锆合金 应力应变曲线
SPD技术对锆及锆合金力学行为影响研究现状
Veil 38 No. 1Febeuaey 2021Ti 穀臧第38卷第1期2021年 2月SPD 技术对错及错合金力学行为影响研究现状郑 勇,魏连峰%,王 晶％，李洪玉％,郑云西％,齐振佳％,白力文％(1.中国核动力研究设计院反应堆材料及燃料重点实验室，四川成都610041)(2.中国核动力研究设计院四所，四川成都610041)摘要：综述了错及错合金剧烈塑性变形(SPD )后性能变化的研究进展，系统阐述了错及错合金经剧烈塑性变形后显 微硬度、拉伸/压缩性能、高低周疲劳 ,重点介绍了 SPD 技术在 、Zr-Nb 系合金中的应用。
经过剧烈塑性变后，错及 合金的 度及屈服强度均显 升， 剧烈 成 、合金成分、第二相分布、热处理制度不同，其提升程度存在一定的差别。
位错 及错合金高周疲劳的主要损伤机制，位错运动(包括位错滑移及位错)是错及错合金低周疲劳的主要损伤机制。
文章最后指出现阶段错及错合金SPD 技术的发展趋势及应用前景$关键词：错及错合金；剧烈塑性变形；位错滑移；力学性能中图分类号：TG146. 4 +14文献标识码：A 文章编号：1009-9964(2021 )01N45N4Research Progres s on Mechanical Behavior of Zirconium and Its Alloyduring Severr Plastic DeformationZheng Yong 1，2，Wei Lianfeng 1，Wang Jing 1， Li Hongyu 1，Zheng Yunxi1， Qi Zhenjia 1，Bai Linen 1(1. Science and Technology on Reactor Fuel and Materials Laborato w ，Nuclear Power Institute of China ，Chengdu 610041， China )(2. The Fourth Research Institute ， Nuclear Power Institute of China ，Chengdu 610041， China )Abstract : The research progress of propewies of zirconium and zirconium Llys aOer severe plastic defownation (SPD) was reviewed. The mOwhadnes, tensile/compressive propewies ， high and Iw cycle fatigue propewies ofzirconium and zirconium Llys after severe plastic deformation were systematically described. The application of SPDtechnology in pure zirconium and Zr-Nb Llys was emphatically introduced. After severe plastic defownation ， the tensile strength and yield strength of zirconium and zirconium Llys are signCicantly improved ， but the degree of improvement is diAewnt accoWing to diAewnt severe plastic fowning twjecWw, Lloy composition ， second phasedistribution and heat treatment system. Dislocation slip is the main damage mechanism of high cycle fatigue ofzirconium and its alloys ， and dislocation movement (including dislocation slip and dislocation climb ) is the main damage mechanAm of Ww cycle fatigue of zirconium and its Lloys. At last ， the development trend and applicationprospect of SPD technology on zirconium and zirconium Lloy are pointed out.Key words ： zirconium and its alloy ; severe plastic defownation ； dislocation movement ; mechanical pwpeWy及错合金具有非常低的热中子吸收截面，且 硬度高、延展 、耐异， 用技术领域，例如堆一回路内的、燃料板包壳、燃料棒包壳端[1-3]$收稿日期：2020-10 - 09基金项目： 科研 (K301012021)通信作者： (1990—)，，博士，助理研究员应堆的高燃耗及高可靠性是降低其运维成本及提高使用效率的有效方式，而常 合金的 、疲劳、吸氢及约了其进一展，对 合金的综合 了更高的 ⑷。
