邵雪娇，杜 娟，杨 宇，傅孝龙，张 瀛，李 辉，郑连纲

(中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610213)

在工程评价中，对于结构响应超出材料比例极限时，需进行弹塑性疲劳分析。现行核设备规范ASME[1]和RCC-M[2]中规定了两种弹塑性疲劳分析技术：一种是基于弹塑性分析的疲劳分析方法，一种是基于线弹性分析的简化弹塑性疲劳分析方法[3-4]。第1种方法需要材料的弹塑性本构模型和详细的计算历程，耗费人力和物力，在设计的初期是不切实际的。第2种方法具有效率高的特点，在工程中普遍采用[5-8]。该方法是通过弹性应变范围乘以弹塑性修正因子(KE)代替实际塑性应变范围进行疲劳评价。国内外学者在相关领域进行了大量的研究[9-11]，杜娟等[12]对钛合金TA17的弹塑性修正因子开展了材料试验和分析方法研究，给出了TA17的KE相关系数。现行核设备规范ASME或RCC-M中给出了常用材料的KE表达式和系数，但缺少钛合金TA16所需的KE表达式和相关系数，无法开展TA16设备的简化弹塑性疲劳分析。同时也缺少TA16弹塑性疲劳分析所需循环弹塑性本构模型，使得开展相关TA16疲劳弹塑性技术试验与分析研究工作非常迫切。

本文通过理论分析，采用数值分析方法获取规范外材料TA16的KE通用表达式及相关系数，为开展TA16简化弹塑性疲劳分析奠定基础。

1 试验及本构模型

1.1 TA16循环变形试验

对TA16薄壁圆管进行常温和高温下的单轴拉伸试验、应变循环试验和应力循环试验，结果如图1、2所示。……