用逐点插入法自动生成全四边形的自适应有限元网格

本文给出一种有限元网格全自动划分的方法。方法包括三部分：１）用单元尺寸场控制生成网格的疏密分布；２）用基于Ｄｅｌａｕｎａｙ三角化过程的逐点插入法生成纯三角形网格；３）将三角形网格转化为全四边形网格。相应的网格生成器具有良好的用户界面。只须最小限度的边界描述即可自由、快速地生成单元形状良好、疏密分布任意的网格。

用有限元自适网格控制结构应力分析的精度

本文涉及有限元结构应力分析精度控制的三个基本方面:1)自适应的有限元网格自动生成技术;2)有限元应力分析的误差估计;3)用单元尺寸场将误差分布用于形成新网格。

AP1000设备鉴定要求及国内现有试验能力

介绍了美国先进非能动压水堆(AP1000)设备鉴定(EQ)的要求,重点对抗震和冷却剂丧失事故(LOCA)鉴定要求作了描述。将AP1000设备鉴定要求与国内从事设备鉴定的主要实验室的能力进行了比较,就目前国内现有试验能力与AP1000设备鉴定要求之间存在的差距进行了分析。

核电厂主设备在地震加失水事故下的结构反应分析研究

核电厂主设备是核电厂的关键设备。对反应堆堆内构件、控制棒驱动系统、燃料组件和蒸汽发生器传热管等设备进行地震加失水事故联合作用下详细的动力分析与评定,是核电厂设计规范和安全审查的要求。 上海核工程研究设计院在主设备的地震加失水事故下反应分析和试验研究的基础上,将主设备作为一个总体进行分析,从而形成一个完整的分析和评定系统。该研究成果已应用于秦山、PC两座核电厂的设计分析和安全评审中,对我国自主开展百万级先进压水堆核电厂主设备在地震加失水事故下的设计和安全分析具有良好的推广和应用前景。

反应堆压力容器金属O形环密封性能研究

采用MSC .Marc软件 ,对反应堆压力容器双道金属O形密封环进行弹塑性大应变接触分析 ,给出在不同压紧量下的回弹量 ,并与试验结果进行比较。

压力容器热态密封试验与分析

本文提供1m直径的压力容器模型在升、降温热瞬态工况下密封试验及分析结果。试验目的在于对自制GH169（相当Inconel718）镀厚银O形环进行热态考验，并对自编密封分析程序系统SMEC给以试验验证。热态试验对于螺栓的温度滞后作了较为细致的测量，为简化计算提供了依据。试验表明，热变形产生的法兰转动十分可观，热态螺栓载荷增量成为热态密封问题的关键。

反应堆压力容器承压热冲击分析

依据法规要求和国外的研究成果 ,对压水堆核电厂反应堆压力容器承压热冲击 (PTS)的研究方法进行阐述。研究工作考虑和比较了不同的裂纹尺寸、不同的裂纹类型和不同的PTS瞬态的情况 ,进而确定该RPV在哪种裂纹和哪种瞬态下最危险。热弹性和热弹塑性两种材料模式运用于RPV的应力计算 ,分析中考虑了不锈钢堆焊层对断裂分析的影响。

秦山核电厂反应堆压力容器主螺栓热态载荷测试研究

本文是作者有关容器密封分析与试验研究工作的继续，阐明热瞬态密封问题求解的关键是给出螺栓载荷的热态增量。文章叙述了现场超声测试的基础试验及主要结果，其测试能力已超过Ｒａｙｍｏｎｄ产品的２０４℃（４００Ｆ）的温度范围，因而有可能首次给出现场实测结果。

核电厂运行许可证延续(OLE)安全监管的对策

核电厂在运行许可证到期前须为延续还是退役做出决策,从经济角度而言前者显然是最佳选择,并且根据国外经验的确存在较大可能性。目前国际上主流的核电厂运行许可证延续安全监管策略主要分为美国的执照更新体系以及国际原子能机构的长期运行体系两种。前者在40年运行执照到期前,通过递交申请以证明机组当前及今后的安全性,从而力争使执照得以更新并延长20年;后者则以每10年一次的定期安全审查为基础,评判是否批准机组在下一个10年内继续运行。本文通过对以上两大体系的比较研究并结合我国实际情况,就两种体系对我国的适用性提出建议,以作为我国核电厂运行许可证延续可行性研究的参考依据,进而为国家核安全局制定我国相关监管要求提供技术支撑。

核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发

根据IAEA系统化老化管理的理念和USNRC以执照更新为核心的老化管理方法出发,论述了核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发中需要考虑的要素。从法规体系、设备老化管理的基本要求、主要老化机理分析、文件体系审查及两种老化管理模式的适用性等角度,全面叙述了反应堆压力容器老化管理大纲开发中涉及的内容。以典型核电厂反应堆压力容器为例,给出老化管理大纲的工程应用实例。