锆及锆合金的焊接
锆及锆合金的焊接一、锆的物理特性及应用1．室温下，锆属密排六方格金属，为α-Zr结构。
锆有良好的结合性能，加热和冷却过程中有相变，在相变温度（862℃）以上，锆是体心立方晶格金属，为β-Zr结构，锆的物理性质如（表一）：(表一)如果锆中加入锡，能提高转变温度。
铁、镍、铬可使转变温度降低，一些锆合金有热处理效(表二)锆及锆合金的化学性能及抗腐蚀性，锆是非常活泼的金属，锆和锆合金对环境气体中的氧、氮、氢等气体都有很强的亲和力。
锆的优异的抗腐蚀性实际上取决于表面氧化膜的完整性和牢固性。
在高温下锆容易与上述气体反应，氢在200℃可生成ZrH2 ,在大约315℃的氢气氛中，锆会吸收氢而导致氢脆，锆表面存在氧化膜可以阻挡氢的吸收。
氧在300℃可生成Zr03,在大约550℃以上，与空气中的氧反应生成多孔的脆性氧化膜，在700℃以上，锆吸收氧而使材料严重脆化，在600℃锆吸收氮可生成ZrN b.2.锆及锆合金的用途①反应堆结构材料：在中子辐射作用下，锆的强度和韧性实际上不发生改变，锆的热中子吸收截面只有0.18*105b,因此，锆及锆合金是其他任何材料不可替代的原子能高温水放应堆重要结构材料。
②化工类抗蚀材料：锆几乎和一样，具有优良的抗酸、碱以及液体金属（如Na,K）腐蚀能力。
在某些腐蚀介质中，甚至超过了铌和钛等腐蚀性能很好的金属，它能在钛不能胜任的腐蚀介质中工作。
③储氢除气材料：锆在不太高的温度下就有吸收氧、氮和氢的能力，其反应温度分别为200℃、400℃、300℃，反映速度随温度增加而增加。
固溶的氢以通过加热的方法去除。
因此，锆的化合物被用作储氢材料，锆常作真空系统的除气剂。
二、锆及合金的焊接用于核反应堆结构材料的锆合金要求其纯度很高，对焊缝的纯度要求亦较高，必须仔细清除锆及锆焊接坡口和焊丝表面的氧化物或油污。
另外，也可对坡口进行喷沙处理，化学侵蚀有两个目的，一是去除表面油污，二是去除表面氧化物。
经酸洗后的锆合金必须用清水冲净，烘干后焊接。
锆合金碘致应力腐蚀开裂应力强度因子阈值和开裂速率模型的研究
K1。
1裂纹扩展速率随应力强度因子的变化Crack growth rate versus stress intensity应力强度因子K的定义:是与试件几何形状、载荷条件、裂纹位置有关的形状系是试件所受真应力,a是裂纹深度。
对于特定裂纹深使得超过它时,ISCC进入第(III)阶段,称为碘致应力腐蚀开裂的应力强度因子阈值表材料抵抗裂纹失稳扩展的能力[2]。
一旦K超过K ISCC,裂纹以穿晶断裂开裂速率急速上升[3](图1)。
当芯包闭合发生PCI作用,包壳周向产生拉应力合金应力强度超过K ISCC,裂纹开裂速率加快,燃料棒则有破裂的危险研究和建立的计算模型在实际工程应用和燃料包壳破裂失效的。
图2Zr样件断面上的显示的基平面和沟槽面Fracture surface of a Zr specimen showing basaland fluting恒应力和断裂力学试验确证了当基平面与宏观断裂表面趋向一的敏感性增加[8]。
对于锆包壳管,由于芯块膨胀引起的张应Science&Technology Vision科技去应力态和再结晶态锆合金K ISCC随织构因子的变化趋势crystallographic texture on K ISCC forZircaloy是去应力态和再结晶态锆合金K ISCC随织构因子的变化趋13.06MPa·m1/2对K ISCC进行归一化,并利用最小二乘法拟合得到两种不同退火状态下K ISCC的织构影响因子:(SR):-5.4436x+2.3344(RX):-7.9016f+3.0095的影响比较复杂。
温度升高,加快裂变气体释放加快碘在锆合金中扩散速度,影响晶粒内部杂质的含残余应力的分布,合金的周向受力状态等。
但从作用效果上温度的影响集中在两个方面研究[4]:降低材料强度而增加材料韧性,促进裂纹尖端的应力释放加快腐蚀介质碘对锆合金的腐蚀作用;N18和Zr-4在不同温度下的KISCC of N18,and Zr-4in different temperature 温度影响因子。
金属材料应力应变曲线分析
ε=
L
－ L0 L0
上式中，P 为载荷； A0 为试样的原始截面积； L 为试样变形
