管道结构焊接头240℃低周疲劳试验裂纹萌生寿命的统计分布

从总体拟合效果,与疲劳物理的一致性和尾部预测的性角度,研究了可能的４种假设分布对管道结构焊接试样２４０℃低周疲劳裂纹萌生寿命数据的拟合效果。结果表明;三参数Ｗｅｉｂｕｌｌ分布总体拟合效果最好,但由于其３参量可能出现小于１的情况,不符合疲劳物理要求;其尾部大多数情况可能给出非保守估计,不是一种良好的假设分布。     

1Cr18Ni9Ti管道焊缝金属疲劳短裂纹萌生与早期扩展

复型研究了1Cr8N9Ti管道焊缝金属的疲劳短裂纹萌生与早期扩展特点，结果表明，有效短裂纹萌生于与管道内外表面一致的试样表面局部区域中delta铁素体与基质的界面，早期扩展具有显著微观结构效应特征，最大障碍尺度约为40μm，与焊缝金属特征微观组织结构――柱状晶中富delta铁素体带距离一致，该尺度范围。由于强微观结构约束，短裂纹密度较高并逐渐增加；尺度不规则扩展，直到若干较长短裂纹发生合并形成导致试样失效的主导短裂纹。这一过程通常称为“微观结构短裂纹（MSC）“阶段，主导短裂纹及其发路径上的短裂纹对疲劳损伤做出直接贡献，可分别称为“主导有效短裂纹（DESFC）“和“有效短裂纹（ESFCs）“，为描述该阶段不规则行为，有必要引入尺度等于ESFCs尺度均值的虚裂纹即MSC阶段DESFC的概念，该阶段DESFC尺度恒定增加，扩展率恒减小。     

余热排出系统管道热疲劳分析模型及寿命预测

余热排出系统管道发现的热疲劳裂纹问题关系到压水堆的安全。本文基于开源有限元软件Code_Aster,采用Lagoda-Macha-Sakane模型预测了余热排出系统管道材料304L不锈钢的疲劳寿命,并根据预测结果提出了改进的Lagoda-Macha-Sakane模型。采用改进的Lagoda-Macha-Sakane模型对余热排出系统管道的热疲劳寿命进行了预测,结果表明预测热疲劳寿命与试验热疲劳寿命吻合。     

热壁加氢反应器堆焊层表面裂纹疲劳扩展的数值模拟

介绍了应用三维断裂分析软件FRANC3D(Fracture Analysis Code in 3Dimensions)进行疲劳裂纹扩展分析的相关原理,利用该程序对热壁加氢反应器堆焊层表面裂纹在疲劳载荷作用下的扩展进行了数值分析;将数值模拟结果和相关试验结果进行了对比.结果表明:数值模拟和实际表面裂纹扩展路径基本相似;在加氢反应器使用寿命范围内,用FRANC3D程序预测的裂纹扩展速率比实验值保守.     

残余应力作用下的不锈钢管道环向穿壁裂纹闭合效应研究

管道环向穿壁裂纹在不同载荷水平作用下的张开位移预测值是破前漏技术应用的关键核心参数。针对具有代表性几何尺寸的奥氏体不锈钢管道,采用数值分析和对比验证相结合的方法,基于工程中实际测得的材料性能曲线研究了典型焊接残余应力作用下穿壁裂纹临界闭合应力的变化规律。分析结果表明,目前的通用电气有限公司/美国电力研究院（GE/RPRI）方法和美国核管会技术报告NUREG/CR-6837修正方法均低估了由美国机械工程师协会（ASME）规范工作小组推荐的简化残余应力场所导致的管道环向穿壁裂纹闭合效应。此外,分析了环向穿壁裂纹闭合状态下管道的失效模式,在此基础上进一步讨论了裂纹闭合效应对破前漏技术应用的影响,为后续工程实践提供了可借鉴的技术观点。     

反应堆冷却剂系统辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价

根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝.依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线.在此基础上,对机组运行5 a的瞬变统计次数与设计瞬态次数进行了对比研究,采用优化疲劳分析方法对典型缺陷焊缝进行了疲劳分析与评价.评价结果表明:辅助管道核1级焊缝在核电厂运行10 a内不会发生疲劳失效.     

