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。     

钛合金TA16弹塑性修正因子数值分析方法研究

本文对核级规范提供的奥氏体不锈钢材料的弹塑性修正因子（KE）的各种敏感因素进行数值验算，确定了不锈钢材料Z2CND18.12(控氮)简化弹塑性疲劳分析所需KE与规范限值之间最小保守裕量为12%。基于钛合金TA16的单轴拉伸、应变循环和应力循环试验，确立了TA16在30 ℃和350 ℃的Chaboche本构模型参数。基于TA16的本构模型参数，对TA16开展各种敏感因素下的弹塑性分析，并参考奥氏体不锈钢的KE表达式和Z2CND18.12(控氮)的KE最小保守裕量迭代计算出TA16的相关系数。TA16的相关系数A、B、C、m、n分别为1.37、1.26、1.37、2.0和0.25。     

控制棒驱动机构耐压壳下部密封环应力与疲劳分析

采用有限元分析方法对某核电工程控制棒驱动机构耐压壳下部密封环的2种对接厚度进行了应力和疲劳分析对比,在疲劳分析中采用瞬态分组技术,同时参考RCC-M 2002规范对ANSYS程序中的弹塑性修正因子(Ke)进行解耦修正。结果表明,2种接头厚度的分析结果均满足RCC-M规范中的应力评定准则,其中,较薄密封环结构疲劳分析结果相对更安全,较厚密封环结构在其余工况相对更安全;在疲劳分析中对瞬态进行分组能明显降低使用系数和一次加二次应力之和幅值的保守性;在热和机械共同作用的一次加二次应力之和的幅值较高时,对Ke的修正能明显提高计算结果精度。     

国产反应堆压力容器用16MND5钢的蠕变损伤本构模型研究

为了获得反应堆压力容器（RPV）材料在高温下的蠕变行为,保证RPV在严重事故工况下的完整性,本研究对国产RPV用16MND5钢的高温蠕变性能进行了测试,获得了600~900℃下材料的蠕变性能,并基于应变强化的基本蠕变本构模型与基于延性耗竭理论的蠕变损伤模型,建立了适用于16MND5钢的蠕变损伤本构模型,给出了材料的蠕变损伤模型参数。结果表明,本文提出的蠕变损伤本构模型的有限元模拟数据与试验数据符合性较好,验证了此蠕变损伤模型的正确性。该方法可用于严重事故情况下RPV的蠕变损伤分析,为RPV的完整性分析提供支持。      

含缺陷稳压器上封头整体建模及力学分析

稳压器上封头整体模型结构复杂,特别是含有不符合项后的结构还具有很多不规则因素,有限元分析模型建模困难、计算效率低。文中基于UG以及ANSYS程序,对通过逆向工程生成的含缺陷稳压器上封头整体模型进行了应力及疲劳分析。通过高质量六面体网格划分、间接法瞬态分析以及堆焊层等效换热系数等方法,解决了大规模整体力学分析模型的分析效率低的问题,成功完成了某核电工程含缺陷稳压器上封头结构的不符合项分析工作。     

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.     

颗粒性态的随机性对SiC_P/6061Al复合材料棘轮行为影响的有限元分析

采用复合材料细观有限元分析方法,并借助先进循环塑性本构模型的有限元实现,对颗粒性态的随机性对SiC颗粒增强6061Al复合材料棘轮行为的影响进行了有限元数值模拟。采用随机序列吸附方法(RSA)生成各种多颗粒随机分布的模型,探讨了颗粒分布方式、数目、形状和大小以及各自的随机性对复合材料棘轮行为的影响。研究发现:颗粒尺寸越小、数目越多、分布在基体表面的比例越大,颗粒的增强效果越好;颗粒的大小和空间位置分布越均匀,复合材料抗循环变形的能力越强;球形颗粒和均匀分布的假设可以得到很好的模拟结果。     

主曲线方法在核电厂压力容器老化延寿中的应用

反应堆压力容器的压力-温度限值曲线（P-T限值曲线）方法是确保压力容器完整性的重要方法，在处理压力容器老化延寿问题中有着重要意义。传统的方法利用由t-R_TNDT曲线表征的材料准静态断裂韧性限值（K_Ic）绘制P-T曲线，这种方法不能直接测量材料辐照后的材料无延性转变温度的参考温度（R_TNDT），且过于保守。本文针对某核电厂压力容器，利用现有的辐照监督管数据估计50 a延寿期末主曲线参考温度R_TT0，并采用ASME Code Case N629中的主曲线应用方法，计算寿期末的P-T限值曲线。与传统方法得到的P-T限值曲线相比，利用主曲线方法可以得到更大的运行窗口，能够提高设备的经济性。      

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。      

钛合金材料弹塑性修正因子研究

对核级设备的疲劳分析计算通常是采用美国工程师机械学会(ASME)或法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的简化弹塑性疲劳分析方法。进行简化的弹塑性疲劳分析需要确定弹塑性修正因子(Ke)及其相关参数。规范给出了核级设备常用材料的Ke基于大量试验数据拟合的经验公式及其相关系数。但目前,规范并没有提供钛合金材料的这些相关数据。由于试验获取钛合金材料Ke需要耗费大量时间和物力,因此,通过数值分析方法获取钛合金材料的Ke,并验证核级设备常用材料规范提供的经验公式是数值分析方法获取Ke的包络值,同时确定包络的最小保守裕量。以此为依据,确定钛合金材料Ke的表达式及其相关系数,以满足钛合金TA17的简化弹塑性疲劳分析要求。