后的长度； L0 为试样的原始标距长度。那么，以下应力-应变曲 线则简称为： σ-ε 曲线。当以应变 ε 为自变量、应力 σ 为函数
绘制图形时，就得到 σ-ε 曲线。
二、低碳钢： 塑性材料的典型代表。σ-ε 曲线如（ 图 1）
（ 二） 滞弹性变形（ ab）
外力持续增加，当外力超越曲线上的 a 点，应力和变形量 的正比例关系被破坏，（ 图 1） 中 ab 段就成为弹性变形中的非线 性阶段，ab 段被称为滞弹性变形阶段。ab 段的变形依旧是弹 性的，但此段时间很短，不易被观察到。b 点所对应在（ 图一）
纵坐标轴上的应力值 σA 称为该材料的弹性极限，σA 表示该金 属材料的最大弹性，且 σA 值越大则该材料的刚度越大，曲线图 形中的 σA 值为力学性能参数对比提供了依据。工程中通常使 用弹性模量、弹性极限等力学性能指标衡量金属材料的刚度和
弹性直线段的材料） ； 滞后环法、逐步逼近法（ 适用于无明显弹
性直线段的材料） ； 力-夹头位移曲线法等。无明显屈服现象的
材料按照要求应测定规定非比例延伸强度 （ 一般为 0． 2% 即
ＲP0．2 ） 或经协定比较其规定总延伸强度（ 一般为 0．5% 即 Ｒt0．5 ） ，
ＲP 、Ｒt 的计算公式如下：
ＲP =
FP A0
=
规定非比例延伸强度对应的力 试样原始横截面积
= 规定非比例延
伸强度
Ｒt =
Ft A0
=
规定总延伸强度对应的力 试样原始横截面积
= 规定总延伸强度
ＲP0．2 和 Ｒt0．5 的计算都与预定的引伸计（ 测定试样伸长的装
锆及锆合金的疲劳行为及其变形机理
相关系数 Co rrela tion coefficien t
标准方差 S tanda rd devia tion
Zr
25
Coffin- M an son
∃ ΕpN
= 01300 5
f
21116
01995 0
01108 2
D issip a ted energy
W
pf=
4
116132N
01335 7 f
4 合金室温下表现为循环硬化, 而 400℃下则表现为
循环软化 (图 2b)。 进一步分析发现, 不同热处理状 态的锆 4 合金的循环应力 应变曲线在相同试验温 度下并不重合[8], 去应力试样的循环饱和应力 应变 曲线位于再结晶试样的上方。就是说, 密排六方金属 的循环变形行为与立方金属平面状滑移材料类似, 表 现为循环饱和应力与加载历史有关。
表 1 锆及锆- 4 疲劳寿命估算结果 Table 1 Estima ted results of fa tigue l ifetim es of z ircon ium and z irca loy- 4
材料 M a teria l
试验温度
T esting tem p ℃
估算模型
估算结果
E stim a tion m odel E stim a ted resu lt
Ξ 国家自然科学 (青年) 基金和核工业科学基金资助项目 联系人: 肖 林, 男, 31 岁, 博士, 副教授, 西安交通大学金属材料强度国家重点实验室, 西安, 710049
·70· 劳断裂前均有一速率较快的软化阶段。
稀有金属材料与工程
27 卷
图 1 锆及锆- 4 合金在不同温度和循环应变幅下的峰值应力- 循环周次变化曲线 F ig11 Peak stress- cyclic index cu rves of zircon ium and zirca loy- 4 fa tigued a t
基于分子动力学模拟的锆辐照损伤及拉伸力学行为研究
基于分子动力学模拟的锆辐照损伤及拉伸力学行为研究陈宏;王玉华;李盈盈【摘要】本文采用分子动力学方法模拟了不同初级离位原子(PKA)能量下单晶α锆的辐照损伤动态过程,以及辐照后的缺陷模型在沿[0001]单轴拉伸下的力学性能及微观结构演变.结果表明,随着PKA能量的增加,α锆晶体中辐照产生的Frenkel 缺陷对数目稳步增加;单轴拉伸模拟结果显示,辐照产生的Frenkel缺陷对会显著降低单晶α锆的屈服强度,且随着PKA能量的增大,辐照材料的屈服强度呈缓慢逐渐下降的趋势;结合拉伸形变过程的微观结构演化可知,辐射产生的缺陷为位错环提供了成核位置,在较低的应变下即产生了大量位错,导致辐照后α锆的屈服强度大幅降低.【期刊名称】《武汉科技大学学报（自然科学版）》【年(卷),期】2019(042)004【总页数】7页(P265-271)【关键词】锆;辐照损伤;分子动力学模拟;级联碰撞;初级离位原子;Frenkel缺陷;拉伸力学性能【作者】陈宏;王玉华;李盈盈【作者单位】武汉科技大学理学院,湖北武汉,430065;武汉科技大学理学院,湖北武汉,430065;国家电投集团科学技术研究院有限公司,北京,102209【正文语种】中文【中图分类】TG115.9凭借优良的机械性能、抗腐蚀性能以及低的热中子吸收截面，锆合金被广泛应用于核材料包壳管的制造中[1]。
在服役环境下，锆合金由于受到中子辐照的影响，基体内部会产生高浓度的点缺陷(空位/原子对)，进而对材料的力学性能产生影响[2]。
