CN111950127B - 一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法及*** - Google Patents

一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法及*** Download PDF

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CN111950127B CN202010680751.8A CN202010680751A CN111950127B CN 111950127 B CN111950127 B CN 111950127B CN 202010680751 A CN202010680751 A CN 202010680751A CN 111950127 B CN111950127 B CN 111950127B
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Abstract

本发明公开了一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法，包括以下步骤：获取预设环境下核能设备用低合金钢材料的应力应变数据，并根据应力应变数据获取核能设备用低合金钢材料的应变能数据；根据应变能数据构建屈服应力安全模型和抗拉强度安全模型；使用屈服应力安全模型和抗拉强度安全模型对核能设备用低合金钢材料的安全性能进行测试。本发明还公开了一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试***。一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法及***，提供了一种基于低合金钢材料屈强比分析工程设计许用应力参数的模型方法，通过建立的模型方法可计算得到许用应力参数，为分析结构件剩余安全裕量提供了量化依据。

Description

一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法及***
技术领域
本发明涉及核能技术领域，具体涉及一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法及***。
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，因此在结构件的强度校核时许用应力[σ]是评价力学计算结果的常用参量。一般情况下，许用应力[σ]可结合材料的屈服应力σy或抗拉强度σu除以对应安全系数ny或nu计算得到。
以材料屈服应力σy或抗拉强度σu指标作为极限应力，所选用的安全系数也就不同。在面临超设计载荷的情况，为了从强度上保证结构能正常工作，在强度校核中以安全系数的形式加以补偿。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]定义如下，
Figure GDA0002644005030000011
或
Figure GDA0002644005030000012
工程设计中的分析多为弹性分析，即不超过材料屈服应力。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或nu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，在分析工程设计许用应力[σ]参数的模型方面，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现有技术中对核能设备用低合金钢材料的许用应力未虑应力应变的交互限制作用且安全系数的取值缺乏理论支撑，目的在于提供一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法及***，解决上述问题。
本发明通过下述技术方案实现：
一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法，包括以下步骤：
S1：获取预设环境下核能设备用低合金钢材料的应力应变数据，并根据所述应力应变数据获取核能设备用低合金钢材料的应变能数据；
所述应变能数据包括：
双线性应力应变关系中的塑性应变能密度SD；
理想弹塑性情况下的塑性应变能密度SR；
S2：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；
S3：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设备用低合金钢材料的安全性能进行测试。
现有技术中，核反应堆压力容器及压力容器顶盖等关键防护部位都需要用到大量的低合金钢，而压力容器作为核反应堆非常重要的一道屏障，材料的安全性会极大的影响整个核电厂的安全性。现有技术中的材料许用应力的设计主要采用经验的方式来确定安全系数，然而材料自身在受力状态下，应力和应变会存在交互限制作用，并且核能设备用低合金钢材料还可能会面临高温高压的环境，此时再通过通用技术中的材料许用应力的设计，容易造成材料设计强度不足，降低整体设备的安全性。
而本发明应用时，首先可以在预设环境下对低合金钢材料进行试验，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，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，通过这个模型可以相对准确的描述出材料在到达屈服点时的应变能状态。
然后通过塑性应变能密度SD和塑性应变能密度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。本发明提供了一种基于低合金钢材料屈强比分析工程设计许用应力参数的模型方法，通过建立的模型方法可计算得到许用应力参数，为分析结构件剩余安全裕量提供了量化依据。
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设备用低合金钢材料的弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu；
S12：根据核能设备用低合金钢材料的弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu建立双线性应力应变函数和理想弹塑性应力应变函数；
S13：对所述双线性应力应变函数的塑性段进行积分获取双线性应力应变关系中的塑性应变能密度SD；
对所述理想弹塑性应力应变函数的塑性段进行积分获取理想弹塑性情况下的塑性应变能密度SR。
进一步的，双线性应力应变关系中的塑性应变能密度SD根据下式获取：
Figure GDA0002644005030000031
理想弹塑性情况下的塑性应变能密度SR根据下式获取：
SR＝σy(εu-εy)
