文献综述
文 献 综 述1.1课题背景及研究意义稳压器波动管是核电站高压管道系统中的重要结构和设备，随着科学技术的进步与发展，核电在清洁能源发展中扮演着越来越重要的角色，核电设备及用钢产业也迎来了更广阔的发展空间[1]。
奥氏体不锈钢(ASS)具有良好的力学性能，在较广的温度范围内具有良好的耐蚀性，已成为高温环境下结构构件的良好候选材料[2]。
被广泛应用于石油、化工、 制药及核电工程等场合[3]。
ASS作为核电站回路管道的主要用材，在服役使用过程中，其经历的温度升降的周期循环次数可达数千次，涉及大量的热分层、热冲击和热瞬态现象，这会使管道结构承受复杂的交变热载荷。
这些循环往复的瞬态过程会使材料发生显著的塑性变形，产生不可逆的疲劳损伤[4]。
加上机械振动和管道内部压力波动引起的循环机械载荷[5]。
因此，当循环热应力和机械应力同时作用于零件时，就会产生热机械疲劳。
它已成为高温工况下构件结构完整性分析中必须考虑的一个重要设计因素以及高温构件失效的普遍原因和寿命限制因素[2]。
本课题以316L奥氏体不锈钢为研究对象，研究热机疲劳载荷下316L的变形损伤行为。
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