压水堆核电站冷却剂环境对核设备材料疲劳寿命的影响

介绍了压水堆核电站冷却剂环境影响疲劳寿命问题,包括环境影响疲劳寿命问题的背景和发展、影响一回路主设备材料疲劳寿命的主要因素和机理、环境影响疲劳寿命的主要评价方法和环境修正系数的使用,并对国内核电站环境影响疲劳寿命问题的解决提出了建议。     

上海光源挡光元件的热疲劳寿命评估

以上海光源(SSRF)前端区挡光元件结构为分析对象,进行热负载作用下的温度和弹塑性应力有限元模拟,采用修正的Von Mises等效应变模型并结合Miner线性累积损伤理论进行疲劳寿命预估,同时考虑表面粗糙度的影响以及光束长时间照射的保持效应,最终给出挡光元件的热疲劳寿命评估方法,并依此提出挡光元件的有限寿命的设计方法,以达到改善目前保守的设计、提升装置的总体性能的目的。     

核电厂主管道材料低周疲劳寿命预测方法评价

采用总应变控制方法,对压水堆核电厂主管道国产材料Z3CN20.09M进行了室温与350℃温度下的低周疲劳试验研究,获得了材料的疲劳寿命演化规律。采用Manson-Coffin方程、单拉估算模型、拉伸滞后能寿命模型和三参数幂函数公式对该材料的低周疲劳数据进行了拟合。通过寿命预测结果比较发现,除单拉估算模型外,其他几种模型对350℃高温下疲劳寿命的预测结果分散性明显高于室温疲劳。在众多模型之中,单拉估算模型拟合效果较差且预测寿命偏于非保守,而室温下拉伸滞后能法预测精度相对较高,350℃下则采用三参数幂函数法获得的预测效果更好。     

船用堆燃料棒包壳疲劳寿命分析

船用堆瞬态变工况下燃料棒包壳温度和冷却剂压力波动较大,引起包壳的疲劳损伤,因此包壳疲劳寿命分析至关重要。本文利用ANSYS软件模拟船用堆瞬态变工况下燃料棒的热机械行为,结合锆包壳疲劳寿命设计曲线,考察包壳温度、冷却剂压力、燃料棒内压以及辐照对船用堆燃料棒包壳疲劳寿命的影响。计算结果表明,瞬态变工况使得包壳疲劳寿命有很大降低;包壳温度变化与冷却剂压力变化相比,前者对包壳疲劳寿命的影响小;辐照会降低包壳疲劳寿命。在不影响核动力船舶机动性的前提下,可采取一些必要的措施来降低包壳的疲劳损伤。     

疲劳载荷分布形式对构件寿命的影响

采用数学软件模拟正态分布、对数正态分布和伽玛分布3种不同疲劳载荷变化范围(S)的分布形式,针对S选择相同的均值((-S))和不同的变异系数(C),计算在这3种载荷分布形式下构件的疲劳寿命Nrand,同时与采用恒定的载荷变化范围(S=(-S))计算得到的疲劳寿命Navg进行对比,发现当较小时,结构疲劳寿命Nrand随变异系数C的增大先增大后减小;当较大时,结构疲劳寿命随着载荷分散性的增大而单调减小.     

含凹坑缺陷结构疲劳寿命的快速估算方法

基于Miner线性累积损伤理论,探讨了含凹坑缺陷结构使用系数与相应的无缺陷结构使用系数之间的计算关系。在S-N曲线数据拟合的基础上,推导了许用循环次数的比值计算式,并以核压力容器常用材料为例,给出了计算式待定常数的取值及适用范围。形成的疲劳寿命估算方法,为含凹坑缺陷结构的快速疲劳分析及评定提供了一种参考方法。     

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。     

具有内表面裂纹高压厚壁圆管的疲劳寿命分析

从KI的基本表达式出发,利用Schmitt-Keim影响系数并考虑压力介质的影响,对两支具有初始裂纹的模拟管进行了局计算.计算KI达到KIC的裂纹深度,与实验一致.本文将Paris方程作为厚壁圆管内表面裂纹扩展速率模型并给出方程系数,计算结果与实验结果相吻合.在此基础上计算了实验模拟管的疲劳寿命,给出了压力.疲劳寿命关系曲线.不失一般性,给出具有内表面裂纹高压厚壁圆管的疲劳寿命保守计算.     

