二次应力对含裂纹圆筒结构的裂纹驱动力计算的影响

对承受一次应力和二次应力作用下的含裂纹结构,由于一次应力与二次应力相互作用对裂尖材料塑性的影响不同,在进行弹塑性断裂力学分析时需对二次应力引起的裂纹驱动力进行修正。本文以工程常见的含内表面裂纹圆筒结构为对象,采用RSE-M、R6规范中的方法和有限元方法对二次应力引起的裂纹驱动力的修正系数V进行了分析计算,对系数V计算的影响因素以及系数V随各影响因素的变化规律进行了研究,并将不同方法计算的二次应力引起的裂纹驱动力的修正结果进行了对比分析。结果表明:一次应力、二次应力的大小和材料应变强化效应对系数V计算均有影响,并且各因素对系数V的影响存在相互作用而呈现复杂的规律;系数V随着一次应力和二次应力的增大而减小,展现出裂尖应力松弛现象;RSE-M和R6中提供的对二次应力引起的裂纹驱动力修正分析方法的特点不同,修正结果较有限元分析结果保守。

格林函数法在快速计算热应力中的应用研究

通过对格林函数在热应力分析中的应用研究,得到一种结合有限元分析和数值计算进行热应力快速计算的格林函数方法。以核电厂主管道安全注入接管在升温和降温瞬态下的热应力分析为算例,验证该方法的合理性和准确性。同时对比分析格林函数法和有限元分析法的优缺点。

蒸汽发生器焊接堵管堵头的设计与评价

蒸汽发生器传热管是一回路承压边界中最薄弱的环节,当传热管发生严重降质时,通常采用堵管方式来避免二次侧流体受到放射污染。为克服现行堵管方法带来的高应力和塑性变形,或近程操作带来的人员受高剂量辐照问题,设计了一种新型蒸汽发生器自熔焊焊接堵管堵头,采用数值模拟方法进行了焊接残余应力研究和应力分析评价。结果表明该焊接堵管堵头是安全可靠的。

核一级承压设备疲劳分析方法

基于Miner线性累积损伤理论和雨流计数法,得到单载荷历程作用下疲劳分析的方法,并根据核一级承压设备的特点和核承压设备分析规范的要求,给出了一种适用于核一级承压设备疲劳分析的方法;结合设备实际运行情况,提出了瞬态分组组合的优化疲劳分析的方法,并给出一个案例。结果表明,瞬态分组组合使疲劳分析与设备实际运行情况更加接近,计算结果更加精确。

核电厂热疲劳监测技术研究

核电厂安全运行和设备寿命管理已成为核工业领域关注的重要问题，尤其是如何准确地确定超设计寿命电厂的典型设备老化参数（如应力、累积使用因子等）。然而，目前大多核电厂疲劳监测系统都是基于ASME规范研发的，未分析管道内环境对疲劳分析的影响。本文提出了一种满足美国核管会（NRC）RG1.207导则的疲劳监测方案，该方案将考虑环境因素对疲劳分析的影响。同时，新的疲劳评估方法具有通用性，可结合核电厂DCS运行数据，为电厂延寿提供数据支持。

乏燃料贮运容器辐射传热特性影响因素分析

为揭示乏燃料贮运容器的壁面辐射参数的影响规律,基于传导-对流-辐射的流固热耦合CFD模型,采用不同太阳暴晒条件、筒体外壁面发射率、内部格架壁面发射率和外部环境发射率,分析容器各部件最高温度、自然对流流速、外壁面辐射功率的变化规律。结果表明:CFD辐射传热功率与公式计算结果基本吻合,误差小于10%;筒体外壁面发射率的增加能使无太阳暴晒工况的容器各部位温度显著减小,但对太阳暴晒工况的作用不明显,发射率从0.30增加至0.80,前者计算的燃料包壳最高温度变化幅度是后者的3.51倍。内部壁面发射率对容器各部件温度分布影响较小,内部壁面发射率从0.22增加至0.90,燃料包壳温度仅降低约2℃;外部环境发射率对容器传热主导方式影响明显。本文可为乏燃料贮运容器辐射传热分析及结构选材提供技术指导。

疲劳监测系统在核电厂老化管理及延寿中的应用研究

核级管道热疲劳失效是核电厂金属部件失效的主要形式之一,也是核电厂老化管理及延寿中的关注重点之一。本文采用核电厂疲劳监测系统测得管道的温度数据,掌握其真实的温度影响过程,对监测区域管道的疲劳状态进行评估,实现管道热疲劳状态寿命管理,最终可以为核电厂延寿工作提供数据支持。

