CN111881562B - 基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法及系统 - Google Patents

基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法及系统 Download PDF

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CN111881562B CN202010681550.XA CN202010681550A CN111881562B CN 111881562 B CN111881562 B CN 111881562B CN 202010681550 A CN202010681550 A CN 202010681550A CN 111881562 B CN111881562 B CN 111881562B
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Abstract

本发明公开了基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法，包括以下步骤：获取预设环境下奥氏体不锈钢的应力应变数据，并获取奥氏体不锈钢的流动应力；获取奥氏体不锈钢的应变能数据；根据应变能数据构建屈服应力安全模型，并根据屈服应力安全模型构建抗拉强度安全模型；对奥氏体不锈钢材料的安全性能进行测试。本发明还公开了基于流强比的核能主管道材料安全性能测试系统。本发明基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法及系统，结合奥氏体不锈钢材料流强比，提出了一种基于奥氏体不锈钢材料流强比计算工程设计中许用应力的模型方法，该方法为工程结构部件的力学分析和评价提供了模型支撑，为量化结构件剩余安全裕量提供依据。

Description

基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法及系统
技术领域
本发明涉及核能技术领域，具体涉及基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法及系统。
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，奥氏体不锈钢的力学强度校核时会引入许用应力[σ]限值的概念。许用应力[σ]可依据材料的屈服应力σy或抗拉强度σu除以对应安全系数ny或nu计算得到。
在面临超设计载荷的情况，为从强度上保证结构能正常工作，在力学强度校核中以安全系数的形式加以补偿。力学强度校核分别以材料屈服应力σy或抗拉强度σu指标作为极限应力，则对应所选用的安全系数也就不同。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]如下，
Figure GDA0002643828860000011
或
Figure GDA0002643828860000012
工程设计中的力学分析多为弹性分析或有限塑性变形分析。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ny与nu之间的模型关系；式(1)和式(2)未考虑应力应变的交互限制作用且安全系数ny或nu的取值缺乏理论支撑。
综上所述，在奥氏体不锈钢的许用应力[σ]的计算模型方面，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在奥氏体不锈钢的许用应力[σ]的计算模型方面，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，目的在于提供基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法及系统，解决上述问题。
本发明通过下述技术方案实现：
基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法，包括以下步骤：
S1：获取预设环境下核能主管道用奥氏体不锈钢的应力应变数据，并根据所述应力应变数据获取核能主管道用奥氏体不锈钢的流动应力；
S2：根据所述应力应变数据和所述流动应力获取核能主管道用奥氏体不锈钢的应变能数据；
所述应变能数据包括：
双线性应力应变关系中的流动塑性应变能密度SD；
理想弹塑性情况下的流动塑性应变能密度SR；
