多轴疲劳模型对比研究及其在核电结构热疲劳寿命预测中的应用

压水堆核电站余热排出系统冷热水混合区管道发现的热疲劳问题影响核反应堆的安全。本文通过一种采用单轴疲劳试验数据拟合疲劳寿命曲线，进而用于预测多轴疲劳寿命的分析方法，基于文献中的疲劳试验数据，对Dang Van模型、Matake模型和Fatemi-Socie模型进行了余热排出系统冷热水混合区管道材料304L不锈钢疲劳寿命预测结果的对比研究。基于余热排出系统冷热水混合区管道的三维简化有限元模型，分别应用Dang Van模型、Matake模型和Fatemi-Socie模型对管道热疲劳寿命进行了预测，并与试验结果进行了对比验证。研究结果表明，基于应变（含平均应力修正）的Fatemi-Socie模型比较适用于304L不锈钢的疲劳分析，其热疲劳寿命预测结果相对Dang Van模型、Matake模型较合理。     

稳压器波动管疲劳状态分析及对策

为建立热分层以及运行环境对稳压器波动管（简称“波动管”）疲劳影响的分析方法和流程,通过数值模拟、热分层载荷分析、环境影响系数分析计算,对波动管疲劳状态进行分析预测。研究结果表明,受热分层和运行环境的影响,波动管在寿期末累积疲劳使用系数（CUF）接近于1.0,因此需加装在线疲劳监测系统,对波动管的疲劳状态进行实时监测,避免突发断裂。     

钍基熔盐堆回路管道蠕变疲劳分析和评定研究

钍基熔盐堆(TMSR)回路管道的运行温度大于500℃,需要采用高温反应堆的评定准则来进行评定。对于高温管道需对其进行应力、应变及蠕变-疲劳分析来保证其完整性。传统的方法是采用ANSYS软件建立有限元模型来进行蠕变-疲劳分析,耗时费力。本文采用PIPESTRESS软件对TMSR回路管道进行评定。分析结果表明:通过引入应力指数,对PIPESTRESS软件的计算结果进行处理,可以完成回路管道蠕变-疲劳分析的快速评定。在TMSR回路管道分析中,该方法省时省力,是一种更加实用和有效的方法。     

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ASM E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（N RC ）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。     

核电厂疲劳监测系统开发方法研究

对国际上通用的在线疲劳监测系统进行了对比分析,总结了各系统的异同;针对不同的管道热工数据边界条件,提出热工数据需求与处理方法,开发了不同条件下的监测点应力影响函数,最终建立了一套完整的管道疲劳监测系统。     

核电厂金属疲劳监测过程中环境影响疲劳评价方法研究

轻水反应堆中金属部件的环境影响疲劳寿命（EAF）问题近年来一直是国内外核安全设备研究和监管所关注的重要问题。本文对日本和美国的相应试验研究数据进行了深入分析，对环境影响疲劳修正系数F_en的计算公式进行了分析讨论，总结出不同金属材料F_en计算结果的保守性以及关键影响因素的敏感性。结合我国的实际情况，借助F_en修正计算公式，给出了一种核电厂金属疲劳监测过程中开展环境影响疲劳的评价方法。结果表明：现阶段可基于核电厂监测的真实瞬态数据采用F_en修正公式对环境影响因子进行估算，对于同类型的金属材料，不同试验环境拟合的F_en公式计算结果非常接近，但EAF问题在金属部件疲劳寿命评估过程中不可忽视。     

核安全设备疲劳分析方法与步骤

以某核电厂稳压器上封头为例,采用ANSYS有限元分析软件,考虑两个有代表性的温度和压力瞬态,同时考虑地震的影响,采用RCC-M规范,进行了疲劳分析,详细说明了核安全设备疲劳分析的方法和步骤。本文为核安全设备及管道系统的疲劳分析与评价提供了参考。     

基于虚拟激励法的超多点多维激励下管路简化疲劳寿命分析

针对超多点随机振动边界条件下传统随机振动模块计算规模不适用,且传统疲劳寿命分析方法受建模工作量大制约而无法快速完成疲劳寿命分析的问题,本文基于虚拟激励法提出了一种针对管路系统的超多点多维激励的简化疲劳寿命分析方法。通过对比虚拟激励法和传统随机振动模块计算的结构动力学响应,验证虚拟激励法的适用性,并使用管路简化疲劳寿命分析方法和传统疲劳寿命分析方法分析直管结构和三通连接位置的疲劳寿命。结果表明,虚拟激励法计算的随机振动响应精度与传统随机振动模块一致,说明本文方法可突破传统随机振动模块对振动激励点数和频率点的限制;本文方法无需建立详细有限元模型,直管结构的应力及寿命分析结果与精细模型基本一致,三通连接位置的应力及寿命分析结果相比精细模型更加保守。本文研究可为复杂振动管路系统的快速疲劳寿命分析提供理论指导。      

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%。     

平板封头与筒体连接区疲劳可靠性分析

设备疲劳设计中存在诸多不确定因素,而使用概率方法可以辅助设计。为得到某平板封头连接区域疲劳可靠性,本文考虑结构几何尺寸和载荷不确定性,使用可靠性分析方法对其进行疲劳可靠性分析。计算结果表明,几何尺寸不确定因素对结构疲劳寿命不确定性影响不能忽略。同时,提出一种基于6σ概念求解载荷不确定性的疲劳可靠性计算方法,其可与几何不确定性可靠性计算方法结合使用得到综合考虑几何载荷不确定性的结果。     