通常来说，经辐照损伤后锆合金的屈服强度会有所增加，即出现辐照硬化现象[3]。
然而，Rafique等对辐照后的多晶纯锆进行力学拉伸实验后发现，材料的屈服强度和抗拉强度在辐照后均呈现下降的趋势[4]。
近年来，研究人员利用计算机模拟手段对锆中辐照损伤特别是辐照诱导点缺陷的形貌及分布，开展了大量的研究工作[5-6]。
在更大的时间尺度上，辐照诱导的点缺陷会发生扩散，与锆合金中已经存在的缺陷 (如晶界[7]，位错[8]、位错环[9])相互作用，生长并最终演化为复杂的缺陷(如空腔、位错环等)[10-12]，最终导致蠕变、膨胀、硬化、脆化等各类结构失效[13-14]。
锆合金 应力应变曲线
锆合金应力应变曲线锆合金是一种广泛应用于航空航天、核工业和医学领域的高性能材料。
它具有优异的耐腐蚀性、高强度、低热导率等特点，因此在结构材料和核燃料包壳等方面被广泛应用。
在工程领域中，对材料的力学性能进行准确评估是至关重要的。
而应力应变曲线是一种经常被用来描述材料力学行为的方法。
在开始讨论锆合金的应力应变曲线之前，让我们先对这两个概念进行一些简单的介绍。
应力（Stress）是指材料所受的单位面积力的大小，通常用σ表示。
应变（Strain）是指材料变形的程度，通常用ε表示。
应力应变曲线则是描述材料在受力过程中应力与应变之间的关系的曲线。
对于锆合金这样的金属材料来说，它的应力应变曲线具有一定的典型特征。
一般来说，锆合金的应力应变曲线可以分为弹性阶段、塑性阶段和断裂阶段。
在弹性阶段，锆合金受到的应力会随着应变的增加而线性增加，而且当外力撤离后，材料会恢复到原来的形状。
这是由于在材料受力时，原子之间的键会发生弹性变形，当外力消失时，这些键会恢复到初始状态，使材料恢复其原来的形状。
然而，当应力超过材料的屈服强度时，就会进入到塑性阶段。
在这个阶段，锆合金会发生一些可观察的塑性变形，也就是材料的形状会发生改变，但是它不会立即破裂。
塑性阶段的应变增长速率明显比弹性阶段快，这是因为材料开始发生滑动和扩散等塑性变形机制。
当材料接近断裂点时，也就是应力超过其抗拉强度时，就会进入到断裂阶段。
在这个阶段，锆合金会发生断裂并失去其载荷传递能力。
这时，应力开始急剧下降，同时应变也会很快增加，直到材料最终断裂。
锆合金的应力应变曲线可以用以下几个阶段来概括：线性弹性阶段、非线性弹性阶段、屈服点、塑性阶段和断裂点。
这个曲线图可以帮助我们理解材料的力学行为，并为工程设计提供可靠的数据。
了解锆合金的应力应变曲线对于优化材料的应用和设计具有重要意义。
通过对材料强度和塑性的评估，可以选择最适合特定工程要求的锆合金材料。
对应力应变曲线的研究还可以帮助我们更好地理解材料的疲劳行为和断裂机制，从而提高工程结构的可靠性和安全性。
固体聚合物的应力-应变曲线类型
固体聚合物的应力-应变曲线类型
在应力-应变试验中，以某一给定的应变速率对试样施加负荷，直到试样断裂为止。
这类试验大多采用拉伸方式。
所以明确些说，是拉伸应力－应变试验。
应力-应变曲线可以得出材料的以下参数：杨氏模量，极限伸长度和抗张强度。
根据断裂前是否发生屈服来判断材料是延性还是脆性，由曲线下的面积还可求出断裂功。
初始阶段的斜率(oa线)即为初始模量E。
随着应变的增大，应力出现明显的极大值或拐点f，常称之为屈服点；越过屈服点后，bc段的斜率称为屈服后的模量。
继续增大应变，出现明显的应变硬化现象，de段的斜率称为增强模量。
屈服点到出现增强现象之间的应变(即fj线段长度)称为增强模量位移。
最后在g点发生断裂，称gk为断裂强度，ok为断裂伸长。
ogk 线所包围的面积等于断裂功。
锆合金力学分析研究
锆合金力学分析研究作者：周尧来源：《科学导报·学术》2019年第35期摘 ;要：本文将对锆合金进行力学分析，分别对其在室温及高温环境下的拉伸性能进行研究，以锆合金的特性及试验的理论依据、试验方法进行入手，对其结果进行数据处理及分析，以此得出试验结论。
通过反复试验的方式确保试验结果的准确，同时将其误差缩小至最低的范畴之内。
關键词：锆合金;力学分析;拉伸性能1.锆合金特性锆合金作为锆和其他金属的合金继承了锆的特性，其特性体现在硬度、延展性及耐腐性方面。
但是在耐腐蚀性及强度方面其依旧无法达成一些特殊目标，因此各国科学家开始对锆合金进行研究。
最先问世的锆合金为Zr-2合金，而在本文中进行力学分析的则为Zr-4合金。
Zr-4合金当中不含镍成分，同时加入了适当的铁。
因此其各方面属性都更加突出，在反应堆当中多使用Zr-4合金所制作的包壳管，对其进行力学分析的科学意义更加明显。
2.试验方法及理论依据2.1试验理论依据锆合金力学分析的理论依据首先是其拉伸性能能够在其内部成分及组织结构方面得到体现，同时相关的参考因素还能够被归纳总结为材料在试验的过程中外界的温度及受力情况[1]。
