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摘要
轻水反应堆发生堆芯熔融的极端事故时,核反应堆压力容器（RPV）下封头在堆芯熔融物滞留造成的极高温度下发生严重蠕变变形、损伤及断裂。针对核电用钢SA533B1直接拟合蠕变试验数据获得的本构方程的风险性和不确定性,在分析高温蠕变材料微观损伤机理的基础上,揭示高温蠕变损伤的非均匀性,引入考虑各种微观损伤局部化特征,基于细观唯象方法、通过引入ρ和g,提出了改进的K-R蠕变损伤本构。通过对文献试验数据进行归一化处理,利用非线性回归分析法确定材料常数,分析结果表明,改进后的K-R蠕变损伤本构方程能较好地描述反应堆压力容器材料的高温蠕变宏观力学行为,为进一步建立宏观蠕变本构与微观损伤之间的联系提供了思路。
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