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钍基熔盐液态实验堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel 1,TMSR-LF1)反应堆压力容器(简称"堆容器")长期在650°C的高温下服役,对其进行蠕变损伤分析至关重要。本文旨在采用非弹性分析方法进行TMSR-LF1堆容器接管的蠕变损伤计算与评估。基于损伤力学理论,通过拟合650°C下UNS N10003合金的蠕变试验数据,得到了Lemaitre多轴蠕变损伤模型的材料常数。蠕变断裂寿命的理论预测值与试验结果基本吻合,最大误差7.38%。然后通过有限元分析,得到了TMSR-LF1堆容器接管正常运行工况下的等效应力,并根据Lemaitre多轴蠕变损伤模型得到了非弹性蠕变损伤值。计算结果表明:TMSR-LF1堆容器接管在10年寿期内的最大蠕变损伤约0.082,满足限值要求。 相似文献
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钍基熔盐液态堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel 1,TMSR-LF1)停堆系统螺栓连接结构服役环境约在650°C的高温区域,连接结构包括三种材质的构件;升温过程热膨胀以及高温下寿期内的蠕变效应,对螺栓的预紧力都有很大影响。本文采用ANSYS程序,对TMSR-LF1停堆系统高温螺栓连接结构,在预紧载荷及热膨胀组合作用下的结构进行了应力分析和寿期内蠕变应力松弛分析。考虑从常温升高至工作温度的过程中,连接结构件由于使用不同材料,其热膨胀差导致预紧力发生变化的过程;着重研究分析运行寿期内螺栓结构材料的高温蠕变,所引起应力松弛的变化规律,及其对螺栓连接结构预紧力的影响;并根据ASME-III-5-HBB规范对螺栓进行力学分析和应力评定,论证该螺栓连接件全寿期内结构安全可靠。 相似文献
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LBB(Leak-Before-Break)技术是保证核反应堆结构安全和可靠的一种重要分析方法。对于在蠕变温度以上高温堆(如快堆)的核级管道,运用LBB分析时应考虑疲劳和蠕变对裂纹扩展的影响。本工作以法国规范RCC-MR的A16为基础、以快堆余热排放系统的一段管道为研究对象进行LBB分析,总结出一套运用于蠕变温度以上核级管道安全分析的LBB方法。经计算得到,在蠕变温度以上,蠕变对裂纹扩展的影响较大。经验证,该管道符合LBB技术对于裂纹稳定性及泄漏量可探测性的条件,满足从开始泄漏到裂纹失稳的时间要求。 相似文献