考虑热分层效应的格林函数法在疲劳监测系统快速计算中的应用

针对在疲劳监测系统中考虑热分层效应的情况下如何实现快速计算展开了分析。提出了一种考虑热分层效应的格林函数计算方法,同时使用该方法针对波动管弯头模型在假定瞬态下的热分层应力进行了计算研究并与有限元方法进行了对比,验证本文方法的合理性和准确性。结果表明,本文提出的在格林函数基础上叠加考虑热分层效应的计算方法具有高效、快速、准确的特点,可应用于弯头拐角处的应力苛刻位置。目前该方法已应用于核电厂设备的疲劳监测系统。

反应堆压力容器上部堆内支承构件的流致振动分析

核电厂运行工况下,反应堆压力容器(RPV)上部堆内支承构件处在一个高速的横向流流场中。在横向流作用下,RPV上部堆内支承构件产生明显的振动。这类振动行为体现在涡旋导致的结构振动和流弹不稳定。研究RPV上部堆内支承构件在横向流作用下的振动行为特性,并根据ASME规范对其进行流致振动分析评定。研究结果表明:特定结构在冷启堆或冷停堆时更容易产生流致振动,而非在满功率运行工况下。

基于辐射-对流-传导热流固耦合模型的乏燃料贮运容器传热特性与优化研究

基于辐射-对流-传导的热流固耦合计算流体动力学(CFD)模型,对比不同放置状态、环境温度、容器内部填充介质和有无环形翅片情况下,各部件最高温度、自然对流流速、外表面辐射及对流功率的变化。结果表明,水平放置有利于强化环形翅片的对流传热;环境温度每升高10℃,燃料包壳温度增加6.5℃,外壁面温度增加8.3℃;燃料篮内部填充物由中子吸收板或铝块更换为氦气后,容器整体导热性能明显降低,容器内部温度升高,但容器壁面温度基本不变;如不考虑太阳暴晒,环形翅片可增加对流传热,使得容器整体温度降低;如考虑太阳暴晒,环形翅片会增加太阳暴晒能量的吸收,使容器整体温度反而比光滑壁面容器高;基于代数分析法和漫灰表面模型对CFD辐射模型进行验证,CFD辐射功率和公式法计算结果基本一致。

基于Non-Boussinesq模型的多流体域高温差乏燃料容器的自然对流传热特性研究

基于Boussinesq模型和全浮力模型原理,建立了高温差环境下Non-Boussinesq多流体域自然对流模型,通过对比高温差封闭空腔自然对流实验结果和预测结果,研究了Boussinesq模型、全浮力模型和Non-Boussinesq模型在单流体域和多流体域高温差环境下对流速和温度的预测能力。结果表明,单流体域下Non-Boussinesq模型和全浮力模型预测的流速和温度符合实验结果,平均预测误差小于9%;Boussinesq模型在高温差环境下对流速的预测精度较低;全浮力模型不能同时保证多流体域获得合理的流场分布;Non-Boussinesq模型能有效克服Boussinesq、全浮力模型的缺点;自然对流模型选取主要会影响内外部气体流速的预测,对容器内外部温度的预测影响较小。本研究建立的数值预测方法能够用于高温差环境下其他多流体域的自然对流的预测。

快速疲劳分析方法在核电厂疲劳监测系统中的应用

疲劳监测系统通过对一回路易发生热疲劳关键管道和设备进行运行参数采集,采用快速疲劳分析方法对被监测管道和设备进行实时疲劳计算,从而获得真实疲劳损伤情况。该快速疲劳分析方法以格林函数法为基础,通过编制计算程序实现热应力和疲劳使用系数的快速计算。通过与有限元分析结果进行比较,验证了该快速疲劳分析方法具有高效、快速、准确的特点。

核设备抗震鉴定试验目标PSD生成方法研究

为避免抗震鉴定试验用人工时程能谱特性失真,需满足功率谱密度80%包络的要求。从楼层反应谱、傅里叶幅值谱和功率谱密度之间的互相关系入手,开展楼层目标功率谱密度生成方法的研究。分别采用Kaul公式法和SRP3.7.1附录A快速傅里叶变换法,将楼层反应谱和人工加速度时程转换为功率谱密度。通过对比分析不同方法的基本假设和不确定性以及获得功率谱密度的形状、峰值的差异,推荐用生成楼层反应谱的原始响应时程进行快速傅里叶变换的方法作为目标功率谱密度的生成方法。