弯头地震非线性响应及抗震设计规范保守性研究

通过对比研究1995版和2002版的ASME规范中管道抗震评价部分的相关内容,深入探讨了ASME规范在降低其保守性所做的努力。定义规范保守性因子,以便定量研究规范保守性,同时开展弯头在地震载荷作用下的线性与非线性响应研究,深入探讨了材料非线性、几何大变形和内压对弯头的地震响应的影响,并基于弯头的地震响应计算结果,分析了ASME规范中管道抗震评价部分的保守性。计算结果表明,ASME规范对管道系统抗震评价的保守性较大。     

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。     

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。     

二代改进型核电站管道系统应力分析与评定

管道是核电站中的重要部件。为了使管道满足规范要求,需要对管道进行应力分析与评定。本文分析了二代改进型核电站1级和2级管道应力分析与评定过程,论述了不同载荷下管道应力的计算方法,并分析了RCC-M规范版本的变化对管道应力分析结果的影响。最后,以岭澳核电站二期工程安全注入系统为例,对管道进行了应力分析与评定,满足了RCC-M规范的设计要求,并输出了支撑载荷、接管载荷、管道位移等接口参数。本文可以为二代改进型核电站管道系统应力分析与评定提供帮助。     

反应堆压力容器接管嘴内隅角应力强度因子计算研究

本文针对反应堆压力容器接管嘴内隅角,采用含真实裂纹的三维有限元法对温度与压力作用下应力强度因子的计算进行了研究。以某工程压力容器接管嘴内隅角为例,用含真实裂纹的三维有限元法和目前使用的简化工程算法对压力与热载荷作用下的接管嘴内隅角应力强度因子进行了计算,并对两种方法的计算结果进行对比分析。结果表明:当简化工程算法得到的应力强度因子接近规范限值时,应对热载荷引起的应力强度因子进行详细有限元计算,以规避简化工程算法的不保守性给压力容器带来的快速断裂风险。     

核电蒸汽发生器接管嘴外表面裂纹应力强度因子计算

核电蒸汽发生器（SG）接管嘴处由于其结构的特殊性,易在制造及服役过程中产生缺陷。为评价该处缺陷的安全性,需要工程可用的应力强度因子解。本文以核电SG接管嘴外表面裂纹为研究对象,采用有限元方法（FEM）及RSE-M规范计算获得了不同方向及尺寸裂纹在内压、弯矩和温度载荷下的等效应力强度因子值,并分析了不同载荷作用下等效应力强度因子在裂纹前沿的分布规律。将计算结果与RSE-M规范的直管应力强度因子解进行比较,发现RSE-M规范的直管应力强度因子计算方法可保守地应用于SG接管嘴处裂纹,并且随着裂纹深度的增加保守度增大。为实现SG接管嘴处缺陷安全的准确评价,基于有限元计算和RSE-M影响系数法给出了适用于SG接管嘴外表面裂纹的应力强度因子计算方法,该方法可以为SG的设计与维护提供指导。      

反应堆压力容器断裂力学分析中弹塑性有限元方法与工程方法的比较

通过ABAQUS程序对反应堆压力容器简体裂纹进行了弹塑性断裂力学有限元分析,计算了在热冲击(PTS)瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子KI、J积分.同时,与工程方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程方法在PTS计算分析时较三维弹塑性断裂力学有限元方法的计算值偏大,计算结果保守.     

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。     

核设备弹塑性疲劳分析方法研究

核电设备在运行寿命期间承受温度、压力变化恶劣的瞬态,应力交变幅值通常会超过材料的屈曲极限,此时简化弹塑性疲劳分析很难满足ASME规范要求。本文基于应变的塑性疲劳分析研究了去除简化弹塑性疲劳分析的保守性,并对蒸汽发生器给水管与管接头的塑性疲劳分析进行了研究。结果表明塑性疲劳很好地去除了简化弹塑性疲劳分析带来的保守性,本文方法很好地解决了工程实践中恶劣瞬态条件下的疲劳问题。     

压力管道破前漏分析的一种简化方法

介绍了一种用于核反应堆管道和压力容器破前漏（ＬＢＢ）分析的简化方法，它主要以线弹性断裂力学的基础，将ＬＢＢ分析中应力强度因子，裂纹张开面积和泄漏率等计算以解析公式表达出来。这种方法使用方便，而且满足有关的国家标准和国际规范的要求，适用于一些应力分布和几何形状比较简单的管道和压力容器，或用于ＬＢＢ性质的近似估计。     

反应堆堆芯容器在泄压冲击波作用下的应力分析

１０ＭＷ高温气冷堆是新一代的模块式高温气冷堆。为了分析其堆芯容器在大破口事故下的安全特性，本文研究了堆芯容器在破口泄压冲击波作用下的动态行为，给出了堆芯容器内外两侧的压差瞬变，以及堆芯容器内的应力瞬变，这些数据可为堆芯容器的安全分析和安全设计提供依据。     

Shock Wave and Particle Velocities of Typical Metals on Shock Adiabats

The high-pressure shock wave data obtained in underground nuclear tests and high-power laser experiments are analyzed using a three-term equation of state and the Hugoniot relationship. Apart from the good agreement of the predicted results with experimental data related to samples Pb, Cu, and Au, an obvious deviation of the experimental data of the Fe sample from the corresponding numerical ones is found, and various comparisons of the data imply that the errors are likely to occur in the measurement rather than in the theoretical prediction. Plentiful data pertaining to a set of metal materials on shock adiabats reveal that there exists an asymptotic parabolic relationship between shock pressure or temperature and particle velocity for very strong shock waves, in contrast to the experimentally well-known linear relationship between shock wave velocity and particle velocity. All these are expounded physically in detail.     

