期刊文献+

含裂纹核级管道三维有限元分析与LBB评定 被引量:4

Three-dimensional Finite Element Analysis and Leak before Break(LBB)Assessment of Nuclear Piping Containing Creak
下载PDF
导出
摘要 三维裂纹仿真分析和防断裂设计问题一直是断裂理论和工程应用研究的主要课题。管道系统是核动力工程中的关键部件。运用三维有限元分析软件ANSYS和裂纹分析专用程序Franc3D,针对中国实验快堆(CEFR)一段余热排放系统中的含裂纹管道进行了三维裂纹仿真模拟分析和LBB(Leak-Before-Break)评定。快堆管道工作时处于高温状态,因此,采用适用于高温环境下的材料和法国结构安全设计规范RCC-MR.A16标准文件。研究的管道材料为9Cr1Mo钢的改良型——T91/P91管材,分析模型为含裂纹的三维结构,且包括管道高温工况和蠕变效应。仿真计算结果表明,针对所研究的工况,蠕变较疲劳对三维裂纹扩展的影响更大。采用T91钢的管路系统能够满足相关规范中的LBB设计准则。该研究为快堆管道选材、含缺陷管道安全评估和高温完整性评定提供设计参考。 Three- dimensional crack behavior simulation analysis and anti -crack fracture design have been a main subject in fracture theory and engineering application. Piping system is a key part of nuclear power engineering. Utilizing the three - dimensional finite element analysis software ANSYS and the spe- cialized crack analysis programs Franc3D, three -dimensional crack behavior and leak before break (LBB) case were simulated and evaluated of a pipe with a crack in waste heat exhaust system of China Experimental Fast Reactor ( CEFR ). In fast reactor, the piping is working under a high temperature. Therefore ,the code RCC -MR. A16 was adopted that is suitable for materials and structural safety design at high temperature. Material used in this article is modified 9Crl Mo T91/P91. The analysis model of pipe section was built in three - dimensional entity structure containing a cracks and the high temperature and creep effects were considered. The simulation results show that creep contributes more effect on crack growth than fatigue.The evaluation results on LBB of studied T91 steel pipe with a crack -like defect can satisfy the need of LBB design guidelines.The research results can be referenced in pipe material choose, safety assessment and structural integrity evaluation of a pipe containing defects at high temperature in a fast reactor design.
出处 《压力容器》 2014年第11期56-60,共5页 Pressure Vessel Technology
基金 国家自然科学基金(51376163)
关键词 三维裂纹 蠕变疲劳 先漏后破(LBB) 核级管道 T91 /P91 three - dimensional crack creep - fatigue leak before break (LBB) nuclear pipelines 391/P91
  • 相关文献

参考文献13

二级参考文献43

  • 1费英琼,董亚民,黄克智.基于延性撕裂的“PD6493高级评定方法及EPRI方洁”的优化评定和应用对比研究[J].工程力学,1994,11(3):18-27. 被引量:1
  • 2法国核岛设备设计和建造规则协会.RCC-MR快中子增值堆核岛设备设计和建造规则附录:A16ES3.法国:AFCEN,2002.
  • 3GB150-2011,压力容器[S].
  • 4徐宏,博士学位论文,1995年
  • 5徐进良,博士学位论文,1995年
  • 6高文道,第八届全国反应堆结构力学会议文集,1994年,312页
  • 7姜苇,第八届全国反应堆结构力学会议文集,1994年,160页
  • 8李志安,压力容器的断裂理论与缺陷评定,1994年
  • 9Dong Y M,Nucl Eng Des,1993年,142卷,1期,27页
  • 10何树延,压力容器,1993年,10卷,513页

共引文献38

同被引文献10

引证文献4

二级引证文献8

相关作者

内容加载中请稍等...

相关机构

内容加载中请稍等...

相关主题

内容加载中请稍等...

浏览历史

内容加载中请稍等...
;
使用帮助 返回顶部