核级管道材料高温疲劳裂纹扩展行为实验研究

为研究核级管道材料在500℃以上的高温疲劳裂纹扩展性能,对管道母材、焊缝和热影响区材料进行了高温条件下的疲劳裂纹扩展速率试验,基于概率分析方法获得了考虑不同存活率的概率疲劳裂纹扩展曲线。研究结果表明,高温条件下,管道不同位置区域材料的疲劳裂纹扩展性能存在较为明显的差异,焊缝和热影响区的抗疲劳裂纹扩展能力明显优于母材。试验研究结果可用于核反应堆管道结构安全评估和断裂力学分析。     

核级不锈钢管座焊接区与母材区疲劳裂纹扩展性能对比研究

焊接接头广泛应用于核电站管座处,而疲劳裂纹扩展是导致焊接接头失效的重要原因之一。因此,研究焊接区材料的疲劳裂纹扩展和寿命预测方法对准确预测焊接接头的寿命具有重要意义。本文以核电厂常用的304L不锈钢焊缝材料为对象,研究不同载荷比、不同取样方向对疲劳裂纹扩展速率的影响;基于试验数据建立焊缝材料的疲劳裂纹扩展速率模型,并与美国机械工程师协会（ASME）标准中奥氏体钢进行对比。结果表明:不同取样方向对焊缝疲劳裂纹扩展速率的影响不大,但载荷比对其有较大影响,较低载荷比下,焊缝的疲劳裂纹扩展速率在某个应力强度因子幅值（?K）前高于母材的疲劳裂纹扩展速率,在其之后则低于母材,而较高载荷比下则恰恰相反。      

316不锈钢激光焊接中离焦量对热裂纹的影响

采用最大平均功率为500 W的脉冲激光焊机开展了316不锈钢焊接试验,通过测试表面形貌、微观组织、显微硬度及能谱（EDS）等,分析了离焦量对焊缝组织和热裂纹的影响。研究结果表明,在其他焊接参数不变的条件下,离焦量增大时焊缝组织逐渐细化和致密,热裂纹倾向性逐渐减小。焊缝熔深和熔宽均随离焦量的增大而减小,但宽深比增大,当宽深比大于7.5时焊接热裂纹彻底消失。增大离焦量改变了激光能量的分布状态,导致焊缝凝固过程中S、P等元素向熔池表面偏析,消除了焊缝凝固后期液膜及低熔点组织的不利影响,有效控制了脉冲激光焊接316不锈钢热裂纹的产生。     

基于ANSYS程序的反应堆压力容器疲劳裂纹扩展分析方法研究

进行断裂力学分析时,RCC-M规范附录ZG规定了2种方法,其中第一种方法比较简便,易于实现,但结果过于保守,经常不满足限值要求;这时可采用第二种方法进行分析,即进行疲劳裂纹扩展计算分析,但该方法过程繁琐,计算量庞大。本文应用ANSYS程序中的APDL语言编制疲劳裂纹扩展计算程序,并对反应堆压力容器进行疲劳裂纹扩展计算。     

Fatigue Crack Initiation in Proton-Irradiated Austenitic Stainless Steel

The effect of irradiation on slip band formation and growth and microcrack initiation behavior under low cycle fatigue in SUS316L austenitic stainless steel was investigated using accelerator-based proton irradiation and a low cycle fatigue test at room temperature in air. The mean space of the slip line in proton-irradiated specimens was 25–40% wider than that in unirradiated specimens under the same number of cycles, possibly due to localized deformation by proton irradiation. The microcrack initiation life of the proton-irradiated specimens was approximately 20% of that of the unirradiated specimens. While the microcrack initiation in the unirradiated specimens was observed at the grain boundary, twin boundary, slip band, and triple junction, that in the proton-irradiated specimens was observed only at the twin boundary and slip band, possibly due to irradiation hardening. The step-height of an extrusion near the microcrack was almost the same in the unirradiated and proton-irradiated specimens regardless of the initiation site (100–150 nm). Therefore, the microcrack initiation was considered to occur when the surface morphology change involving the extrusion exceeded the specific threshold value.     

