热-机循环载荷作用下裙座结构的棘轮和疲劳评定

基于给定的热-机循环载荷,对裙座结构进行了热应力分析。采用弹性核判据和弹-塑性应力分析对结构进行了棘轮评定,采用最大-最小循环计数法和弹性应力分析对结构进行了疲劳评定。为裙座结构防止复杂循环载荷引起的失效提供一定参考。     

反应堆压力容器接管段三维弹塑性应力分析

反应堆压力容器在正常运行、事故、水压试验等工况下承受包括自重、压力、热膨胀、地震和管道载荷等复杂载荷。由于接管段几何不连续性,容易产生应力集中而发生破坏,是压力容器结构分析的关键部位。目前,反应堆压力容器应力分析研究主要采用线弹性分析方法。由于载荷的复杂性以及几何不连续,材料可能会发生塑性行为。在某些极端工况下,采用线弹性计算结果进行应力评定可能无法满足规范要求,这可能由于线弹性分析的过保守造成的,而弹塑性分析能够得到更接近实际的结果。采用反应堆压力容器材料的真实应力—应变曲线作为输入,并采用了ANSYS的多线性随动强化模型模拟压力容器材料真实本构,建立压力容器接管段的三维有限元模型,对压力容器接管段进行弹塑性应力分析。研究得到了压力容器接管段在内压载荷下的应力分布规律,塑性区域随载荷增大的扩展规律、压力容器最终失效的塑性极限载荷,为压力容器设计提供理论依据。     

CDZ350钻杆吊卡吊耳弹塑性分析和残余应力研究

为了检验CDZ350型钻杆吊卡吊耳的性能,确保在出厂试压后的正常工作的安全性,吊耳不发生塑性挤出等塑性破坏,对CDZ350型吊卡吊耳进行了两次加载-卸载的有限元弹塑性分析和贴片试验验证.结果 表明:在1.5倍额定载荷下,吊耳次表面最大应力为1087MPa,发生塑性变形,材料硬化但不会发生塑性破坏;两次卸载后残余应力分布相近,吊耳内部残余应力稳定;二次加载后最大应力为1005.6MPa,接触为全弹性,残余应力减小了内部的应力,起到了保护作用;贴片实验结果和有限元结果相近,最大误差为7.5％,且塑性区主要集中在接触区附近,验证了有限元分析的正确性.     

幂强化材料厚壁圆筒的安定分析

一、前言承受内压作用的厚壁圆筒,若内压在0-p的范围内发生周期性的变化,厚壁圆筒可能产生塑性累积破坏或塑性循环破坏。所谓塑性累积破坏是指在载荷的每一次循环(即由加载到卸载)过程中,厚壁圆筒的某些部位将产生相同符号的塑性变形,经过每次加载与卸载的循环,塑性变形将不断累积,最后达到不允许的程度,导致结构失去承载能力。在以应力分析为基础的工程设计中,将这种塑性变形的不断     

有效应力图法在压水堆核电站管道热棘轮分析上的应用

热棘轮分析是核电管道设计中重要的分析内容,压水堆(PWR)核电站一般基于Bree图对管道热棘轮效应进行了规定,但当管道受到很大的热冲击载荷时往往不能够满足此要求,需要进一步对管道棘轮安定性进一步分析。详细分析了RCC-M规范对于管道渐进性变形破坏的要求和工程上可行的评定准则,并采用基于材料试验数据的有效应力图法对稳压器排放管进行了热棘轮安定性分析,分析结果表明,在500次循环热冲击载荷作用下产生的热棘轮变形不会对管道的可运行性产生影响,累积变形对塑性稳定性边界的影响在有限范围内,管道依然满足RCC-M规范要求。基于试验的有效应力图法使用简单,非常适合工程设计应用,可用于PWR核电站管道热棘轮分析。     

