钛合金材料弹塑性修正因子研究
Nuclear Power Engineering（2014）
摘要
对核级设备的疲劳分析计算通常是采用美国工程师机械学会(ASME)或法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的简化弹塑性疲劳分析方法.进行简化的弹塑性疲劳分析需要确定弹塑性修正因子(Ke)及其相关参数.规范给出了核级设备常用材料的Ke基于大量试验数据拟合的经验公式及其相关系数.但目前,规范并没有提供钛合金材料的这些相关数据.由于试验获取钛合金材料Ke需要耗费大量时间和物力,因此,通过数值分析方法获取钛合金材料的Ke,并验证核级设备常用材料规范提供的经验公式是数值分析方法获取Ke的包络值,同时确定包络的最小保守裕量.以此为依据,确定钛合金材料Ke的表达式及其相关系数,以满足钛合金TA17的简化弹塑性疲劳分析要求.
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