基于格林函数方法的核部件疲劳分析方法研究

格林函数法是一种快速求解热应力的方法。本文阐述了格林函数法的理论,并采用快速傅里叶变换（FFT）的方法加速其中关键积分的计算速度;还对疲劳分析后续流程进行了讨论,包括应力线性化、应力极值点选取、雨流计数法应力配对和环境疲劳修正因子计算。结合核电站典型部件模型对开发的程序和算法与ANSYS结果进行了对比验证,对比结果很好地证明了算法和程序的正确性。     

热管式空间反应堆燃耗计算研究

针对热管式空间反应堆，基于OpenMC程序产生均匀化截面参数，并由确定论快堆分析程序SARAX进行堆芯输运及燃耗计算。以蒙特卡罗程序（MCNP）的输运计算结果以及MVP程序的燃耗计算结果作为参考解，通过对比稳态输运计算和燃耗计算的结果，证明了耦合的OpenMC和SARAX程序系统对于空间堆中子学分析和燃耗分析的适用性和高效性。为热管式空间反应堆的设计分析提供了参考。      

多接管载荷作用的核辅助设备抗震分析

针对核辅助设备接管载荷加载方式的多样性，提出了一种有效获取设备最大计算应力的处理方法。基于ANSYS平台和APDL编程语言，开发了多接管载荷作用的核辅助设备抗震分析评定专用计算程序模块，并进行了可视化用户界面（GUI）定制开发，使得操作界面直观方便。通过工程实例应用表明，开发的计算程序模块具有合理性和有效性。      

辅助给水系统泵综合性能试验的理论计算与建模分析

中国改进型三环路压水堆（CPR1000）辅助给水系统（ASG）泵综合性能试验结果不满足监督要求时，需要对管路系统中的节流元件进行调整。简要介绍该试验中节流元件的调整原理，通过工程流体力学理论计算与计算流体动力学（CFD）建模分析得到节流元件的调整结果。通过2种分析方法的对比可以发现理论计算结果与建模分析结果具有较好的一致性。根据理论计算与建模分析方法各自的特点，在工程中可以根据实际需要选择最为简便的方法。      

反应堆压力容器疲劳时限老化分析研究

基于美国核管会（U.S.NRC）的管理导则RG1.207提出的2种考虑冷却剂环境对设备疲劳寿命的影响评估办法，对比了美国NUREG/CR-6909和日本JNES两大体系不同环境疲劳修正因子（F_en）表达式和边界条件对环境疲劳的影响，对比了F_en和环境疲劳曲线2种分析方法对环境疲劳寿命评估的差异。最后，将考虑应变率历程的详细F_en方法、环境疲劳曲线方法、参数保守取值的F_en方法3种方式都应用于某核电厂反应堆压力容器进口接管嘴部位的疲劳评定中。结果表明，相比环境疲劳曲线的方法和参数保守取值的F_en计算方法，考虑应变率历程的详细Fen方法能更准确评估结构的环境疲劳寿命。      

反应堆压力容器疲劳时限老化分析研究

Based on two methods of evaluating the influence of the coolant environment on the fatigue life of equipment proposed by U.S.NRC in the management guideline RG1.207, the effects on different environmental fatigue correction factor（F_en） expressions and boundary conditions were compared between the NUREG/CR-6909 of USA and JNES of JAPAN. The difference of the environmental fatigue life assessment between environmental fatigue correction factor and environmental fatigue curve was also analyzed. Finally, the three methods were adopted in the analysis of the reactor pressure vessel inlet nozzle fatigue assessment. The methods are Fen method considering strain rate history, environmental fatigue curve method and the Fen method using conservative parameters. The results show that, compared with other two methods, the Fen method considering strain rate history can evaluate the environmental fatigue life of structures with higher accuracy.     

压水堆材料冷却剂环境疲劳修正因子研究

本文对考虑压水堆一回路冷却剂环境对材料疲劳影响的环境疲劳修正因子Fen进行研究，结合核电厂延寿需求，确立基于环境疲劳修正因子的疲劳分析流程。针对典型接管嘴结构，采用考虑瞬态应力时间历程的应变增量方法计算转换应变率和Fen，对比了环境修正对疲劳结果的影响。考虑环境影响后，奥氏体不锈钢的疲劳使用系数增大3.2倍，低合金钢的疲劳使用系数增大8.5倍，冷却剂环境对疲劳寿命的影响显著。将考虑环境影响后的疲劳使用系数与EPRI导则的计算结果进行对比，二者计算结果接近，验证了考虑瞬态组合的环境疲劳修正因子分析计算方法的正确性。     

核设备弹塑性疲劳分析方法研究

核电设备在运行寿命期间承受温度、压力变化恶劣的瞬态,应力交变幅值通常会超过材料的屈曲极限,此时简化弹塑性疲劳分析很难满足ASME规范要求。本文基于应变的塑性疲劳分析研究了去除简化弹塑性疲劳分析的保守性,并对蒸汽发生器给水管与管接头的塑性疲劳分析进行了研究。结果表明塑性疲劳很好地去除了简化弹塑性疲劳分析带来的保守性,本文方法很好地解决了工程实践中恶劣瞬态条件下的疲劳问题。