S3：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；
S4：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主管道用奥氏体不锈钢材料的安全性能进行测试。
现有技术中，奥氏体不锈钢是核反应堆一回路主管道的主要材料，然而奥氏体不锈钢和低合金钢的材料性质之间存在较大区别，主要体现在奥氏体不锈钢具有较好的塑性性能，因此在设计中允许发生有限塑性变形，这就使得在进行奥氏体不锈钢的安全性能评估时，与低合金钢材料存在不同；而现有技术中仅仅是通过经验确定安全系数的方式来评价奥氏体不锈钢，无法对安全系数依照模型进行量化。
本发明应用时，首先可以在预设环境下对奥氏体不锈钢进行试验，获取应力应变数据，这里的应力应变数据主要包括有弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu。在本发明中，基于奥氏体不锈钢的塑性性能，在构建应力应变关系时，引入了流动应力，通过流动应力对奥氏体不锈钢的塑性性能进行量化。
在本发明中，双线性应力应变关系是一种通过两段函数表征的材料本构关系，其中，一段是表征弹性阶段的应力应变关系，这段函数的应力起点是0，应力终点是屈服应力σy；另一段是通过线性来表征塑性阶段的应力应变关系，这段函数的应力起点是屈服应力σy，应力终点是抗拉强度σu，通过这种本构关系就可以获取材料在塑性变形情况下产生的应变能，而在这段函数中存在流动应力所对应的应变，因此可以获得材料从流动应力到抗拉强度之间的塑形变形所对应的应变能密度，从而实现对奥氏体不锈钢的塑性性能进行量化。而理想弹塑性情况作为基准应力应变关系也是一种通过两段函数表征的材料本构关系，是把材料看成一旦屈服就可以无限变形的一种本构模型，同样在理想弹塑性情况中的塑形阶段也存在流动应力所对应的应变用于进行奥氏体不锈钢的塑性性能量化。
然后通过流动塑性应变能密度SD和流动塑性应变能密度SR就可以构建屈服应力安全模型和抗拉强度安全模型，其中，屈服应力安全模型是基于屈服应力设置的，而抗拉强度安全模型是基于抗拉强度进行设置的，通过对这两个模型的综合，就可以获取一种即考虑屈服应力又考虑抗拉强度的材料安全评价新方法，由于本申请中考虑了两种应力情况下材料所匹配的许用应力，所以安全性可以得到保障，并且由于抗拉强度实际是在应力和应变交互限制作用情况下所产生的，所以这种评价方式也可以综合考虑应力和应变交互限制作用。本发明结合奥氏体不锈钢材料的流动应力与抗拉强度之比(简称：流强比)，提出了一种基于奥氏体不锈钢材料流强比计算工程设计中许用应力的模型方法，该方法为工程结构部件的力学分析和评价提供了模型支撑，为量化结构件剩余安全裕量提供了依据。
进一步的，步骤S1包括以下子步骤：
S11：根据所述应力应变数据获取核能主管道用奥氏体不锈钢的弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu；
S12：根据下式获取核能主管道用奥氏体不锈钢的流动应力：
Figure GDA0002643828860000031
式中，σflow为流动应力。
进一步的，步骤S2包括以下子步骤：
S21：根据核能主管道用奥氏体不锈钢材料的弹性模量E、屈服应力σy、抗拉强度σu和流动应力σflow建立双线性应力应变函数和理想弹塑性应力应变函数；
S22：对所述双线性应力应变函数从流动应力σflow到抗拉强度σu的塑性段进行积分获取双线性应力应变关系中的流动塑性应变能密度SD；
对所述理想弹塑性流动应力应变函数从流动应力σflow到抗拉强度σu的塑性段进行积分获取理想弹塑性情况下的流动塑性应变能密度SR。
进一步的，双线性应力应变关系中的流动塑性应变能密度SD根据下式获取：
Figure GDA0002643828860000032
理想弹塑性情况下的流动塑性应变能密度SR根据下式获取：
SR＝σflow(εu-εflow)
式中，σu为抗拉强度，σflow为流动应力，εflow为流动应力对应的应变，εu为抗拉强度对应的应变。
进一步的，所述屈服应力安全模型根据下式构建：
Figure GDA0002643828860000033
ny＝nflow
Figure GDA0002643828860000041
式中，ny为屈服应力对应的安全系数，nflow为流动应力对应的安全系数，[σ]y为基于屈服应力的许用应力；
所述抗拉强度安全模型根据下式构建：
Figure GDA0002643828860000042