普通的单一金属材料在力学性能分析当中能够被总结为其实在屈服流动台阶方面是否具有明显性，在这一点上金属锆属于没有明显屈服流动台阶的一种，因此金属锆的割线模量为0.7E。
在试验的开始阶段，首先要将试验材料放置于万能试验机之上，后对其受力进行缓慢的添加，直至试验材料出现断裂的情况[2]。
在这一过程中对试验中出现的各项数据进行激励并以此绘制出相关的受力与拉伸比曲线图，其中的特性点应力在屈服极限及拉伸强度这两项数据当中能够得到体现。
下文将通过图片的形式对其曲线图进行展示，详情见图1。
2.2试验方法试验中所使用的设备分别是拉伸试验机及引伸计，在拉伸试验机方面其型号为CMT5015，准确度高于0.5级。
试验过程当中所使用的锆合金为包壳管状态，分别将其放置于室温及高温环境下进行试验。
锆合金碘致应力腐蚀开裂应力强度因子阈值和开裂速率模型的研究
锆合金碘致应力腐蚀开裂应力强度因子阈值和开裂速率模型的研究作者：尚新渊陈彭龙冲生来源：《科技视界》2014年第22期【摘要】轻水堆的燃料包壳锆合金发生碘致应力腐蚀开裂（ISCC）是诸多因素共同作用的结果，确定应力强度因子阈值（KISCC），建立开裂速率模型是ISCC的主要工作。
在ISCC 众多的影响因素中，对KISCC影响最大的是织构、温度、快中子注量、碘浓度。
本文根据实验数据拟合出KISCC的经验模型公式，并修正了开裂速率模型。
结果表明，KISCC模型和修正后的开裂速率模型能够与试验结果符合较好。
【关键词】锆合金；碘致应力腐蚀开裂；应力强度因子阈值；开裂速率；模型0 引言锆合金在拉应力和碘腐蚀介质共同作用下所引起的脆性断裂称为碘致应力腐蚀开裂，简称ISCC。
ISCC与单纯的拉伸破坏不同，当有碘存在时，锆合金在低于它的屈服强度下即可发生破坏；它与单纯的腐蚀也不同，当有拉应力时，即使碘浓度很小，腐蚀速率也会很快[1]。
ISCC的发生过程一般分三个阶段，即孵化期（I）、初始裂纹的形成（II）、裂纹的扩展（III），韧性破裂（IV）。
孵化期是ISCC的准备阶段，与锆表面保护性氧化层的弱化所需要的时间有关。
在第二阶段，裂纹的形成以晶间脆性断裂为主，开裂速率一般为10-10m/s左右。
之后当应力强度因子K超过KISCC，晶粒发生穿晶断裂，其速率在10-7～10-6m/s之间。
K继续增大，开裂速率保持在一定值之后，当裂纹尖端真应力超过锆合金屈服强度，则发生韧性破裂，破裂速率进一步上升。
锆合金开裂速率随应力强度因子K的变化关系如图1所示。
其中，Y是与试件几何形状、载荷条件、裂纹位置有关的形状系数，σ是试件所受真应力，a是裂纹深度。
对于特定裂纹深a的试件，存在某真应力σC，使得超过它时，ISCC进入第（III）阶段，穿晶断裂发生，对应的K称为碘致应力腐蚀开裂的应力强度因子阈值，简称KISCC，代表材料抵抗裂纹失稳扩展的能力[2]。
金属材料应力应变曲线PPP文档(最全版)
明显的四个阶段 1、弹性阶段ob P — 比例极限 e — 弹性极限
E E tan
(1)弹性阶段 比例极限σp
oa段是直线，应力与应变在此段成正比关系，材料
符合虎克定律，直线oa的斜率
就是材料
的弹性模量，直线部分最高点所对ta应n的应E力值记
作σp，称为材料的比例极限。曲线超过a点，图上
伸长率: L1 L 100 %
L
断面收缩率 : A A1 100 %
A L1 —试件拉断后的标距
L —是原标距 A1 —试件断口处的最小横截面面积 A —原横截面面积。
、 值越大，其塑性越好。一般把 ≥5％的材
料称为塑性材料，如钢材、铜、铝等；把 <5％的
材料称为脆性材料，如铸铁、混凝土、石料等。
工程应用：冷作硬化
即材料在卸载过程中
e 应力和应变是线形关系， 曲线超过b点后，出现了一段锯齿形曲线，这—阶段应力没有增加，而应变依然在增加，材料好像失去了抵抗变形的能力，把这种应力
不增加而应变显著增加的现象称作屈服，bc段称为屈服阶段。
试件拉断后，弹性变形消失，但塑性变形仍保
d f 经过屈服阶段后，曲线从c点又开始逐渐上升，说明要使应变增加，必须增加应力，材料又恢复了抵抗变形的能力，这种现象称作强化
1、弹性范围内卸载、再加载
2、过弹性范围卸载、再加载
5、灰铸铁
对于脆性材料（铸铁），拉伸时的应力
铸铁材料抗压性能远好于抗拉性能，这也是脆性材料共有的属性。
应变曲线为微弯的曲线，没有屈服和径缩现 3、强化阶段ce（恢复抵抗变形的能力）（均匀塑性变形）
5 ~ 3倍，试样的上下平面有平行度和光洁度的要求非金属材料，如混凝土、石料等通常制成正方形。
锆合金 应力应变曲线
锆合金应力应变曲线
锆合金的应力应变曲线常常表现为弹性阶段、屈服阶段和塑性阶段。
在弹性阶段，材料的应力和应变呈线性关系，即应力与应变成正比。
当施加的应力超过一定值时，材料进入屈服阶段，应力不再与应变成正比，而是开始出现非线性的增加。
最后，在塑性阶段，材料的应力会继续增加，但应变的增加却相对较小，材料开始发生塑性变形。
