[发明专利]一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法及系统

说明书

本发明公开了一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法，包括以下步骤：获取预设环境下核能设备用低合金钢材料的应力应变数据，并根据应力应变数据获取核能设备用低合金钢材料的应变能数据；根据应变能数据构建屈服应力安全模型和抗拉强度安全模型；使用屈服应力安全模型和抗拉强度安全模型对核能设备用低合金钢材料的安全性能进行测试。本发明还公开了一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试系统。一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法及系统，提供了一种基于低合金钢材料屈强比分析工程设计许用应力参数的模型方法，通过建立的模型方法可计算得到许用应力参数，为分析结构件剩余安全裕量提供了量化依据。

技术领域

本发明涉及核能技术领域，具体涉及一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法及系统。

背景技术

在工程设计中，由于对某些参量的本身存在着主观认识与客观实际间的差异，因此在结构件的强度校核时许用应力[σ]是评价力学计算结果的常用参量。一般情况下，许用应力[σ]可结合材料的屈服应力σ_y或抗拉强度σ_u除以对应安全系数n_y或n_u计算得到。

以材料屈服应力σ_y或抗拉强度σ_u指标作为极限应力，所选用的安全系数也就不同。在面临超设计载荷的情况，为了从强度上保证结构能正常工作，在强度校核中以安全系数的形式加以补偿。以低、中和高应变率对应的一类材料应力应变数据来说，工程设计考虑的许用应力[σ]定义如下，

或

工程设计中的分析多为弹性分析，即不超过材料屈服应力。若基于式(1)和式(2)计算得到的许用应力[σ]结果一致，则需分析安全系数n_y或n_u的模型关系；式(1)和式(2)未考虑应力应变的交互限制作用且安全系数n_y或n_u的取值缺乏理论支撑。

综上所述，在分析工程设计许用应力[σ]参数的模型方面，当前均是基于经验取值且其取值缺乏理论支撑，未见有可用的模型方法。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是现有技术中对核能设备用低合金钢材料的许用应力未虑应力应变的交互限制作用且安全系数的取值缺乏理论支撑，目的在于提供一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法及系统，解决上述问题。

本发明通过下述技术方案实现：

一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法，包括以下步骤：

S1：获取预设环境下核能设备用低合金钢材料的应力应变数据，并根据所述应力应变数据获取核能设备用低合金钢材料的应变能数据；

所述应变能数据包括：

双线性应力应变关系中的塑性应变能密度S_D；

理想弹塑性情况下的塑性应变能密度S_R；

S2：根据所述应变能数据构建屈服应力安全模型，并根据所述屈服应力安全模型构建抗拉强度安全模型；

S3：使用所述屈服应力安全模型和所述抗拉强度安全模型对核能设备用低合金钢材料的安全性能进行测试。

现有技术中，核反应堆压力容器及压力容器顶盖等关键防护部位都需要用到大量的低合金钢，而压力容器作为核反应堆非常重要的一道屏障，材料的安全性会极大的影响整个核电厂的安全性。现有技术中的材料许用应力的设计主要采用经验的方式来确定安全系数，然而材料自身在受力状态下，应力和应变会存在交互限制作用，并且核能设备用低合金钢材料还可能会面临高温高压的环境，此时再通过通用技术中的材料许用应力的设计，容易造成材料设计强度不足，降低整体设备的安全性。