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核级设备简化弹塑性疲劳分析中的塑性修正

Plastic Correction in Simplified Elastic-Plastic Fatigue Analysis of Nuclear Componets

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【作者】 傅孝龙王东辉杜娟张瀛

【Author】 FU Xiaolong;WANG Donghui;DU Juan;ZHANG Ying;Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory,Nuclear Power Institute of China;

【机构】 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室

【摘要】 ASME和RCC-M规范中规定了核级设备简化的弹塑性疲劳分析方法。规范中规定了泊松比效应和应力应变非线性导致的塑性修正因子(K_e)。RCC-M规范提出了分别适用于机械载荷和热载荷作用下的塑性修正因子。文中对蒸汽发生器主给水接管隔热套管进行疲劳分析,采用上述修正因子进行塑性修正并比较。结果表明在总应力中热应力占主导的情况下,ASME规定的塑性修正系数最为保守,RCC-M规定的塑性修正系数次之,泊松比效应导致的塑性修正因子保守性最小。

【Abstract】 A simplified elastic-plastic fatigue analysis method for nuclear componets is presented in ASEM and RCC-M codes. The codes also provide plastic strain correction factors(Ke) due to poisson coefficient effect and nonlinear constitutive relations. RCC-M code defines two values for the stress due to mechanical loading and thermal loading respectively. The plastic strain correction factors are compared in the fatigue analysis of a thermal sleeve. The results show that plastic strain correction factor of ASME code is most conservative, RCC-M code takes next place and poisson coefficient effect is the least in this case of predominant thermal loading.

  • 【文献出处】 机械工程师 ,Mechanical Engineer , 编辑部邮箱 ,2017年01期
  • 【分类号】TL353.13
  • 【被引频次】1
  • 【下载频次】58
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