核电厂主蒸汽管道材料断裂韧性试验三维数值模拟研究

基于商用软件ABAQUS对国产化主蒸汽管道材料P11合金钢的断裂韧性试验中起裂前的加载过程进行了精细的三维数值模拟,对含侧槽和光滑侧面2种标准CT试样结构进行建模分析,获得加载过程中裂纹前沿的塑性区、应力场和J积分的三维精细分布及变化规律.开展了SA335P11合金钢材料含侧槽结构试样的断裂韧性试验,试验中载荷线位移响应曲线与有限元分析结果具有很好的一致性,验证了数值分析的有效性.通过有限元和试验相结合的方式,确定了延性金属材料试样采用光滑侧面结构是导致其试验过程中难以起裂的主要原因,含侧槽结构试样能为裂纹尖端提供有效约束,使得裂纹前沿附近区域的塑性区尺寸、局部J积分和张开应力分布更加均匀,对优化延性金属材料断裂韧性试验作用明显.

美国核电厂GALL报告解读

GALL报告是美国NRC颁布的用于指导审查核电厂执照更新申请的技术文件,它采用表单化形式,从具体的构筑物与部件层面出发,详细记录了材料、环境、老化效应与机理、老化管理大纲间逐一对应的关系。基于文献调研与分析,从开发背景、发展历史、内容框架、应用情况等方面介绍了GALL报告的基本信息,应是我国对该文件的首次全面解读,对我国建立核电厂老化管理大纲及有关核电厂延寿的核安全监管法规具有重要参考价值。

压水堆堆内构件老化评估方法及其应用

本文介绍了压水堆堆内构件老化分析评定方法。该方法通过建立老化机理筛选准则、初步分类、堆内构件的故障模式、影响及危害分析(FMECA)以及识别主要潜在老化部件等步骤,最终完成堆内构件老化程度的评估。老化评估结果为堆内构件的老化管理奠定基础。该老化评估方法已首次成功应用于秦山CNP320机组和CNP650机组堆内构件的老化评估。

秦山核电厂反应堆压力容器水压试验应变测量与分析

对秦山核电厂反应堆压力容器出厂水压试验测点布置作了说明,与一回路系统水压试验位移测量的主要结果作了分析对比,给出了实测载荷与主螺栓测试数据,讨论了表征密封性能的法兰转动,认为出厂水压试验此项结果有错.

核电厂老化管理的内容

为了确保临近退役或延长运行的核电厂的安全运行，国际上上世纪八十年代起开展核电厂老化管理的研究和实施。本文介绍了国际原子能机构(IAEA)最新发表的有关核电厂老化管理导则的文集和核电厂老化管理的主要内容。我国的核电厂虽然年轻，但老化也在进行之中，早日跟踪、研究和实施核电厂老化管理将对提高核电厂的安全性和经济性起到更大的作用。

核一级承压设备分析法设计软件系统研究

根据实际工程中多年积累的核级承压设备学分析、研究和核电厂的运行经验,结合实际的有限元分析软件,对前期的力学分析和评定工作进行方法上的归纳总结和分析推广,初步实现设计分析一体化,以求在今后新的核电厂核级承压设备的设计分析,比如百万级核电站的设计中,通过该软件系统,将多年积累的大量实际工程经验体现到新的工程设计中去,以提高设计分析的效率,缩短核级压力设备设计和建设周期。

核电厂生命周期全过程的老化管理

核电厂设备的失效大多源于一种或多种老化机理单独或综合的作用,老化管理是防止关键设备失效、确保核安全的重要手段。本文以国际原子能机构2009年颁布的"核电厂老化管理核安全导则(NS-G-2.12)"为依据,梳理了核电厂从设计、建造、调试,到运行、延寿,直至退役的全生命周期各阶段需要的老化管理工作,分析了各阶段工作承上启下的内在联系,论述了"老化管理核安全导则"的实施,对核电厂设计理念、设备制造、设备鉴定、建造调试、营运管理、检查维修、执照取证、延寿模式、退役模式等带来的新挑战,以及对促进核电厂核安全水平的全面提高,以及对积极发展中的核电行业安全稳定可持续发展的重要意义。

SA335-P11钢高温断裂韧性试验中规则化方法的应用

运行温度下的弹塑性断裂韧性参数是核电厂含裂纹缺陷压力管道设计、评价和分析的重要数据输入。高温环境会对弹性卸载柔度法的准确性造成影响。基于载荷分离理论的规则化数据处理方法无需同步测量裂纹扩展量即可获得材料弹塑性断裂性能数据J-R阻力曲线,具有明显优势。根据美国材料与测试协会(ASTM)E1820标准,对核电厂主蒸汽管道材料SA335-P11钢的紧凑拉伸(CT)标准试样在280℃高温环境进行J-R阻力曲线测定。对试验载荷位移试验数据分别采用弹性卸载柔度法和规则化数据处理方法进行对比分析,验证在高温试验环境下的分析中规则化数据处理方法对传统弹性卸载柔度法的可替代性。