在应力应变曲线上，塑性阶段常常呈现为一个平稳的水平段，表示材料的变形速度相对较慢。
cocrmo合金拉伸应力应变曲线
cocrmo合金拉伸应力应变曲线【CocrMo合金拉伸应力应变曲线】引言CocrMo合金是一种重要的生物医用合金，广泛应用于人工关节、牙科种植和骨修复等领域。
而了解CocrMo合金的力学性能，特别是其在受力状态下的应力应变曲线，对于设计和改良生物医用器械具有重要意义。
本文将深入探讨CocrMo合金的拉伸应力应变曲线，旨在帮助读者全面理解该合金的力学性能。
一、CocrMo合金的拉伸应力应变曲线——概述与定义拉伸应力应变曲线是描述材料在受力状态下应力和应变之间关系的一种图形。
CocrMo合金的拉伸应力应变曲线是通过实验测试获得的，通常以力学试验机进行测量。
曲线的纵轴表示拉伸应力，即材料受到的力值；横轴表示拉伸应变，即材料变形的程度。
下面是CocrMo合金的拉伸应力应变曲线的基本形态。
二、CocrMo合金的拉伸应力应变曲线——解析与评估2.1 弹性阶段在CocrMo合金的拉伸应力应变曲线中，起初处于弹性阶段。
此时材料受到外力作用，会发生一定程度的弹性变形，但在外力消失时可以恢复到初始状态。
弹性阶段的拉伸应力应变曲线近似为一条直线，非常接近Hooke定律的线性关系。
这表明CocrMo合金在这一阶段具有较好的弹性特性，能够承受一定的应力，而不会永久性变形。
2.2 屈服阶段随着外力的不断增加，CocrMo合金会进入屈服阶段。
在这一阶段，材料会发生可逆的塑性变形，也就是说即使外力降低，材料也无法完全恢复到初始状态。
拉伸应力应变曲线在屈服阶段出现非线性变化，形成一个明显的屈服点。
该屈服点对应的应力称为屈服强度，是材料抵抗塑性变形的临界值。
2.3 稳定塑性阶段一旦超过屈服阶段，CocrMo合金会进入稳定塑性阶段。
在这一阶段，应力继续增加，材料继续发生可塑性变形，但曲线的斜率会逐渐减小，形成一个平缓的区域。
这表明CocrMo合金的强度在此阶段保持相对稳定，具有较高的塑性变形能力。
2.4 断裂阶段当应力达到一定值时，CocrMo合金会发生断裂。
20crmnmo应力应变曲线
20CrMnMo是一种用于制造机械零部件的合金钢材料，具有良好的强度和韧性。
在工程应用中，对20CrMnMo的应力应变曲线进行全面评估至关重要。
本文将深入探讨20CrMnMo的应力应变曲线，并从简到繁地介绍其相关概念和特性，旨在帮助读者更深入地理解这一主题。
1. 20CrMnMo应力应变曲线简介20CrMnMo的应力应变曲线是描述其在受力作用下的变形特性的重要参数。
通过对应力应变曲线的分析，可以了解材料的强度、塑性和蠕变等性能，为工程设计和材料选择提供重要参考。
2. 材料的强度特性我们来关注20CrMnMo的应力应变曲线在强度方面的表现。
通常，应力应变曲线的斜率代表了材料的屈服强度，即在多大的应变下材料开始产生塑性变形。
而曲线的最高点代表了材料的抗拉强度，即在受力作用下材料能够承受的最大应力。
这些强度特性对于工程设计和材料选取至关重要。
3. 材料的塑性特性20CrMnMo的应力应变曲线也反映了其在塑性变形过程中的行为。
通过对曲线在屈服点后的延展性和冷却性的分析，可以了解材料的塑性特性，包括延展性和收缩比等。
这些参数对于材料的成形加工和抗冷变性能有着重要的影响。
4. 材料的蠕变特性20CrMnMo的应力应变曲线还可以用来评估其在高温下的行为，即蠕变特性。
通过对曲线在高温条件下的变形和拉伸性能进行分析，可以了解材料在高温环境下的变形和疲劳寿命，为工程应用提供重要依据。
总结回顾通过对20CrMnMo应力应变曲线的全面评估，我们了解了这一材料在强度、塑性和蠕变等方面的特性。
在工程设计和材料选择中，这些特性都将对材料的性能和可靠性产生重要影响。
个人观点和理解作为工程材料，20CrMnMo的应力应变曲线是其在受力作用下的重要表示，对于工程应用有着重要的参考价值。
在实际应用中，需要根据具体的工程要求和环境条件，全面评估20CrMnMo的应力应变曲线，并加以合理利用，以确保材料在工程中的可靠性和安全性。
结语通过本文的介绍和分析，相信读者对20CrMnMo应力应变曲线有了更深入的理解。
国产新锆合金碘致应力腐蚀性能研究
INDUSTRY SCIENCE AND TECHNOLOGY行业科技压水反应堆燃料元件是将燃料芯块装在包壳中加上端塞焊接而成，包壳通常为壁厚＜1 mm、直径约10 mm 的薄壁小尺寸锆合金管。
锆合金包壳材料的寿命和可靠性直接影响反应堆的安全运行。
反应堆运行功率瞬态变化时，芯块-包壳间的相互作用会导致锆合金包壳产生脆性断裂，研究认为燃料芯块肿胀对锆合金包壳管产生机械应力，燃料裂变产物“碘”对包壳管起到腐蚀的作用，两者联合作用导致锆合金包壳管内表面形成碘致应力腐蚀开裂（iodine induced stress corrosion cracking，I-SCC），造成锆包壳管破裂[1-3]。