16MnR缺口件疲劳启裂寿命的理论分析与试验研究

为了研究缺口形貌和加载条件对16MnR材料疲劳寿命的影响,进行了光滑圆棒试样和缺口圆棒试样的疲劳试验,得到了缺口件的疲劳启裂寿命和疲劳断裂寿命。通过用户子程序UMAT将16MnR材料的精确循环塑性本构关系嵌入到有限元件软件ABAQUS中,并结合多轴疲劳损伤准则,确定出1个加载循环在临界材料面上产生的疲劳损伤,进而通过理论模型预测缺口件的疲劳启裂寿命。疲劳启裂寿命的理论预测结果与试验数据相吻合,表明多轴应力状态下的缺口件疲劳启裂是所有不为0的应力、应变分量共同作用的结果。     

考虑温度效应的钛合金钢低周疲劳行为研究

完成了在室温与３５０℃高温下国产新材料Ｔ４２ＮＧ和Ｔ２２５ＮＧ钛合金钢的拉伸与低周疲劳系列试验研究,获得了四个单调Ｒ－Ｏ本构模型和四个Ｍ－Ｃ寿命估算模型。以这些模型为基础,系统地研究了材料的循环强化与软化规律,研究了温度系数λσ、λ△σ和λＮｆ对材料静强度、循环强度和低周疲劳规律的影响效应。根据温度对寿命的影响系数λＮｆ与应变幅△ε／２呈线性规律这一重要发现,提出考虑了温度效应、用于高温低周疲劳寿     

设计瞬态和疲劳损伤对反应堆压力容器设计寿命的影响分析

通过疲劳分析、疲劳裂纹扩展分析和快速断裂力学分析,研究了设计瞬态和疲劳损伤对反应堆压力容器设计寿命的影响.研究结果表明,按60 a寿命设计的反应堆压力容器是能够满足RCC-M规范的要求.     

基于格林函数方法的核部件疲劳分析方法研究

格林函数法是一种快速求解热应力的方法。本文阐述了格林函数法的理论,并采用快速傅里叶变换（FFT）的方法加速其中关键积分的计算速度;还对疲劳分析后续流程进行了讨论,包括应力线性化、应力极值点选取、雨流计数法应力配对和环境疲劳修正因子计算。结合核电站典型部件模型对开发的程序和算法与ANSYS结果进行了对比验证,对比结果很好地证明了算法和程序的正确性。     

累积法测量氡析出率数据拟合方法探讨

从最小二乘法出发,对累积法测量氡析出率的数据线性拟合、非线性拟合方法进行了分析探讨,发现这两种数据拟合方法虽然不等效,但计算结果差异较小.在等精度测量时,对等时间间隔测量的氡浓度数据进行非线性拟合得到氡析出率,其优值函数取值最小,表明其结果可能更接近实际值.     

氢对Ti-4Al-2V钛合金疲劳寿命的影响

采用变截面薄板试样,研究了4种氢含量对Ti-4Al-2V钛合金疲劳寿命的影响。研究结果表明:当拉伸疲劳载荷Dσ大于550MPa时,充氢材料的疲劳寿命高于自然含氢量的材料;在高的Dσ下,含氢量在116~280μg·g-1范围内变化时,对Ti-4Al-2V的寿命影响较小;Dσ降低后,氢含量越高,疲劳寿命越低,同时,Dσ的大小会影响疲劳裂纹的萌生位置。可以认为:材料中固溶氢和氢化物对驻留滑移带(PSB)的影响降低了充氢试样的疲劳裂纹萌生寿命,而高含氢量的Ti-4Al-2V材料在裂纹尖端,通过应力诱导析出氢化物,使裂纹扩展寿命降低。     

核电厂金属疲劳监测过程中环境影响疲劳评价方法研究

轻水反应堆中金属部件的环境影响疲劳寿命（EAF）问题近年来一直是国内外核安全设备研究和监管所关注的重要问题。本文对日本和美国的相应试验研究数据进行了深入分析,对环境影响疲劳修正系数F_en的计算公式进行了分析讨论,总结出不同金属材料F_en计算结果的保守性以及关键影响因素的敏感性。结合我国的实际情况,借助F_en修正计算公式,给出了一种核电厂金属疲劳监测过程中开展环境影响疲劳的评价方法。结果表明：现阶段可基于核电厂监测的真实瞬态数据采用F_en修正公式对环境影响因子进行估算,对于同类型的金属材料,不同试验环境拟合的F_en公式计算结果非常接近,但EAF问题在金属部件疲劳寿命评估过程中不可忽视。