基于能量法的低周疲劳寿命预测模型探讨

来源 :第九届全国高等学校过程装备与控制工程专业教学改革与学科建设成果校际交流会 | 被引量 : 0次 | 上传用户:lamm
下载到本地 , 更方便阅读
声明 : 本文档内容版权归属内容提供方 , 如果您对本文有版权争议 , 可与客服联系进行内容授权或下架
论文部分内容阅读
疲劳破坏过程包括疲劳裂纹的萌生和扩展,本质上是一个能量损耗过程,材料吸收的能量大部分以热能的形式消耗掉,只有很小的一部分能量造成疲劳损伤。本文从材料吸收的能量与造成疲劳损伤的能量之间的关系出发,提出了一个新的低周疲劳寿命预测模型。通过316L钢420℃环境下应力控制的低周疲劳试验,用该模型进行了低周疲劳寿命预测,预测结果与实测结果符合较好。
其他文献
采用中国优势非金属矿产资源硅灰石,进行选择性粉碎和超细粉碎表面改性深加工,制备出性能优异的硅灰石短纤维功能性矿物粉体材料,复配玻纤增强工程塑料应用试验表明,增强改性
本文对中国实验快堆(CEFR)一回路主泵吸入腔及其相关区域,应用大型通用商业计算流体力学(CFD)软件CFX,进行三维数值模拟计算.研究了从-6.40米到-9.445米冷池的温度分布和流场
随着计算机速度、容量的提高,以及互联网上音频数据的急剧膨胀,发展音频信息的基于内容检索技术已经成为迫切的需要。音频信息的基于内容检索系统包括音频信息数据库与音频信息
该文提出了如何通过实时传输/控制协议(RTP/RTCP)对音频进行实时控制。在不保证网络服务质量的分组交换网络中,通过RTP/RTCP传输协议,对网络性能进行评估。音频传输的发送端和接
本文根据调研秦山核电厂和其他压水堆核电厂的应急操作规程(EOP)中关于ATWS事故缓解策略及操纵员操作的内容,介绍了各类ATWS事故的进程以及缓解ATWS规程的研制,比较秦山核电
中国实验快堆(CEFR)是我国自行完成施工设计并建造的第一座快中子反应堆,该试验堆主系统采用池式设计,液态金属钠做冷却剂,热功率为65MW,试验发电功率为20MW.作为一个池式钠
本文使用CONTAIN程序计算分析了百万千瓦级压水堆核电站严重事故下安全壳内的氢气分布.计算共选取两个严重事故序列,分别为一回路冷段大破口失水(LLOCA)叠加ECCS失效(不包括
热冲击下反应堆压力容器中的热工水力特性是一个与反应堆安全密切相关的课题.本文在1/10的模型体上进行了高温高压下安注时的瞬态混和特性实验,得到了压力容器筒体壁面温度随
液体雾化广泛应用于液体在气体中的分散过程中,本文对当前各种液体雾化机理学说,液体颗粒破碎机制进行了比较与总结,阐述了雾化结果的物理描述方式,以及工业用雾化喷嘴目前达到的
本文通过试验研究,得出4M12活塞式氧压机吸气温度和级间冷却对排气量和功耗影响的关系曲线,这对往复活塞式氧压机的节能运行具有重要的指导意义,并且其结论可推广应用到其他类型