摇摆条件下非能动余热排出系统运行特性的试验与理论研究

在摇摆台架上对摇摆条件下的非能动余热排出系统运行特性进行了试验研究。在RELAP5/MOD3.2程序的基础上,采用漂移流模型替代两流体模型,通过修正混合物动量方程、冷凝传热模型,对程序进行改进,利用改进的RELAP5程序,对摇摆条件下的非能动余热排出系统进行了数值模拟,计算结果与试验结果相吻合,误差在10%以内。改进的冷凝换热关系式可较好地用于含有液滴夹带的冷凝换热计算。在摇摆试验中,凝水温度与蒸汽压力波动很小。     

AP1000非能动余热排出系统建模与瞬态数值分析

针对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)的具体结构,采用FORTRAN程序设计语言自主开发了瞬态分析程序RETAC-PRHRS(REactorTransientAnalysisCode-PassiveResidualHeatRemovalSystem)。利用编制的程序对PRHRS误开启事故进行分析,得到了堆芯归一化热功率、流量、最小偏离核态沸腾比(MDNBR)、系统压力、PRHRS流量等主要系统参数的响应特性。分析结果表明,在PRHRS误开启事故发生时,主要系统参数未超出规定限值,不会触发反应堆停堆。并将计算结果与热工水力分析软件,包括西屋公司开发的LOFTRAN及GSE公司开发的Topmeret/THEATRe的计算结果进行对比。对比趋势符合良好,从而证明了AP1000PRHRS建模的合理性。     

熔盐堆新型非能动余热排出系统中高温热管的数值分析

通过数值方法研究高温热管在熔盐堆发生事故状态下的瞬态运行特性。采用有限元方法对高温热管的管壁和吸液芯区域建立二维瞬态导热模型,蒸汽区域采用准稳态、一维可压缩蒸汽模型。最终获得钠钾合金高温热管启动过程中温度、速度和压力的分布。计算结果表明:高温热管启动迅速且过程平稳,能有效地导出熔盐堆事故条件下的衰变余热。     

中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性研究

系统研究了中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性,共取得78组试验数据。根据试验数据分析研究了系统冷启动与热启动方式下的过渡特性、系统无注水启动方式下的过渡特性、水锤现象以及压力峰值。结果表明,应急给水箱的注水和空气冷却器里大量的过冷水都能有效缓解事故初期压力上升,系统冷启动、系统热启动方式对系统瞬态特性基本没有影响。研究了注水速度、应急给水箱水温、空气冷却器放置方式以及注水位置对水锤现象的影响。结果表明,提高应急给水箱注水温度或增加注水回路阻力可以消除水锤隐患。瞬态特性研究表明,系统冷启动与热启动都具有良好的启动特性,能够安全带走堆芯衰变余热。     

非能动余热排出换热器优化设计研究

以CFX为工具,对AP1000非能动余热排出换热器的管束结构进行改进,分析了管束结构对非能动余热排出换热器性能的影响。研究结果表明,在单相自然对流和轻度沸腾区,管束三角形排布时的换热系数明显优于现有设计,换热能力随着节距的减小而增强。为确保饱和沸腾区的换热性能,便于饱和沸腾区气泡自加热面的逸离,节距应不小于1.5do。     

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。     

欠热条件下非能动余热排出热交换器传热试验数值模拟

针对大型先进压水堆非能动余热排出热交换器设计和安全分析计算模型存在的重要缺陷,以AP1000的非能动余热排出热交换器为原型,采用3根C型管进行了非能动余热排出热交换器传热试验。然后采用流体计算软件对欠热试验工况进行了数值模拟,通过多次计算得到了传热管外传热计算可采用的传热关系式,选取的传热模型下的计算结果与试验结果符合较好。利用传热模型验证了AP1000的设计工况,发现AP1000非能动余热排出热交换器的设计能带走堆芯余热。本文研究可为大型先进压水堆设计和安全分析提供技术支撑。     

摇摆条件下非能动余热排出系统运行特性的试验研究

在摇摆台架上对摇摆条件下的非能动余热排出系统运行特性进行了试验研究。分析了摇摆运动对非能动余热排出系统各主要参数的影响,并对摇摆条件下的重位压降和附加压降对流速的影响进行了理论分析。在摇摆过程中,各参数的波动周期与摇摆周期一致,摇摆幅度越大,各主要参数波动越剧烈;凝水流量平均值与凝水温度变化趋势相同,冷却水进出口温差平均值有所差异,但其波动幅度却相差不大。蒸汽压力和凝水温度在摇摆过程中无波动。附加压降会使流速不断变化,但不会对平均流速产生影响,平均重位压降降低是造成平均流速减小的1个原因。