稳压器喷淋管线三通的热棘轮效应分析和评定

热棘轮分析是核电管道设计中重要的分析内容,压水堆(PWR)核电站一般基于Bree图对管道热棘轮效应进行规定,但当管道受到很大的热瞬态载荷时往往不能够满足此要求,需要进一步对管道棘轮安定性进一步分析。采用Chaboche非线性随动强化模型对PWR核电站中不能够满足RCC-M规范B3653.7章节的稳压器喷淋管线上的三通进行弹塑性分析,通过对RCC-M规范要求、模型简化方法、本构模型假定、压力和瞬态热载荷循环加载等方面的研究,利用ANSYS11.0软件对三通的热棘轮变形进行评定。分析结果表明,在345℃→20℃和10℃→240℃两个瞬态温度变化后膜应力出现峰值;在压力和瞬态热载荷共同作用下,膜应力最大位置在模型主管和支管的过渡位置。通过进一步对模型在10次循环载荷后的累积渐进性变形进行分析,结果表明,分析对象的塑性变形速度随着循环加载不断降低,具有循环硬化特征。模型的尺寸变形均远远小于3.5%,10次循环后的热棘轮变形对结构的塑性安定性影响很小,满足RCC-M规范对渐进性变形的要求。     

某型离心叶轮故障诊断及数值研究

针对某型离心叶轮在实际应用中出现断裂的故障,采用有限元方法对叶轮进行静力学计算、模态分析和长寿命疲劳预估计算,较精确地计算出叶轮各部分的应变值、各阶频率和循环次数 计算结果表明:在叶片伸出部分与后盘焊接点附近有应力集中现象,离心叶轮叶片在离心力和非定常气动力共同作用下形成的交变应力小于工作条件下的屈服应力,不会形成叶片的塑性破坏,但交变载荷的长期作用导致了叶片前缘区域的高周疲劳破坏得出叶轮断裂原因,可为后期优化方向提供依据.     

金属材料低周疲劳生热的有限元数值模拟

由于热弹塑性效应的存在,使得材料在低周疲劳载荷作用下发生的力学变形将导致材料温度发生变化,因而可通过观测温度变化判明材料的累积疲劳损伤。基于此,采用叠加各向同性强化模型的非线性随动强化模型作为循环载荷下的材料力学本构模型,以有限元软件ANSYS为平台,对SS304不锈钢平板试件在控制应变循环载荷作用下的热弹塑性效应进行数值模拟,着重分析一个载荷周期内导致材料温度发生变化的各种机制。结果表明,在一个载荷周期内,若材料处于弹性变形范围内,则引起材料温度变化的只有弹性拉伸和弹性压缩两种机制,且弹性拉伸引起温降,弹性压缩引起温升;若材料处于弹塑性变形范围内,则塑性拉伸、弹性压缩和塑性压缩导致材料温度上升,弹性拉伸导致温度降低。在整个载荷周期内,热弹性效应导致材料温度发生波动,热塑性效应导致材料平均温度升高。此外,若将材料温度的变化信息叠加到应力-应变变化的信息上,还可判明材料的屈服强度以及材料在载荷作用下所处的应力状态,如弹性拉伸、塑性拉伸、弹性压缩以及塑性压缩等状态。     

循环载荷下韧性金属Ⅰ型裂纹前缘晶体塑性与应力的初步分析

为探讨含裂纹金属材料在循环载荷下的细观力学行为,采用随机构成的多晶模型对循环载荷下Ⅰ型裂纹裂尖前缘的晶体塑性变形和应力循环进行初步分析.模型裂尖前缘的材料由不同大小和不同取向的多面体单晶晶粒随机集合构成,各晶粒的力学行为用单晶滑移的粘塑性关系描述;单晶滑移粘塑性本构关系的求解是采用先前建议的方法以应力为基本变量,用Newton-Raphson迭代求解晶体的滑移变形与应力的关系.文中给出循环载荷下裂尖前缘的塑性变形演化、残余应力和循环硬化现象等方面考虑材料多晶结构的初步分析结果.     