式中，σu为抗拉强度，σy为屈服应力，εy为屈服应力对应的应变，εu为抗拉强度对应的应变。
本发明应用时，由于本发明中使用了双线性模型，所以可以将积分过程进行进一步的简化，即简化为通过上式的方式来获取塑性应变能密度，可以极大提高运算效率，并且在进行材料多种环境交叉试验的时候，可以更快速的获取所需要的数据。
进一步的，所述屈服应力安全模型根据下式构建：
Figure GDA0002644005030000032
Figure GDA0002644005030000033
式中，ny为屈服应力对应的安全系数，[σ]y为基于屈服应力的许用应力；当
Figure GDA0002644005030000034
时，令
Figure GDA0002644005030000035
本发明应用时，在本发明应用到一些特殊材料的力学分析时，例如铜，测试的应力应变关系会出现
Figure GDA0002644005030000036
此时得到的安全系数仅为1.0，不符合结构规范规定；为了提高本发明的通用性，做了当
Figure GDA0002644005030000037
时，令
Figure GDA0002644005030000038
的规定，相当于规定了基于屈服应力的安全系数的最低值3/2即1.5。
所述抗拉强度安全模型根据下式构建：
Figure GDA0002644005030000041
Figure GDA0002644005030000042
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；当
Figure GDA0002644005030000043
时，令
Figure GDA0002644005030000044
进一步的，步骤S3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设备用低合金钢材料的许用应力[σ]：
Figure GDA0002644005030000045
一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试***，包括：
获取单元：用于获取预设环境下核能设备用低合金钢材料的应力应变数据；
处理单元：用于根据所述应力应变数据获取核能设备用低合金钢材料的应变能数据；
所述应变能数据包括：
双线性应力应变关系中的塑性应变能密度SD；
理想弹塑性情况下的塑性应变能密度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设备用低合金钢材料的安全性能进行测试。
进一步的，所述处理单元根据所述应力应变数据获取核能设备用低合金钢材料的弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu；
所述处理单元根据核能设备用低合金钢材料的弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu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的塑性段进行积分获取双线性应力应变关系中的塑性应变能密度SD；
所述处理单元对所述理想弹塑性应力应变函数的塑性段进行积分获取理想弹塑性情况下的塑性应变能密度SR；
双线性应力应变关系中的塑性应变能密度SD根据下式获取：
Figure GDA0002644005030000051
理想弹塑性情况下的塑性应变能密度SR根据下式获取：
SR＝σy(εu-εy)
式中，σu为抗拉强度，σy为屈服应力，εy为屈服应力对应的应变，εu为抗拉强度对应的应变。
进一步的，所述模型单元根据下式构建屈服应力安全模型：
Figure GDA0002644005030000052
Figure GDA0002644005030000053
式中，ny为屈服应力对应的安全系数，[σ]y为基于屈服应力的许用应力；当
Figure GDA0002644005030000054
时，令
Figure GDA0002644005030000055
所述模型单元根据下式构建抗拉强度安全模型：
Figure GDA0002644005030000056
Figure GDA0002644005030000057
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；当
Figure GDA0002644005030000058
时，令
Figure GDA0002644005030000059
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设备用低合金钢材料的许用应力[σ]：
Figure GDA00026440050300000510
本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
本发明一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法及***，提供了一种基于低合金钢材料屈强比分析工程设计许用应力参数的模型方法，通过建立的模型方法可计算得到许用应力参数，为分析结构件剩余安全裕量提供了量化依据。
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塑性应变能密度SD和理想弹塑性情况下的塑性应变能密度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，本发明一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法，包括以下步骤：
S1：获取预设环境下核能设备用低合金钢材料的应力应变数据，并根据所述应力应变数据获取核能设备用低合金钢材料的应变能数据；
所述应变能数据包括：
双线性应力应变关系中的塑性应变能密度SD；
理想弹塑性情况下的塑性应变能密度SR；
S2：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；
S3：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设备用低合金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低合金钢材料进行试验，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，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。而理想弹塑性情况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，通过这个模型可以相对准确的描述出材料在到达屈服点时的应变能状态。
