核安全一级管道应力计算程序比较

针对核电站项目的特殊性,按照RCC-M规范,以某稳压器先导管为例,比较Peps程序与SYSPIPE程序对某核安全一级管道的应力计算差别。计算结果表明,在O级工况下,SYSPIPE与Peps应力计算结果非常接近,最大应力比误差为1.9%;在A,D级工况下,SYSPIPE与Peps最大应力比计算结果误差分别为3.1%,3.2%,在管道设计与校核计算中需要重点关注;疲劳使用系数几乎为零,SYSPIPE与Peps计算结果相当。分析过程和计算结果为管道设计者和计算校核者提供一定的参考。

CPR1000核电厂一级管道应力分析

核级管道的应力分析是为了保证管道自身和与其相连的设备、支架的安全。分析内容包括3个方面:计算管道应力,并使之满足RCC-M规范规定的限值要求;计算管道对与其相连的机器、设备的作用力,并使之满足标准规范的要求,保证机器、设备的安全;计算管道对支吊架的作用力,为支吊架的设计提供依据。管道应力分析工作的步骤是:首先,对管道所在系统的功能和工况参数、管线的布置情况进行详细的了解,划分分析范围;其次,根据管道ISO图用软件建立分析管线部分的几何模型,并定义材料属性;然后,按照规范规定的载荷组合形式加载;最后,计算、评定并输出支反力,核级管道的应力分析不仅可保证管道、支架、设备的安全,而且可优化设计,在核电厂建造和运行中起到重要作用。

核一级管道温度梯度计算与分析

温度梯度求解是对核一级管道进行RCC-M A级准则分析的重要步骤。采用RCC-M规范中的简化分析法和ANSYS 15.0软件,详细研究了几何参数、瞬态工况参数对核一级管道温度梯度影响的一般性规律。研究结果表明:温度梯度参数在一定范围内随瞬态工况的温度变化速率、温度变化幅度、流量和管径的增大而增大;升温过程温度梯度参数的最小值组合均为负值,最大值组合为零;降温过程的温度梯度参数的最小值组合为零,最大值组合为均为正值;阶越载荷下,温度梯度参数与温度变化幅度呈近似线性变化关系。

核安全一级主管道疲劳校核

本文对某核电厂主管道疲劳及热棘轮进行了独立校核。校核采用基于RCC-M标准的ROCOCO软件,比较了RCC-M标准与ASME标准在核安全一级管道疲劳评价方面的差异。对比的主要方面包括疲劳设计的计算范围界定、一次加二次应力强度的计算方法、弹塑性修正系数的计算、动态载荷叠加方法等。通过对ROCOCO中与ASME标准不一致的算法进行修正,得到主管道冷段壁厚65 mm和55mm的疲劳使用系数和热棘轮设计裕量。结果表明:某核电厂主管道最小壁厚不能小于55 mm,55mm壁厚的热棘轮设计值达到许用值的95%。

HTR-10核安全一级管道的力学分析

核安全法规对于核安全一级管道的力学分析有详细的规定 ,由于计算手段的限制 ,核安全一级管道的力学计算常常十分棘手 ,不能满足分析法设计的要求。该文探讨了使用通用有限元软件对核一级管道进行力学分析的方法。以HTR- 10工程设计中的一个核安全一级管道系统为实例 ,介绍了采用 MARC通用有限元软件进行力学分析及力学评价的过程 ,重点介绍了如何满足核安全法规中对于核一级管道的力学分析的各个条款。

基于PIPESTRESS的核一级辅助管道疲劳分析方法研究

为防止管道失效,RCC-M规范规定除应考虑自重、压力等载荷变化导致的应力变化外,核一级辅助管道必须考虑热膨胀和热弯曲应力变化对疲劳累积使用系数的影响。重点研究基于PIPESTRESS的核一级辅助管道疲劳分析的基本方法,并以某电站核一级辅助管道为例,通过专用管道力学分析软件PIPESTRESS确定管道在温度载荷(热膨胀、温度梯度和锚固点热位移)、压力载荷和机械载荷等交变载荷作用下各瞬态工况应力变化幅值,采用雨流计数法计算疲劳累积使用系数进行疲劳分析和评定。

核安全一级高温管道系统结构分析与安全评估方法研究

为解决复杂核安全一级高温管道系统结构分析与评定工程问题,在管道分析软件与核级高温评定规范ASME-NH之间建立了一座桥梁。首先,对管道结构(直管及弯管)在不同载荷作用下的应力状态解析解进行了详细推导分析,并且与有限元数值解进行了误差分析。结果显示,给出的直管及弯管结构应力状态解析解具有很好的准确性。随后,将一维管线力学分析模型与截面三维应力状态解析解相结合,给出了高温管道系统结构分析、评定方法及应用步骤,将ASME-NH-3650规范内容明确化。