基于流固耦合的压水堆主管道上充管嘴热疲劳研究

采用3-D全尺寸非稳态流固耦合数值分析方法,基于某二代压水堆核电机组实测瞬态工况参数,实现了对瞬态工况下主管道上充管嘴真实温度场和结构场的有效表征,获得了瞬态工况下的疲劳特性。对比基于理想设计工况的传统设计分析方法分析结果,得到结论:采用传统设计分析方法得到的热冲击应力响应更加严苛,疲劳分析结果具备较大的保守裕度,但该方法无法对管嘴不同部位的疲劳严重程度进行有效表征;基于实测瞬态参数的流固耦合计算方法在有效表征管嘴不同区域的疲劳状态的同时,亦有效降低传统设计疲劳分析中过度保守的裕度,为核电站热疲劳敏感区域在役检查工作和运行执照更新提供可靠依据。

压水堆主管道上充管嘴弹塑性应力分析

压水堆主管道上充管嘴在核电厂运行期间需经受严厉的冷热流体交互流动产生的循环热载荷,将对上充管嘴的结构完整性产生重要的影响。上充管嘴弹性应力分析证明了结构不会出现弹性失稳、塑性失稳以及疲劳破坏等现象,但部分分析截面一次加二次应力强度范围超过了规范限值。针对弹性分析部分结果不满足规范限值的情况,对上充管嘴进行了循环弹塑性分析,结果表明,上充管嘴结构在循环载荷作用下出现了明显的塑性安定现象,并且经历所分析的循环载荷后,其结构的累积应变不会对结构抗塑性失稳能力和抗疲劳破坏能力产生显著的影响。上充管嘴抗快断分析表明,其结构具备良好的抗快断性能。