Figure GDA0002643828860000043
式中，nu为抗拉强度对应的安全系数，[σ]u为基于抗拉强度的许用应力。
进一步的，当
Figure GDA0002643828860000044
时，令
Figure GDA0002643828860000045
本发明应用时，虽然仍以屈服应力和抗拉强度定义许用应力，但是在于通过渡参量定义一个安全因子nflow，其中规定
Figure GDA0002643828860000046
时，需令
Figure GDA0002643828860000047
目的是为了放宽奥氏体不锈钢材料的安全因子。
进一步的，步骤S4包括以下子步骤：
将基于屈服应力的许用应力[σ]y和基于抗拉强度的许用应力[σ]u中较小的值作为核能主管道用奥氏体不锈钢材料的许用应力[σ]：
Figure GDA0002643828860000048
基于流强比的核能主管道材料安全性能测试系统，包括：
获取单元：用于获取预设环境下核能主管道用奥氏体不锈钢的应力应变数据，并根据所述应力应变数据获取核能主管道用奥氏体不锈钢的流动应力；
处理单元：用于根据所述应力应变数据和所述流动应力获取核能主管道用奥氏体不锈钢的应变能数据；
所述应变能数据包括：
双线性应力应变关系中的流动塑性应变能密度SD；
理想弹塑性情况下的流动塑性应变能密度SR；
模型单元：用于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；
测试单元：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主管道用奥氏体不锈钢材料的安全性能进行测试。
进一步的，获取单元根据所述应力应变数据获取核能主管道用奥氏体不锈钢的弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu，并根据下式获取核能主管道用奥氏体不锈钢的流动应力：
Figure GDA0002643828860000051
式中，σflow为流动应力；
所述处理单元根据核能主管道用奥氏体不锈钢材料的弹性模量E、屈服应力σy、抗拉强度σu和流动应力σflow建立双线性应力应变函数和理想弹塑性应力应变函数；
所述处理单元对所述双线性应力应变函数从流动应力σflow到抗拉强度σu的塑性段进行积分获取双线性应力应变关系中的流动塑性应变能密度SD；
所述处理单元对所述理想弹塑性应力应变函数从流动应力σflow到抗拉强度σu的塑性段进行积分获取理想弹塑性情况下的流动塑性应变能密度SR；
双线性应力应变关系中的流动塑性应变能密度SD根据下式获取：
Figure GDA0002643828860000052
理想弹塑性情况下的流动塑性应变能密度SR根据下式获取：
SR＝σflow(εu-εflow)
式中，σu为抗拉强度，σflow为流动应力，εflow为流动应力对应的应变，εu为抗拉强度对应的应变；
所述屈服应力安全模型根据下式构建：
Figure GDA0002643828860000053
ny＝nflow
Figure GDA0002643828860000054
式中，ny为屈服应力对应的安全系数，nflow为流动应力对应的安全系数，[σ]y为基于屈服应力的许用应力；
所述抗拉强度安全模型根据下式构建：
Figure GDA0002643828860000055
Figure GDA0002643828860000056
式中，nu为抗拉强度对应的安全系数，[σ]u为基于抗拉强度的许用应力。
进一步的，所述测试单元将基于屈服应力的许用应力[σ]y和基于抗拉强度的许用应力[σ]u中较小的值作为核能主管道用奥氏体不锈钢材料的许用应力[σ]：
Figure GDA0002643828860000061
本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
本发明基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法及系统，结合奥氏体不锈钢材料的流动应力与抗拉强度之比(简称：流强比)，提出了一种基于奥氏体不锈钢材料流强比计算工程设计中许用应力的模型方法，该方法为工程结构部件的力学分析和评价提供了模型支撑，为量化结构件剩余安全裕量提供了依据。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：
图1为本发明方法步骤示意图；
图2为本发明实施例中双线性应力应变关系示意图；
图3为本发明实施例中理想弹塑性情况应力应变关系示意图；