然后通过塑性应变能密度SD和塑性应变能密度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。本发明提供了一种基于低合金钢材料屈强比分析工程设计许用应力参数的模型方法，通过建立的模型方法可计算得到许用应力参数，为分析结构件剩余安全裕量提供了量化依据。
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设备用低合金钢材料的弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu；
S12：根据核能设备用低合金钢材料的弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu建立双线性应力应变函数和理想弹塑性应力应变函数；
S13：对所述双线性应力应变函数的塑性段进行积分获取双线性应力应变关系中的塑性应变能密度SD；
对所述理想弹塑性应力应变函数的塑性段进行积分获取理想弹塑性情况下的塑性应变能密度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塑性应变能密度SD根据下式获取：
Figure GDA0002644005030000071
理想弹塑性情况下的塑性应变能密度SR根据下式获取：
SR＝σy(εu-εy)
式中，σu为抗拉强度，σy为屈服应力，εy为屈服应力对应的应变，εu为抗拉强度对应的应变。
本实施例实施时，由于本发明中使用了双线性模型，所以可以将积分过程进行进一步的简化，即简化为通过上式的方式来获取塑性应变能密度，可以极大提高运算效率，并且在进行材料多种环境交叉试验的时候，可以更快速的获取所需要的数据。
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 GDA0002644005030000072
Figure GDA0002644005030000073
式中，ny为屈服应力对应的安全系数，[σ]y为基于屈服应力的许用应力；当
Figure GDA0002644005030000081
时，令
Figure GDA0002644005030000082
所述抗拉强度安全模型根据下式构建：
Figure GDA0002644005030000083
Figure GDA0002644005030000084
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；当
Figure GDA0002644005030000085
时，令
Figure GDA0002644005030000086
为了进一步的说明本实施例的工作过程，步骤S3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设备用低合金钢材料的许用应力[σ]：
Figure GDA0002644005030000087
本发明一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试***，包括：
获取单元：用于获取预设环境下核能设备用低合金钢材料的应力应变数据；
处理单元：用于根据所述应力应变数据获取核能设备用低合金钢材料的应变能数据；
所述应变能数据包括：
双线性应力应变关系中的塑性应变能密度SD；
理想弹塑性情况下的塑性应变能密度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设备用低合金钢材料的安全性能进行测试。
为了进一步的说明本实施例的工作过程，所述处理单元根据所述应力应变数据获取核能设备用低合金钢材料的弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu；
所述处理单元根据核能设备用低合金钢材料的弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu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的塑性段进行积分获取双线性应力应变关系中的塑性应变能密度SD；
所述处理单元对所述理想弹塑性应力应变函数的塑性段进行积分获取理想弹塑性情况下的塑性应变能密度SR；
双线性应力应变关系中的塑性应变能密度SD根据下式获取：
Figure GDA0002644005030000091
理想弹塑性情况下的塑性应变能密度SR根据下式获取：
SR＝σy(εu-εy)
式中，σu为抗拉强度，σy为屈服应力，εy为屈服应力对应的应变，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，所述模型单元根据下式构建屈服应力安全模型：
Figure GDA0002644005030000092
Figure GDA0002644005030000093
式中，ny为屈服应力对应的安全系数，[σ]y为基于屈服应力的许用应力；当
Figure GDA0002644005030000094
时，令
Figure GDA0002644005030000095
所述模型单元根据下式构建抗拉强度安全模型：
Figure GDA0002644005030000096
Figure GDA0002644005030000097
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；当
Figure GDA0002644005030000098
时，令
Figure GDA0002644005030000099
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设备用低合金钢材料的许用应力[σ]：
Figure GDA00026440050300000910
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，获得某结构材料的弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu(S10)；
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其屈服应力σy至抗拉强度σu区间的应力应变所围面积SD(S20)；
SD的计算公式为，
Figure GDA0002644005030000101
基于S10的数据，得到相应的基准应力应变关系并计算得到其屈服应力σy至抗拉强度σu区间的应力应变所围面积SR(S30)；
SR的计算公式为，
SR＝σy(εu-εy) (E2)
结合S20和S30的计算结果，得到安全系数ny(S40)；
Figure GDA0002644005030000102
其中，εy为屈服应力对应的应变，εu为抗拉强度对应的应变。推荐：若材料的
Figure GDA0002644005030000103
时，需令
Figure GDA0002644005030000104