热发射应力图形分析技术及其应用(二)——汽车发动机连杆的热弹性应力分析

热弹性应力分析是一种比较新的和灵敏的实验应力分析技术。它是用于测量结构或零件动应力的一种非接触式和易于使用的技术。只需极少的表面准备工作,无需进一步的数据处理,即可快速地直接获得整个结构或某一部分的应力图。这一技术是用图形来表示承受机械循环载荷的结构表面的主应力之和。热弹性应力分析仪利用从结构表面的红外辐射检测出由于所加应力循环产生的温度循环。     

循环载荷下热疲劳裂纹的应力强度因子

为揭示循环温度载荷对热疲劳裂纹应力强度因子的影响规律,考虑材料的多线性塑性随动强化性质,用有限元法计算多种循环载荷作用下裂尖点的应力-应变和热疲劳裂纹的应力强度因子。该应力强度因子值由裂尖附近压缩塑性应变的累积量决定。压缩塑性应变对温度载荷的作用次序敏感,因此应力强度因子也受到温度载荷的作用次序的影响。恒温度幅循环条件下,如果不考虑裂纹扩展,热疲劳裂纹的应力强度因子不随循环次数变化。变温度幅循环条件下,低温循环不会影响其后的高温循环应力强度因子;高温循环却影响其后的低温循环应力强度因子,并使得低温循环的应力强度因子与高温循环的应力强度因子相同,因此突发的高温载荷严重威胁高温构件的寿命。热疲劳裂纹扩展试验证明了有限元计算结果的正确性。     

内压弯管受对称面外弯曲时的棘轮应变有限元分析

利用有限元法，采用弹性理想塑性模型，对受对称面外弯曲的内压弯管进行循环塑性分析。计算结果表明，在一定载荷作用下，弯管中部两顶线与内缘线之间有较大的塑性应变累积，且塑性应变区域随加载次数增加而增大。分析发现，棘轮应变沿多个方向发生，但以径向与环向为主，棘轮应变可用等效塑性应变描述。通过计算不同载荷下棘轮应变速率，得出结构的棘轮应变边界。由于采用弹性理想塑性模型，棘轮应变速率恒定，所得棘轮应变边界偏于安全，可供工程设计参考。     

基于三维应力分量的管道热疲劳监测数据分析

美国ASME规范第Ⅲ卷和法国RCC-M等规范均基于交变应力强度进行核一级部件疲劳寿命分析。受制于技术发展的限制,管道热疲劳分析中多采用单个方向应力或应力强度进行载荷循环峰谷值探测与载荷循环配对,但交变应力强度峰谷值探测与载荷循环配对情况不应基于任意两个时刻的单个方向应力或应力强度数值之差进行分析,而应基于单元体任意时刻6个应力分量进行评估(尤其对于各应力分量达到峰谷值时存在时间差,或主应力方向发生偏转的情况)。基于核电厂核一级管道的监测数据,探讨建立一套基于格林函数计算热应力和极值窗口进行交变应力强度计算的管道热疲劳详细分析方法,并通过核电厂某一管嘴的热疲劳分析,详细介绍了该分析方法的应用过程。典型案例分析结果表明,峰谷值探测与循环配对中未采用三维应力分量和极值窗口法时,计算获得交变应力强度的非保守度达9. 66%。     

R6和RSE-M规范中一次应力与二次应力作用下的裂纹驱动力计算方法对比分析

对承受一次应力和二次应力载荷共同作用下的含裂纹结构进行断裂力学分析时，需要考虑材料塑性及一次应力与二次应力的相互作用对裂纹驱动力计算的影响。对常用的RSE-M和R6中提供的分析方法进行对比研究表明，二者的分析思路相同，本质上都是基于参考应力法分析；对一次应力引起裂纹驱动力的修正方法和结果基本相同；对二次应力引起裂纹驱动力的修正存在明显差异：RSE-M采用的方法中二次应力大小起主导作用而与一次应力弱相关，R6采用的方法中一次应力起主导作用与二次应力的大小弱相关，RSE-M适用于没有或者少量弹性随动的情况，R6对出现一定程度范围的弹性随动现象均适用，适用范围更大，同时得到的修正系数更保守。     