图4为本发明实施例中双线性应力应变关系中的流动塑性应变能密度SD和理想弹塑性情况下的流动塑性应变能密度SR对应示意图。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。
实施例
如图1所示，本发明基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法，包括以下步骤：
S1：获取预设环境下核能主管道用奥氏体不锈钢的应力应变数据，并根据所述应力应变数据获取核能主管道用奥氏体不锈钢的流动应力；
S2：根据所述应力应变数据和所述流动应力获取核能主管道用奥氏体不锈钢的应变能数据；
所述应变能数据包括：
双线性应力应变关系中的流动塑性应变能密度SD；
理想弹塑性情况下的流动塑性应变能密度SR；
S3：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；
S4：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主管道用奥氏体不锈钢材料的安全性能进行测试。
本实施例实施时，首先可以在预设环境下对奥氏体不锈钢进行试验，获取应力应变数据，这里的应力应变数据主要包括有弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu。在本发明中，基于奥氏体不锈钢的塑性性能，在构建应力应变关系时，引入了流动应力，通过流动应力对奥氏体不锈钢的塑性性能进行量化。
在实施例中，双线性应力应变关系是一种通过两段函数表征的材料本构关系，其中，一段是表征弹性阶段的应力应变关系，这段函数的应力起点是0，应力终点是屈服应力σy；另一段是通过线性来表征塑性阶段的应力应变关系，这段函数的应力起点是屈服应力σy，应力终点是抗拉强度σu，通过这种本构关系就可以获取材料在塑性变形情况下产生的应变能，而在这段函数中存在流动应力所对应的应变，因此可以获得材料从流动应力到抗拉强度之间的塑形变形所对应的应变能密度，从而实现对奥氏体不锈钢的塑性性能进行量化。而理想弹塑性情况作为基准应力应变关系也是一种通过两段函数表征的材料本构关系，是把材料看成一旦屈服就可以无限变形的一种本构模型，同样在理想弹塑性情况中的塑形阶段也存在流动应力所对应的应变用于进行奥氏体不锈钢的塑性性能量化。
然后通过流动塑性应变能密度SD和流动塑性应变能密度SR就可以构建屈服应力安全模型和抗拉强度安全模型，其中，屈服应力安全模型是基于屈服应力设置的，而抗拉强度安全模型是基于抗拉强度进行设置的，通过对这两个模型的综合，就可以获取一种即考虑屈服应力又考虑抗拉强度的材料安全评价新方法，由于本申请中考虑了两种应力情况下材料所匹配的许用应力，所以安全性可以得到保障，并且由于抗拉强度实际是在应力和应变交互限制作用情况下所产生的，所以这种评价方式也可以综合考虑应力和应变交互限制作用。本发明结合奥氏体不锈钢材料的流动应力与抗拉强度之比(简称：流强比)，提出了一种基于奥氏体不锈钢材料流强比计算工程设计中许用应力的模型方法，该方法为工程结构部件的力学分析和评价提供了模型支撑，为量化结构件剩余安全裕量提供了依据。
为了进一步的说明本实施例的工作过程，步骤S1包括以下子步骤：
S11：根据所述应力应变数据获取核能主管道用奥氏体不锈钢的弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu；
S12：根据下式获取核能主管道用奥氏体不锈钢的流动应力：
Figure GDA0002643828860000071
式中，σflow为流动应力。
为了进一步的说明本实施例的工作过程，步骤S2包括以下子步骤：
S21：根据核能主管道用奥氏体不锈钢材料的弹性模量E、屈服应力σy、抗拉强度σu和流动应力σflow建立双线性应力应变函数和理想弹塑性应力应变函数；
S22：对所述双线性应力应变函数从流动应力σflow到抗拉强度σu的塑性段进行积分获取双线性应力应变关系中的流动塑性应变能密度SD；
对所述理想弹塑性应力应变函数从流动应力σflow到抗拉强度σu的塑性段进行积分获取理想弹塑性情况下的流动塑性应变能密度SR。
为了进一步的说明本实施例的工作过程，双线性应力应变关系中的流动塑性应变能密度SD根据下式获取：
Figure GDA0002643828860000081
理想弹塑性情况下的流动塑性应变能密度SR根据下式获取：
SR＝σflow(εu-εflow)
式中，σu为抗拉强度，σflow为流动应力，εflow为流动应力对应的应变，εu为抗拉强度对应的应变。