为使得基于材料不同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 GDA0002644005030000105
推荐：若材料的
Figure GDA0002644005030000106
时，需令
Figure GDA0002644005030000107
利用S10对应的材料屈服应力和抗拉强度并结合S40和S50中的安全系数ny或nu即可计算得到许用应力(S60)。
Figure GDA0002644005030000108
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。
为了进一步的说明本实施例的工作过程，
以某材料的屈服应力(345MPa)和抗拉强度(552MPa)为例，详细的实施过程如下：
进入S40，计算得到安全系数ny＝1.5；
进入S50，计算得到安全系数nu＝3.0；
进入S60，计算得到许用应力
Figure GDA0002644005030000109
使用方法如下：
依次进入S40和S50，分别计算得到安全系数ny和安全系数nu，最后利用S60计算许用应力[σ]。
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)

1.一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法，其特征在于，包括以下步骤：
S1：获取预设环境下核能设备用低合金钢材料的应力应变数据，并根据所述应力应变数据获取核能设备用低合金钢材料的应变能数据；
所述应变能数据包括：
双线性应力应变关系中的塑性应变能密度SD；
理想弹塑性情况下的塑性应变能密度SR；
S2：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；
S3：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设备用低合金钢材料的安全性能进行测试；
其中，所述步骤S1包括以下子步骤：
S11：根据所述应力应变数据获取核能设备用低合金钢材料的弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu；
S12：根据核能设备用低合金钢材料的弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu建立双线性应力应变函数和理想弹塑性应力应变函数；
S13：对所述双线性应力应变函数的塑性段进行积分获取双线性应力应变关系中的塑性应变能密度SD；
对所述理想弹塑性应力应变函数的塑性段进行积分获取理想弹塑性情况下的塑性应变能密度SR；
双线性应力应变关系中的塑性应变能密度SD根据下式获取：
Figure FDA0003474118490000011
理想弹塑性情况下的塑性应变能密度SR根据下式获取：
SR＝σy(εu-εy)
式中，σu为抗拉强度，σy为屈服应力，εy为屈服应力对应的应变，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 FDA0003474118490000021
Figure FDA0003474118490000022
式中，ny为屈服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 FDA0003474118490000023
Figure FDA0003474118490000024
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所述的一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法，其特征在于，当
Figure FDA0003474118490000025
时，令
Figure FDA0003474118490000026
3.根据权利要求1所述的一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试方法，其特征在于，步骤S3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设备用低合金钢材料的许用应力
Figure FDA0003474118490000027
4.一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试***，其特征在于，包括：
获取单元：用于获取预设环境下核能设备用低合金钢材料的应力应变数据；
处理单元：用于根据所述应力应变数据获取核能设备用低合金钢材料的应变能数据；
所述应变能数据包括：
双线性应力应变关系中的塑性应变能密度SD；
理想弹塑性情况下的塑性应变能密度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设备用低合金钢材料的安全性能进行测试；
其中，所述处理单元根据所述应力应变数据获取核能设备用低合金钢材料的弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu；
所述处理单元根据核能设备用低合金钢材料的弹性模量E、屈服应力σy和抗拉强度σu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的塑性段进行积分获取双线性应力应变关系中的塑性应变能密度SD；
所述处理单元对所述理想弹塑性应力应变函数的塑性段进行积分获取理想弹塑性情况下的塑性应变能密度SR；
双线性应力应变关系中的塑性应变能密度SD根据下式获取：
Figure FDA0003474118490000031
理想弹塑性情况下的塑性应变能密度SR根据下式获取：
SR＝σy(εu-εy)
式中，σu为抗拉强度，σy为屈服应力，εy为屈服应力对应的应变，εu为抗拉强度对应的应变；
所述模型单元根据下式构建屈服应力安全模型：
Figure FDA0003474118490000032
Figure FDA0003474118490000033
式中，ny为屈服应力对应的安全系数，[σ]y为基于屈服应力的许用应力；
所述模型单元根据下式构建抗拉强度安全模型：
Figure FDA0003474118490000034
Figure FDA0003474118490000035
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所述的一种核能设备用低合金钢材料安全性能的测试***，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设备用低合金钢材料的许用应力[σ]：
Figure FDA0003474118490000041
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