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Mahmoud Mostafavi
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Exploring stress states of notched small punch test specimens with different notch types

Haoran Ding et al.May 27, 2024
Notched small punch test (SPT) specimens were tested to understand the fracture parameters by many researchers across different types of notched SPT specimens due to the non-standardization. To explore their differences of mechanical properties, failure mechanism and stress state, SPT specimens with side notch, groove notch and circle notch, as well as different notch sizes, are systematically studied and compared. Based on SPT load–displacement curves, the circle notch causes the greatest decrease in load carrying capacity as it significantly affects the member stretching stage, and the differences between side notch and groove notch are dependent on the notch size. Subsequently, the strain distributions around the centre line and on the notch arc are depicted to reveal the variation of strain distribution and failure mechanism with notch type and notch size. Moreover, quantitative characterizations of stress state parameters including stress triaxiality and Lode angle parameter at the notch tip and the specimen centre point are firstly given for notched SPT specimens with three notch types. This study comprehensively reveals the effects of notch type and size on the mechanical property and stress state of SPT specimen, providing an essential reference for the utilization and the standardization of notched SPT specimens.
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Life Assessment of Metals Used in Fusion Using R5 and RCC-MRx

Younès Belrhiti et al.Jul 28, 2024
Abstract In the European DEMOnstration Fusion Power Plant (DEMO) fusion reactor, in-vessel components face significant thermomechanical loads. They can experience severe damage due to high thermal load cycles, coupled with severe electromagnetic loading and unprecedented levels of irradiation damage. Cooling fluids are used to extract the heat to reduce operating temperatures and for energy production. Other elements, like the shielding liner and reflector plate supports, may also experience severe creep-fatigue and irradiation damage. To assess the high-temperature structural integrity of such components, procedures in R5 and RCC-MRx are used to assess creep-fatigue, whereby fatigue is assumed from pulsed reactor operation and creep from sustained load at high temperatures. This project aims to conduct a creep-fatigue assessment of a representative joint, tungsten-to-tungsten via copper brazing (W-Cu). However, due to a lack of data on such fusion-specific joints, two more conventional joints are studied: a 316L similar metal weld; and a 316L-to-10CrMo9-10 dissimilar metal weld. Methodologies used for creep-fatigue assessments within R5 and RCC-MRx are detailed and compared, then applied to each material using the appropriate materials data. The two procedures share similar underlying approaches however, some subtle differences may become important within an assessment.