为了进一步的说明本实施例的工作过程，所述屈服应力安全模型根据下式构建：
Figure GDA0002643828860000082
ny＝nflow
Figure GDA0002643828860000083
式中，ny为屈服应力对应的安全系数，nflow为流动应力对应的安全系数，[σ]y为基于屈服应力的许用应力；
所述抗拉强度安全模型根据下式构建：
Figure GDA0002643828860000084
Figure GDA0002643828860000085
式中，nu为抗拉强度对应的安全系数，[σ]u为基于抗拉强度的许用应力。
为了进一步的说明本实施例的工作过程，当
Figure GDA0002643828860000086
时，令
Figure GDA0002643828860000087
本实施例实施时，虽然仍然以屈服应力和抗拉强度定义许用应力，但是在于通过渡参量定义一个安全因子nflow，其中规定
Figure GDA0002643828860000088
时，需令
Figure GDA0002643828860000089
目的是为了放宽在奥氏体不锈钢材料的安全因子。
为了进一步的说明本实施例的工作过程，步骤S4包括以下子步骤：
将基于屈服应力的许用应力[σ]y和基于抗拉强度的许用应力[σ]u中较小的值作为核能主管道用奥氏体不锈钢材料的许用应力[σ]：
Figure GDA0002643828860000091
本发明基于流强比的核能主管道材料安全性能测试系统，包括：
获取单元：用于获取预设环境下核能主管道用奥氏体不锈钢的应力应变数据，并根据所述应力应变数据获取核能主管道用奥氏体不锈钢的流动应力；
处理单元：用于根据所述应力应变数据和所述流动应力获取核能主管道用奥氏体不锈钢的应变能数据；
所述应变能数据包括：
双线性应力应变关系中的流动塑性应变能密度SD；
理想弹塑性情况下的流动塑性应变能密度SR；
模型单元：用于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；
测试单元：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主管道用奥氏体不锈钢材料的安全性能进行测试。
进一步的，获取单元根据所述应力应变数据获取核能主管道用奥氏体不锈钢的弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu，并根据下式获取核能主管道用奥氏体不锈钢的流动应力：
Figure GDA0002643828860000092
式中，σflow为流动应力；
所述处理单元根据核能主管道用奥氏体不锈钢材料的弹性模量E、屈服应力σy、抗拉强度σu和流动应力σflow建立双线性应力应变函数和理想弹塑性应力应变函数；
所述处理单元对所述双线性应力应变函数从流动应力σflow到抗拉强度σu的塑性段进行积分获取双线性应力应变关系中的流动塑性应变能密度SD；
所述处理单元对所述理想弹塑性应力应变函数从流动应力σflow到抗拉强度σu的塑性段进行积分获取理想弹塑性情况下的流动塑性应变能密度SR；
双线性应力应变关系中的流动塑性应变能密度SD根据下式获取：
Figure GDA0002643828860000093
理想弹塑性情况下的流动塑性应变能密度SR根据下式获取：
SR＝σflow(εu-εflow)
式中，σu为抗拉强度，σflow为流动应力，εflow为流动应力对应的应变，εu为抗拉强度对应的应变；
所述屈服应力安全模型根据下式构建：
Figure GDA0002643828860000101
ny＝nflow
Figure GDA0002643828860000102
式中，ny为屈服应力对应的安全系数，nflow为流动应力对应的安全系数，[σ]y为基于屈服应力的许用应力；
所述抗拉强度安全模型根据下式构建：
Figure GDA0002643828860000103
Figure GDA0002643828860000104
式中，nu为抗拉强度对应的安全系数，[σ]u为基于抗拉强度的许用应力。
为了进一步的说明本实施例的工作过程，所述测试单元将基于屈服应力的许用应力[σ]y和基于抗拉强度的许用应力[σ]u中较小的值作为核能主管道用奥氏体不锈钢材料的许用应力[σ]：
Figure GDA0002643828860000105
如图2～图4所示，为了进一步的说明本实施例的工作过程，在本实施例中：
