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考虑几何尺寸影响的RPV钢韧脆转变实验研究
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作者 巫元俊 徐习凯 +1 位作者 包陈 蔡力勋 《力学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第10期2363-2372,共10页
反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)是核电站的一道重要的安全屏障,而RPV钢在韧脆转变区内的断裂韧性变化是核电站安全评估中的重要考虑因素.在对RPV钢韧脆转变区内的断裂韧性变化规律进行研究时,ASTM标准等国际标准通常推荐... 反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)是核电站的一道重要的安全屏障,而RPV钢在韧脆转变区内的断裂韧性变化是核电站安全评估中的重要考虑因素.在对RPV钢韧脆转变区内的断裂韧性变化规律进行研究时,ASTM标准等国际标准通常推荐以主曲线法进行研究.采用不同尺寸的单边缺口弯曲(single edgenotched bending,SEB)试样及紧凑拉伸(compact tension,CT)试样完成了SA-508钢在常温至−100°C的温度范围内的断裂韧性试验,基于主曲线法研究了SA-508钢在韧脆转变区内的断裂韧性变化规律,同时对主曲线法得到的基于不同尺寸断裂试样结果的韧脆转变温度预测精度进行了对比,并通过断口微观形貌分析研究了断裂试样的破坏特征.研究表明,试样构形和几何尺寸对RPV钢的韧脆转变行为有显著影响.主曲线法用于标准厚度试样的韧脆转变温度预测具有良好的精度,但其预测的小尺寸试样的韧脆转变温度与实际韧脆转变温度区间相差较大.随着温度的降低,大、小尺寸试样的启裂点位置均不断靠近裂纹尖端且与试样断裂韧性呈非线性关系. 展开更多
关键词 SA-508钢 韧脆转变 断裂韧性 主曲线法 小试样
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