Nội dung được dịch bởi AI, chỉ mang tính chất tham khảo
Mô hình hóa hành vi cứng hóa vật liệu phụ thuộc vào chu kỳ của thép hợp kim thấp 508
Tóm tắt
Các mô hình cứng hóa vật liệu dựa trên Chaboche đã được sử dụng để điều tra sự phụ thuộc theo chu kỳ/thời gian của hành vi đàn hồi-plastics của thép hợp kim thấp 508 (LAS), một vật liệu thường được sử dụng cho các thành phần của lò phản ứng nước nhẹ. Các đồ thị ứng suất-so năng đã được rút ra từ các thí nghiệm kéo đơn trục và mỏi được tiến hành dưới nhiều điều kiện khác nhau, chẳng hạn như trong không khí ở nhiệt độ phòng, trong không khí ở 300 °C, và trong điều kiện nước của vòng chính cho lò phản ứng nước có áp suất (PWR). Dữ liệu này sau đó đã được sử dụng để ước lượng các tham số vật liệu như mô đun đàn hồi, ứng suất chảy, và các biến liên quan đến các mô hình cứng hóa kinematic tuyến tính và phi tuyến tính dựa trên Chaboche. Các kết quả được ước lượng từ dữ liệu thử nghiệm mỏi cho thấy hành vi vật liệu rất nhạy cảm với các chu kỳ mỏi, bên cạnh nhiệt độ. Các tác giả dự đoán rằng những phát hiện của nghiên cứu này sẽ giúp phát triển các công cụ mô hình hóa tiên tiến dựa trên máy tính nhằm ngoại suy sự phát triển ứng suất-so năng của các thành phần lò phản ứng dưới các trạng thái ứng suất đa trục và do đó, sẽ giúp dự đoán tuổi thọ mỏi của chúng một cách chính xác hơn.
Từ khóa
#Chaboche #thép hợp kim thấp 508 #cứng hóa vật liệu #hành vi đàn hồi-plastics #mô hình hóa #ứng suất-so năng #lò phản ứng nước có áp suất.Tài liệu tham khảo
Faidy C, Wazylyk A (2015) Nuclear fatigue analysis codified design rules comparison of cyclic plasticity effects. Proceedings of the ASME pressure Vessels and Piping Conference. PVP2015: 45198.
Chopra OK, Shack WJ (2007) Effect of LWR coolant environments on the fatigue life of reactor materials. U.S. Nuclear Regulatory Commission. Report no. NUREG/CR-6909.
Chopra OK, Stevens G (2014) Effect of LWR coolant environments on the fatigue life of reactor materials. U.S. Nuclear Regulatory Commission. Report no. NUREG/CR-6909, revision 1.
Japan Nuclear Energy Safety Organization (2011) Nuclear Power Generation Facilities Environmental Fatigue Evaluation Method for Nuclear Power Plants. Nuclear Energy System Safety Division, Japan Nuclear Energy Safety Organization. Report No. JNES-SS-1005.
American Society of Mechanical Engineers (2015) ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section III, Division 1 - Subsection NB.
Nuclear Safety Standards Commission (2013) Components of the Reactor Coolant Pressure Boundary of Light Water Reactors. KTA 3201.2 Part 2, Design and Analysis. Salzgitter, Germany.
Kalnins A, Rudolph J, Willuweit A (2015) Using the nonlinear kinematic hardening material model of Chaboche for elastic–plastic ratcheting analysis. J Press Vessel Technol 137(3):031006
Rudolph J, Kalnins A, Götz A, Hilpert R (2011) Local ratcheting by elastic-plastic FEA — criteria and code based approaches. Proceedings of the ASME pressure Vessels and Piping Conference. PVP2011: 57229.
Gilman T, Weitze W, Rudolph J, Willuweit A, Kalnins A (2015) Using nonlinear kinematic hardening material models for elastic-plastic ratcheting analysis. Proceedings of the ASME pressure Vessels and Piping Conference. PVP2015: 45674.
Shit J, Dhar S, Acharyya S (2013) Modeling and finite element simulation of low cycle fatigue behavior of 316 SS. 6th international Conference on Creep, fatigue and Creep-fatigue interaction (Procedia engineering). 55: 774-779.