U形无加强波纹管平面失稳判据研究

本文采用了理论分析及非线性有限元分析的方法探讨了单纯内压载荷以及内压—轴向压缩位移载荷下U形无加强波纹管平面失稳的应力判据。与实验结果的对比表明在这两种载荷下 ,U形无加强波纹管平面失稳与否主要取决于波纹管波峰、波谷以及环板中塑性区的产生与扩展。     

核电站主蒸汽超级管道热挤压管嘴设计优化

对核电站主蒸汽超级管道热挤压管嘴进行有限元分析,结果表明内压是影响管嘴应力的主要因素。通过研究管嘴纵向内角半径对管嘴应力的影响,得出在给定载荷的情况下峰值应力和局部薄膜应力存在一个最优的纵向内角半径范围。根据分析结果,推荐了1号管嘴纵向内角半径尺寸为R=30 mm。     

游乐设施压杆稳定性计算原理解析

构件稳定性是指构件在外力作用下,保持原有平衡形式的能力,即不会产生失稳现象。游乐设施钢结构作为主要承重结构,存在失稳破坏的可能性。本文对压杆稳定性计算公式进行详细推导,得出欧拉临界力公式,利用公式对游乐设施轨道立柱进行稳定性分析,并得出立柱失稳的临界载荷和稳定系数,并用有限元方法对轨道立柱进行屈曲稳定分析,结果表明稳定性分析理论可以合理解释有限元分析结果,其计算方法为游乐设施稳定性计算分析提供了参考。     

“雨流法”与疲劳寿命估算

一,引言承受循环载荷的大型机器、结构在使用期内过早的疲劳损坏时有发生。因此,在设计时对这类机器、结构进行符合实际的疲劳寿命估算是有重要实际意义的。近十多年来的研究表明,金属构件的疲劳是由于金属内部局部范围内产生反复的塑性应变(尽管构件的名义应力仍在弹性范围内)所造成的。但研究也表明,可以把局部应力应变关系转化     

热老化对核电厂一回路主管道LBB分析失效模式的影响

核电厂一回路主管道的材料热老化对其"未爆先漏"(LBB)分析存在明显的影响,基于美国NUREG/CR 4513报告,分析了热老化对一回路主管道的结构塑性极限载荷、裂纹扩展稳定性图(J-T图)、弹塑性断裂失效(EPFM)临界裂纹尺寸和结构失效模式的影响。案例分析结果表明,热老化增加了材料的流变应力和结构塑性极限载荷(增加了11.78%)、降低了材料韧性(裂纹扩张量为5 mm时下降了62.65%)、同样的撕裂模量下热老化后允许的J积分降低了50%以上,热老化后结构的塑性极限载荷与EPFM极限载荷之比(对应于ASME规范Ⅺ卷的Z因子)明显增大。研究结果还表明,在较大的外部载荷作用下,J-T图的驱动力曲线不再是条直线,这与诸如ASME规范Ⅺ卷的简单分析假设不一致,采用ASME规范中的简单假设可能得到非精确的结论。主管道既可能发生EPFM失效,又可能发生塑性失稳失效,发生EPFM失效对应的载荷区间更大。     

板带失稳临界应力的参数化计算方法研究

平直度是衡量板带质量好坏的重要指标,板带失稳临界载荷是是研究平直度的关键参数。基于弹性力学板带失稳理论,通过参数化有限元计算方法求出板带在轧制过程中产生中波和边波两种浪形时的失稳临界载荷,从而求出板带翘曲临界应力系数kcr。由kcr得到发生中波和边波时的失稳临界应力公式。得到一种弹性力学板带失稳理论和参数化有限元计算方法相结合的快速求解板带失稳临界应力的方法。运用该方法可以通过残余应力快速的对带钢平直度做出准确判断。