[发明专利]高温高压水中疲劳试样标距段应变的原位实时监测系统

说明书

技术领域

本发明涉及腐蚀疲劳试验领域，具体是一种原位实时监测高温高压水中疲劳试样标距段应变的线性可变差动变压位移传感器(LVDT，Linear Variable Differential Transformer)系统，用于金属棒状疲劳试样在高温高压水中的低周疲劳试验。

背景技术

核电结构材料在高温高压水中的腐蚀疲劳行为是核电站安全设计、管理与寿命评估关注的重点，许多运行经验以及研究均表明高温高压水腐蚀疲劳是核电结构材料失效的潜在形式之一，也是目前核电站压力边界设计疲劳曲线改进的热点。国际上（美国、日本、法国等核电发达国家）对核电结构材料在高温高压水中的腐蚀疲劳行为非常重视，开展了系统的研究，积累了大量的腐蚀疲劳基础数据，对核电站的设计和寿命评估有重要的指导意义。我国正在大力发展核电，努力实现核电结构材料国产化，但国产核电材料的腐蚀疲劳数据几乎为空白，制约我国核电事业的进一步发展。关键问题是模拟核电服役的高温高压循环水环境非常苛刻，设备研发难度大，进口异常昂贵。

我国已成功研发高温高压循环水腐蚀疲劳设备（中国发明专利，专利申请号：201010240899.6，发明名称：一种带高温高压循环水的腐蚀疲劳试验装置），但该设备无法原位精确监测高温高压水中疲劳试样标距段的应变，疲劳实验过程中的应变测量精度无法保证。因此，研制出能够原位精确监测高温高压水中疲劳试样标距段应变的系统，对提高我国高温高压水腐蚀疲劳测试技术水平，促进国产核电结构材料高温高压水腐蚀疲劳数据的积累，意义重大。

发明内容

本发明的目的在于提供一种能够原位实时精确监测高温高压水中疲劳试样标距段应变的LVDT系统，解决现有高温高压水腐蚀疲劳试验过程中无法原位监测疲劳试样标距段位移，应变测量精度不够的难题。

本发明的技术方案是：

一种高温高压水中疲劳试样标距段应变的原位实时监测系统，该系统包括：欧姆夹、连接螺杆Ⅰ、V型开口方块、带通孔的四面体块、螺母、压缩弹簧、连接螺杆Ⅱ、感应铁芯、水冷套、隔套、O型圈Ⅰ、O型圈Ⅱ、线性可变差动变压位移传感器，具体结构如下：

两个欧姆夹分别夹持棒状疲劳试样的标距段两端，欧姆夹与V型开口方块通过连接螺杆Ⅰ连接，调节欧姆夹位置，使V型开口方块的V型开口正好对应高压釜盖的通孔Ⅰ处；连接螺杆Ⅱ穿过带通孔的四面体块、V型开口方块、压缩弹簧，两个螺母安装于连接螺杆Ⅱ上、位于带通孔的四面体块、V型开口方块、压缩弹簧组合体的两端，连接螺杆Ⅱ的末端连接感应铁芯，各组件配合安装，并拧紧各个螺栓，形成“连接组件”，疲劳试样标距段两端的“连接组件”结构相同；

隔套与高压釜盖通过螺纹硬密封连接，水冷套设置于隔套外侧，水冷套与隔套通过O型圈Ⅰ密封；隔套与线性可变差动变压位移传感器通过螺纹连接，隔套与线性可变差动变压位移传感器之间相对应处通过O型圈Ⅱ密封；连接螺杆Ⅱ的一端穿过隔套的中心孔、伸至线性可变差动变压位移传感器的中心孔中，连接螺杆Ⅱ能够无摩擦通过高压釜盖的通孔Ⅰ、隔套的中心孔和线性可变差动变压位移传感器的中心孔，连接螺杆Ⅱ与高压釜盖、隔套、线性可变差动变压位移传感器均无接触，线性可变差动变压位移传感器感应到感应铁芯的位移，发出相应信号，通过连接位移显示器显示“连接组件”的位移，进一步能够传递疲劳试样标距段实时位移。

所述的高温高压水中疲劳试样标距段应变的原位实时监测系统，带通孔的四面体块为四面体块上开有通孔Ⅱ，四面体块的四个面均为正三角形。

所述的高温高压水中疲劳试样标距段应变的原位实时监测系统，V型开口方块的上表面设有V型开口，方便连接螺杆Ⅱ在高压釜有限空间内快速穿过V型开口方块的V型开口下的通孔Ⅲ；V型开口方块的侧面设有螺纹孔，连接螺杆Ⅰ与V型开口方块的螺纹孔通过螺纹连接。

所述的高温高压水中疲劳试样标距段应变的原位实时监测系统，V型开口方块上表面的V型开口与带通孔的四面体块配合安装，以调节连接螺杆Ⅱ的垂直度；连接螺杆Ⅱ自上而下依次穿过带通孔的四面体块的通孔Ⅱ、V型开口方块的通孔Ⅲ，连接螺杆Ⅱ上安装的两个螺母，用以调节感应铁芯的位置，并固定连接螺杆Ⅱ。

所述的高温高压水中疲劳试样标距段应变的原位实时监测系统，隔套顶端设有R2.5mm的弧面，保证与高压釜盖稳定密封连接；隔套与线性可变差动变压位移传感器连接处安置O型圈Ⅱ，保证隔套与线性可变差动变压位移传感器之间的稳定密封。

所述的高温高压水中疲劳试样标距段应变的原位实时监测系统，线性可变差动变压位移传感器设计耐压为10～30MPa，连接螺杆Ⅱ为无磁性奥氏体不锈钢。