因此，I-SCC被认为是引起反应堆燃料元件锆合金包壳破损的因素之一。
有学者[4]还认为碘是锆合金包壳腐蚀的强加速剂，比蒸汽氧化脆化和氢致开裂更为严重。
反应堆运行条件下燃料芯块膨胀时，包壳受到的是混合拉伸应力作用，但主应变发生在锆合金包壳环向方向上。
为了模拟燃料芯块膨胀对锆合金包壳管的环向载荷以及裂变气体“碘”的作用，采用从锆管上切取的试样进行试验，通过环向拉伸试验施加环向载荷，以碘气体作为试验环境介质，研究两种国产新锆合金包壳管环向拉伸条件下的I-SCC行为。
1 研究方法1.1 材料本研究对象为国核宝钛锆业股份公司提供的1#和2#两种国产新锆合金成品包壳管材（去应力态、部分再结晶态），除主成分Zr之外主要成分见表1，工艺及对应的状态见表2。
表1 国产新锆合金主要成分国产新锆合金碘致应力腐蚀性能研究李顺平1,2 闫 萌2 杨忠波2 王朋飞2 尹祁伟21.西南交通大学 材料科学与工程学院，四川 成都 610031；2.中国核动力研究设计院，四川 成都 610213作者简介：李顺平，助理研究员，主要研究方向为锆合金、结构材料。
科技视界SCIENCE & TECHNOLOGY VISION表2 3 000 kg级锆合金工艺及其对应的状态4种锆合金的第二相都呈球状，细小弥散分布，无明显沿纵向分布特征（见图1）。
锆合金力学性能分析
锆合金力学性能分析窦丽娟;党辉;徐呈;马玉英;王斌【期刊名称】《金属世界》【年(卷),期】2014(000)002【总页数】4页(P5-8)【作者】窦丽娟;党辉;徐呈;马玉英;王斌【作者单位】国核宝钛锆业股份公司,陕西宝鸡721014;国核宝钛锆业股份公司,陕西宝鸡721014;国核宝钛锆业股份公司,陕西宝鸡721014;国核宝钛锆业股份公司,陕西宝鸡721014;国核宝钛锆业股份公司,陕西宝鸡721014【正文语种】中文拉伸试验是材料力学性能测试中最常见试验方法之一。
试验中的弹性变形、塑性变形、断裂等各阶段真实反映了材料抵抗外力作用的全过程。
它具有简单易行、试样制备方便等特点，拉伸试验所得到的材料强度和塑性性能数据，对于设计和选材、新材料的研制、材料的采购和验收、产品的质量控制以及设备的安全和评估都有很重要的应用价值和参考价值。
锆合金室温拉伸性能表示锆合金材料在10～35 ℃温度范围内的拉伸试验结果，对于温度要求严格的试验，温度范围应控制在23 ℃±5 ℃条件下进行。
锆合金的高温拉伸性能则表示锆合金材料在温度大于35 ℃条件下的拉伸试验结果。
由拉伸试验所得到的应力－应变曲线图给出了材料的强度性能和塑性性能指标，它是塑性成形力学理论最基本的试验资料。
原子间结合力的程度，实际反应了在屈服条件以下材料抵抗变形的能力，在工程应用上有重要的作用。
本文对某公司生产的锆合金管材及锆合金棒材室温、高温拉伸性能进行了比较分析、探讨、总结，得出简单结论。
试验原理及方法过程试验原理材料的拉伸性能主要与材料内部的成分和组织结构有关，同时还受到加载速度、温度、受力状态等因素的影响。
一般金属材料按其塑性变形性能的不同可分为：有明显屈服流动台阶和无明显屈服流动台阶两类。
而我们常用的有色金属锆则属于后者，对于此类金属材料规定有0.2%残余应变时的应力作为条件屈服强度Rp0.2，或者把割线模量Es=0.7E(E为弹性模量)的应力作为抗拉强度Rm。
应力-应变曲曲线和动态力学性能测试课
0 sin t
Hale Waihona Puke 0 sin(t )E 0和 0分别为应力和应变的幅值，将应力表达式展 式中 开：
0 cos sin(t ) 0 sin cos t
应力波可分解为两部分，一部分与应力同相位，峰 值为 0 cos ，与储存的弹性能有关，另一部分与应变有 90°的相位差，峰值为 0 sin ，与能量的损耗有关。定 义储能模量（ E ），损耗模量（ E ）和力学损耗（ tan ）：
高聚物的应力－应变曲线
1．实验目的要求
熟悉高分子材料拉伸性能测试标准条件和测试原理； 了解测试条件对测定结果的影响。 掌握塑料拉伸强度的测定方法；
2．实验原理
拉伸试验是在规定的试验温度、试验速度和湿度条件 下，对标准试样沿其纵轴方向施加拉伸载荷，直到试样被 拉断为止。拉伸时，试样在纵轴方向所受到的力称为表观 应力σ。
E ( 0 / 0 )sin sin E tan cos E
E ( 0 / 0 )cos
复数模量可表示为： E* E iE E E E 其绝对值为： 在交变应力作用下，样品在每一周期内所损耗的机 械能可通过下式计算： W (t )d (t ) 3 E 02
5.问题讨论
（1）如何通过动态粘弹试验评价共混或复合材料的相 容性？
动态力学分析法 研究两相聚合物的相容性
1. 实验目的要求
掌握使用DMTA-IV型动态粘弹谱仪测定聚合物的 复合模量、储能模量、损耗模量和阻尼模量的原 理及方法。 通过数据分析，了解共聚、共混聚合物的结构特 性。