Yun GJ, Shang S (2011) A self-optimizing inverse analysis method for estimation of cyclic Elasto-plasticity model parameters. Int J Plast 27(4):576–595
Pirondi A, Bonora N (2003) Modeling ductile damage under fully reversed cycling. Comput Mater Sci 26:129–141
Chakherlou TN, Ajri M (2013) Strain ratcheting and stress relaxation around interference-fitted single-holed plates under cyclic loading: experimental and numerical investigations. Fatigue & Fracture of Engineering Materials & Structures 36:327–339
Hübel H, Willuweit A, Rudolph J, Ziegler R, Lang H, Rother K, Deller S (2014) Performance study of the simplified theory of plastic zones and the twice-yield method for the fatigue check. Int J Press Vessel Pip 116:10–19
Dahlberg M, Segle P (2010) Evaluation of models for cyclic plastic deformation–a literature study. Swedish Radiation Safety Authority Report 2010:45
Rudolph J, Maneschy JE, Cisternas M, Freire JLF, Costa FM, Silva B, Suanno R (2015) Load Data Evaluation, Stress Analysis and Cycle Counting for the Qualified Thermal Fatigue Assessment of a NPP Component. ASME Pressure Vessels and Piping Conference (pp.V01AT01A055-V01AT01A055), Paper no. PVP2015–45668, American Society of Mechanical Engineers.
Hojo K, Kawabata S, (2015) Low Cycle Fatigue Evaluation Using Cyclic Loading Test Data. ASME Pressure Vessels and Piping Conference (pp. V01AT01A045-V01AT01A045), Paper no. PVP2015–45326, American Society of Mechanical Engineers.
Gilman TD, Alleshwaram A, Satyan-Sharma T (2015) Industry’s First NRC Approved Appendix L Flaw Tolerance Evaluation to Manage Fatigue in a Surge Line. ASME Pressure Vessels and Piping Conference (pp. V01AT01A033-V01AT01A033), Paper no. PVP2015–45194, American Society of Mechanical Engineers.
Rudolph J, Kalnins A, Götz A, Hilpert R (2011) Local ratcheting by elastic-plastic FEA criteria and code based approaches. Proceedings of the ASME Pressure Vessels and Piping Conference, Paper No. PVP2011–57229.
Nimrouzi H, Goldak JA, Yetisir M (2015) A Methodology for Optimizing Startup-Shutdown Transients for Pressure Vessel Integrity. ASME Pressure Vessels and Piping Conference (pp. V01AT01A049-V01AT01A049), Paper No. PVP2015–45975, American Society of Mechanical Engineers.
Chaboche JL (1986) Time-independent constitutive theories for cyclic plasticity. Int J Plast 2:149–188
Chaboche JL (1991) On some modifications of kinematic hardening to improve the description of ratcheting effects. Int J Plast 7:661–678
Chaboche JL (2008) A review of some plasticity and Viscoplasticity constitutive theories. Int J Plast 24:1642–1693
Lemaitre J, Chaboche JL (2002) Mechanics of solid material. Cambridge University Press, Cambridge
Mohanty S, Soppet WK, Majumdar S, Natesan K (2015) System-level heat transfer analysis, thermal-mechanical cyclic stress analysis, and environmental fatigue modeling of a two-loop pressurized water reactor: a preliminary study. Argonne National Laboratory report ANL/LWRS-15/1.
Mohanty S, Soppet WK, Majumdar S, Natesan K (2015) Tensile and fatigue testing and material hardening model development for 508 LAS Base metal and 316 SS similar metal weld under in-air and PWR primary loop water conditions. Argonne National Laboratory report ANL/LWRS-15/2.
Wright RN (2014). Creep of A508/533 pressure vessel steel. Idaho National Laboratory Report INL/EXT-14-32811.
Mohanty S, Soppet WK, Majumdar S, Natesan K (2016) In-air and pressurized water reactor environment fatigue experiments of 316 stainless steel to study the effect of environment on cyclic hardening. J Nucl Mater 473:290–299