通过实验测试数据，获得奥氏体不锈钢材料的弹性模量E、屈服应力σy、流动应力σflow和抗拉强度σu(S10)；
流动应力由屈服应力和抗拉强度得到，计算公式为，
Figure GDA0002643828860000106
基于S10的数据，得到对应的双线性应力应变关系并计算得到在流动应力σflow至抗拉强度σu区间对应的应力应变所围面积SD(S20)；
SD的计算公式为，
Figure GDA0002643828860000107
基于S10的数据，得到相应的基准应力应变关系并计算得到在流动应力σflow至抗拉强度σu区间对应的应力应变所围面积SR(S30)；
SR的计算公式为，
SR＝σflow(εu-εflow) (E3)
结合S20和S30的计算结果，得到安全系数ny(S40)；
过渡参量nflow的计算公式为，
Figure GDA0002643828860000111
其中，εflow为流动应力对应的应变，εu为抗拉强度对应的应变。推荐：若材料的
Figure GDA0002643828860000112
时，需令
Figure GDA0002643828860000113
考虑到奥氏体不锈钢材料的塑性性能，因此安全系数ny取值如下，
ny＝nflow (E5)
为使得基于材料不同的极限应力得到一致性的许用应力，因此利用S40进一步得到安全系数nu(S50)；
Figure GDA0002643828860000114
推荐：若材料的
Figure GDA0002643828860000115
时，需令
Figure GDA0002643828860000116
结合S40和S50的安全系数ny或nu即可计算得到许用应力(S60)。
Figure GDA0002643828860000117
所述分析过程中需要的参数包括：材料屈服应力、材料抗拉强度。
在本实施例中，以某奥氏体不锈钢的屈服应力(207MPa)和抗拉强度(483MPa)为例，详细的实施过程如下：
进入S40，计算
Figure GDA0002643828860000118
因此
Figure GDA0002643828860000119
取为2.0，继而得到安全系数ny＝1.5；
进入S50，计算
Figure GDA00026438288600001110
因此
Figure GDA00026438288600001111
取为2.0，继而得到安全系数nu＝3.0；
进入S60，计算得到许用应力
Figure GDA00026438288600001112
以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (5)

1.基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法，其特征在于，包括以下步骤：
S1：获取预设环境下核能主管道用奥氏体不锈钢的应力应变数据，并根据所述应力应变数据获取核能主管道用奥氏体不锈钢的流动应力；
S2：根据所述应力应变数据和所述流动应力获取核能主管道用奥氏体不锈钢的应变能数据；
所述应变能数据包括：
双线性应力应变关系中的流动塑性应变能密度SD；
理想弹塑性情况下的流动塑性应变能密度SR；
S3：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；
S4：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主管道用奥氏体不锈钢材料的安全性能进行测试；
步骤S1包括以下子步骤：
S11：根据所述应力应变数据获取核能主管道用奥氏体不锈钢的弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu；
S12：根据下式获取核能主管道用奥氏体不锈钢的流动应力：
Figure FDA0003584000550000011
式中，σflow为流动应力；
步骤S2包括以下子步骤：
S21：根据核能主管道用奥氏体不锈钢材料的弹性模量E、屈服应力σy、抗拉强度σu和流动应力σflow建立双线性应力应变函数和理想弹塑性应力应变函数；
S22：对所述双线性应力应变函数从流动应力σflow到抗拉强度σu的塑性段进行积分获取双线性应力应变关系中的流动塑性应变能密度SD；
对所述理想弹塑性应力应变函数从流动应力σflow到抗拉强度σu的塑性段进行积分获取理想弹塑性情况下的流动塑性应变能密度SR；
双线性应力应变关系中的流动塑性应变能密度SD根据下式获取：
Figure FDA0003584000550000012