Shock d eformation diagram of fireclay

A method is proposed for constructing the shock compression and load-relief diagrams of a foam material when a one-dimensional stress-strain is realized in it. The method is based on the mathematical analysis of experimental information. The shock-compression and load-relief diagrams of fireclay (strain rate ε=10² sec⁻¹) are constructed from the experimental data obtained in experiments on the compression of samples of this foam material. 5 figures. 10 references. NITs TIV OIVT RAN. Translated from Atomnaya énergiya, Vol. 88, No. 1, pp. 38–43, January, 2000     

Axial Shock in a Cylindrical Plasma with Current

Hugoniot relations of a two-dimensional axial shock with current and magnetic field in a cylindrical shock tube were investigated by a numerical method. The radial profiles of the magnetic field, electric current, pressures, flow velocities and temperatures between the up- and down-stream radial force-balanced plasma of the shock were revealed by numerical analysis. It is clearly found that the axial shock can lead to two effects： one is an inverse skin effect （i.e., the current density rises towards the center of the conductor）, the another is a reversed current effect which occurs near the edge and about a half radius. It is also found that the radial gradient of pressure, density and temperature all become very large near the center due to the axial shock.     

反应堆压力容器承压热冲击中的PSA方法研究

在瞬态过程中,当处于承压状态下的反应堆压力容器(RPV)的内表面被快速冷却时,即为承压热冲击(PTS)。由此,反应堆压力容器可能出现贯穿裂纹而失效。为分析PTS事件导致RPV出现裂纹的频率,需要进行概率安全评价(PSA)。通过PSA模型确定可能引起PTS的事件序列,并结合这些序列的热工水力分析结果,为PTS概率断裂力学分析提供支持。     

堆芯跌落事故缓冲装置分析

本文主要研究堆芯缓冲装置在撞击时的塑性动态过程,选择合理的尺寸、减少动荷系数,以确保堆芯和压力容器的安全。     

反应堆压力容器承压热冲击分析研究

依据RCC-M规范和美国NRC 10CFR50.61,对存在假想裂纹的反应堆压力容器堆芯带区进行承压热冲击分析研究.计算核电厂寿期末的基准温度,并采用承压热冲击筛选准则进行评定;计算了承压热冲击瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子,并按RCC-M规范进行评定.     

SiC复合包壳热冲击行为分析

为了解决SiC复合包壳热冲击行为模拟存在收敛性差、热冲击性能研究不足的问题，通过模拟冷却剂丧失事故（LOCA）下双层SiC复合包壳内应力状态，采用多物理场耦合的COMSOL软件对SiC复合包壳热冲击行为进行数值模拟，分析了厚度比例、热冲击温度以及端塞对SiC复合包壳的抗热冲击性能的影响。结果表明，热冲击产生的环向应力随化学气相渗透层（CVI层）与 化学气相沉积层（CVD层）厚度比例增大而增大，当CVI层与CVD层厚度比为9: 1时，SiC 复合包壳在热冲击过程中产生的环向拉应力可达113 MPa；热冲击产生的环向应力随热冲击温度差增大而增大，当热冲击温度为1200 K时，产生的环向应力达112.7 MPa；热冲击过程中端塞处有明显应力集中，其径向应力达22.3 MPa，高于文献报道的结合强度（20~25 MPa），是导致端塞连接处失效的主要原因。      

汽-液两相流激波研究

汽-液两相流激波是汽水引射式增压换热器增压的主要原因,然而鲜见相关研究.本文通过建立数学模型分析计算,对汽-液两相流动的正激波进行了研究,并与理想气体激波进行比较分析.在两相激波后汽相接近完全凝结,激波前马赫数与空泡率对激波有较大影响.与理想气体激波比较发现,两相流激波前后压力和马赫数的变化趋势与理想气体激波是一致的.可用能分析证明,激波过程是一个不可逆过程,激波后的熵增加,可用能减少,遵守热力学第二定律.     

用冲击响应谱合成人工加速度时程的方法

采用地震响应谱合成人工随机加速度时程的方法,根据冲击过程的特点探讨将冲击响应谱合成为人工随机加速度时程方法.对人工随机加速时程与冲击响应谱进行比较的结果表明,这种方法合成的人工随机加速度时程与冲击响应谱具有很好相容性.