核容器接管区内壁角裂纹断裂分析

核电站反应堆压力容器接管区内壁角裂纹应力强度因子的求解是复杂的三维问题,不可能用解析法来求得精确解。本文用一种改进的三维等参奇异元进行三维有限元分析,求得角裂纹应力强度因子,计算结果与对应的三维光弹性模型试验结果及工程计算方法作了比较。     

核电站蒸汽发生器管板三维有限元应力分析及其工程应用

一、概述蒸汽发生器管板上与二次侧筒身相连,下与封头、水室隔板相连(图1)。管板上孔的排列形式为正方形排列,对正方形排列孔板的计算,目前,ASME规范中尚无明确规定,而对等边三角形排列的圆孔板的应力分析有规定(ASME附录A-8000),若     

核电站热交换器地震响应分析和试验研究

完成了立式直管、卧式直管和立式U型管三种典型热交换器的地震响应分析和试验。对U型管管束和卧式直管管束做了模态试验。在有水和无水条件下进行了该三台热交换器的地震响应试验,测得了热交换器中各重要部件的加速度、位移和应变响应值。采用管-梁线性有限元数学模型计算了结构自振特性和地震响应。试验数据和计算结果符合得很好,从     

核电站蒸汽发生器一次侧整体及管板三维有限元应力分析

本文叙述了核电站蒸汽发生器一次侧整体(包括下封头、进出水接管、人孔、水室隔板、 管板、部分二次侧筒体)及管板,在内压和接管载荷作用下的三维有限元应力分析。得出一次侧各部件相互间的影响,管板的孔桥应力和孔边峰值应力。计算结果与轴对称有限元应力分析作了比较。对关键部位按ASME规范第Ⅲ篇的应力强度极限作了评价。     

核电厂电气仪控设备柜地震响应分析研究

完成了五种典型电气仪控设备柜的地震响应分析和试验。采用梁、板线性有限元数学模型计算了结构自振特性和地震响应。对三台典型电气仪控机柜进行地震试验,测得结构自振频率和加速度响应值。计算结果和试验数据符合得很好,从而论证了计算数学模型的有效     

核容器接管区开孔区曲率影响区断裂分析与试验

为计算核压力容器接管区、开孔区和曲率影响区的表面裂纹应力强度因子K_I,给出一种改进的具有1/4边中节点三维等参奇异元并证明了在裂纹垂直面上具有r~(-1/2)的奇异性,过渡元和由位移求K_I的方法也推广到三维问题中来。用上述奇异元和计算方法计算了一个典型的300MW压水反应堆压力容器接管区内壁角裂纹在内压下的K_I并得到了三维光弹和散光试验验证。对同样设备的上法兰圆弧过渡区的外壁表面裂纹在典型的核电站工况下作了工程断裂分析和评定。     

核电厂电气仪控设备柜地震响应分析研究

完成了五种典型电气仪控设备柜的地震响应分析和试验。采用梁、板线性有限元数学模型计算了结构自振特性和地震响应。对三台典型电气仪控机柜进行地震试验,测得结构自振频率和加速度响应值。计算结果和试验数据符合得很好,从而论证了计算数学模型的有效性。     

反应堆吊篮的非轴对称温度场和热应力分析

反应堆吊篮在运行时受到γ射线辐射后会引起内部发热,由于燃料组件在堆内排列是非轴对称的,因此在吊篮内壁所产生的内热源也是非轴对称的。本文推导了由非轴对称内热源引起的温度场求解方程,并用热弹性位移势与应力函数相融合方法求解非轴对称的热应力解析式。以30万千瓦秦山核电站所设计的反应堆吊篮为例,计算了稳态温度场和热应力。计算结果表明温度应力环向分布不均匀发比较严重,如把问题简化为轴对称处理,则计算所得的热应力作为设计依据是不恰当的。