2. 实验原理
如果在试样上加一个正弦伸长应力，频率为，振 幅为，则应变也可以以正弦方式改变，应力与应变之 间有一相位差，可分别表示为：
应力应变曲线整顿PPT学习教案
掳 律 毛 廷 匈 断 怪 荷 奈 风 饭 诀 英 亡 闸 折 险 酪 步 屡 嚎 沂 誉 浑 磺 隅 施 圆 显 盘 绢 踌 应 力 -应 变 曲 线 应 力 -应 变 曲 线 毡 疑 贪 碍 芒 转 坛 追 嘴 渍 贱 测 巡 决 贬 个 礼 跋 枝 降 隐 嫩 妆 冠 靖 湖 慧 谍 弹 妊 应 力 -应 变 曲 线 [整 理 版 ]应 力 -应
曲 线
(2)屈服阶段 屈服点 曲线超过b点后，出现了一段锯齿形 曲线， 这—阶 段应力 没有增 加，而 应变依 然在增 加，材 料好像 失去了 抵抗变 形的能 力，把 这种应 力不增 加而应 变显著 增加的 现象称 作屈服 ，bc段 称为屈 服阶段 。屈服 阶段曲 线最低 点所对 应的应 力
称为屈服点(或屈服极限)。在屈服 阶段卸 载，将 出现不 能消失 的塑性 变形。 工程上 一般不 允许构 件发生 塑性变 形，并 把塑性 变形作 为塑性 材料破 坏的标 志，所 以屈服 点 是衡量材料强度的一个重要指标。
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曲
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3、低碳钢拉伸曲线
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喳 锦 徊 搽 犹 减 悦 驻 丧 死 水 您 原 酗 眶 漠 崖 压 淀 抉 汞 驳 歹 它 言 尝 灼 魂 疗 庄 镜 馈 应 力 -应 变 曲 线 应 力 -应 变 曲 线 咕 锨 速 虾 陆 取 园 谨 固 拖 吞 偏 留 皑 仍 鞍 割 蹬 雅 仕 啼 闭 赖 靛 暴 涟 洁 妈 吾 诅 应 力 -应 变 曲 线 [整 理 版 ]应 力 -应
变
曲
线
4.塑性指标 试件拉断后，弹性变形消失，但塑性 变形仍 保 留下来。工程上用试件拉断后遗留下 来的变 形 表示材料的塑性指标。常用的塑性指 标有两 个:
伸长率:
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锆合金应力应变曲线
引言
锆合金是一种重要的结构材料，在航空航天、核工程和医疗器械等领域得到广泛应用。
了解锆合金的力学性能对于设计和制造高质量产品至关重要。
其中，应力应变曲线是评估材料力学性能的重要指标之一。
本文将介绍什么是锆合金、锆合金的组成与结构以及锆合金的应力应变曲线。
锆合金概述
锆合金的定义
锆合金是由主要成分为锆的一类高强度、高韧性、耐腐蚀性能优良的金属材料。
它通常包含少量铁、铬、镍等元素作为合金元素。
锆合金的组成与结构
锆合金主要由α相和β相组成。
α相是一种典型的面心立方晶体结构，具有良
好的塑性和韧性；β相则为体心立方结构，具有较高的硬度和强度。
通过调整α
相和β相的比例，可以调节锆合金的力学性能。
应力应变曲线
应力与应变的定义
应力是单位面积上的力，通常用σ表示；应变是物体在受到外力作用时产生的形
变程度，通常用ε表示。
应力应变曲线的含义
应力应变曲线是描述材料在受力过程中应变随应力变化的曲线。
通过分析曲线的形状和特征，可以了解材料的强度、韧性、塑性等性能。
锆合金的应力应变曲线特点
锆合金的应力应变曲线通常具有以下几个特点：
1.弹性阶段：在小应变范围内，锆合金呈现出良好的弹性行为，即在去除外力
后可以恢复原来的形状和尺寸。
2.屈服阶段：当外加载荷超过一定值时，锆合金开始发生塑性变形。
此时，材
料会出现明显的屈服点，即开始发生可逆塑性变形。
3.加工硬化阶段：随着外加载荷继续增加，锆合金会逐渐失去其塑性，开始表
现出加工硬化现象。
这意味着需要更大的外力才能使材料发生可逆塑性变形。
4.断裂阶段：当外加载荷达到一定极限值时，锆合金会发生断裂。
此时，材料
无法恢复原来的形状和尺寸。
影响应力应变曲线的因素
锆合金的应力应变曲线受到多种因素的影响，包括材料的组织结构、温度、应变速率等。
这些因素能够改变锆合金的强度、韧性和塑性等力学性能。
结论
锆合金是一种重要的结构材料，在多个领域得到广泛应用。
了解锆合金的力学性能对于设计和制造高质量产品至关重要。
通过分析锆合金的应力应变曲线，可以评估其强度、韧性和塑性等性能，并根据实际需求进行材料选择和工艺设计。
参考文献： 1. 王春雷, 谢彦军, 赵康康. 锆合金在核电站中的工程应用[J]. 核动力工程, 2014, 35(2): 101-105. 2. 张国华, 刘浩然, 郭宝玉. 锆合金组织与机械性能研究进展[J]. 材料导报, 2018, 32(10): 93-99.。