容器结构完整性评估中缺陷分布分析被引量:4
2015年
缺陷分布的不确定性是影响反应堆压力容器(RPV)结构完整性的最主要因素之一,而承压热冲击(PTS)事件构成了对RPV结构完整性的最大挑战。首先讨论了材料中缺陷的一般分布规律,然后分析比较了美国橡树岭国家重点实验室(ORNL)开发的FAVOR软件(6.1版本)、承压热冲击的"鉴定准则"10CFR50.61a和ASME规范Ⅺ卷在役检查规范中所规定缺陷分布的差异情况。
陈明亚吕峰王荣山余炜伟郑维栋刘向兵黄平
关键词:反应堆压力容器
共1页<1>
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