理想弹塑性情况下的流动塑性应变能密度SR根据下式获取：
SR＝σflow(εu-εflow)
式中，σu为抗拉强度，σflow为流动应力，εflow为流动应力对应的应变，εu为抗拉强度对应的应变；
所述屈服应力安全模型根据下式构建：
Figure FDA0003584000550000021
ny＝nflow
Figure FDA0003584000550000022
式中，ny为屈服应力对应的安全系数，nflow为流动应力对应的安全系数，[σ]y为基于屈服应力的许用应力；
所述抗拉强度安全模型根据下式构建：
Figure FDA0003584000550000023
Figure FDA0003584000550000024
式中，nu为抗拉强度对应的安全系数，[σ]u为基于抗拉强度的许用应力。
2.根据权利要求1所述的基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法，其特征在于，当
Figure FDA0003584000550000025
时，令
Figure FDA0003584000550000026
3.根据权利要求1所述的基于流强比的核能主管道材料安全性能测试方法，其特征在于，步骤S4包括以下子步骤：
将基于屈服应力的许用应力[σ]y和基于抗拉强度的许用应力[σ]u中较小的值作为核能主管道用奥氏体不锈钢材料的许用应力[σ]：
Figure FDA0003584000550000027
4.基于流强比的核能主管道材料安全性能测试系统，其特征在于，包括：
获取单元：用于获取预设环境下核能主管道用奥氏体不锈钢的应力应变数据，并根据所述应力应变数据获取核能主管道用奥氏体不锈钢的流动应力；
处理单元：用于根据所述应力应变数据和所述流动应力获取核能主管道用奥氏体不锈钢的应变能数据；
所述应变能数据包括：
双线性应力应变关系中的流动塑性应变能密度SD；
理想弹塑性情况下的流动塑性应变能密度SR；
模型单元：用于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；
测试单元：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主管道用奥氏体不锈钢材料的安全性能进行测试；
获取单元根据所述应力应变数据获取核能主管道用奥氏体不锈钢的弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu，并根据下式获取核能主管道用奥氏体不锈钢的流动应力：
Figure FDA0003584000550000031
式中，σflow为流动应力；
所述处理单元根据核能主管道用奥氏体不锈钢材料的弹性模量E、屈服应力σy、抗拉强度σu和流动应力σflow建立双线性应力应变函数和理想弹塑性应力应变函数；
所述处理单元对所述双线性应力应变函数从流动应力σflow到抗拉强度σu的塑性段进行积分获取双线性应力应变关系中的流动塑性应变能密度SD；
所述处理单元对所述理想弹塑性应力应变函数从流动应力σflow到抗拉强度σu的塑性段进行积分获取理想弹塑性情况下的流动塑性应变能密度SR；
双线性应力应变关系中的流动塑性应变能密度SD根据下式获取：
Figure FDA0003584000550000032
理想弹塑性情况下的流动塑性应变能密度SR根据下式获取：
SR＝σflow(εu-εflow)
式中，σu为抗拉强度，σflow为流动应力，εflow为流动应力对应的应变，εu为抗拉强度对应的应变；
所述屈服应力安全模型根据下式构建：
Figure FDA0003584000550000033
ny＝nflow
Figure FDA0003584000550000034
式中，ny为屈服应力对应的安全系数，nflow为流动应力对应的安全系数，[σ]y为基于屈服应力的许用应力；
所述抗拉强度安全模型根据下式构建：
Figure FDA0003584000550000041
Figure FDA0003584000550000042
式中，nu为抗拉强度对应的安全系数，[σ]u为基于抗拉强度的许用应力。
5.根据权利要求4所述的基于流强比的核能主管道材料安全性能测试系统，其特征在于，所述测试单元将基于屈服应力的许用应力[σ]y和基于抗拉强度的许用应力[σ]u中较小的值作为核能主管道用奥氏体不锈钢材料的许用应力[σ]：
Figure FDA0003584000550000043
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