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蒸汽发生器内部部件较为复杂,载荷作用下一次侧的力学行为通常会影响管板上部的部件,如支撑板和管束.通过对水室隔板的不同简化建立下部组件的轴对称和三维模型,考察对应力分布及支撑板和管束的影响.研究结果表明:轴对称模型能较为准确地得到应力强度分布,且较为保守.管板在不同模型下的位移差别较大,从而影响管板上部的支撑板以及管束的力学行为. 相似文献
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EPR安全壳高能管道贯穿件应力分析 总被引:1,自引:0,他引:1
介绍了EPR机组安全壳高能管道贯穿件的结构特点,并对该类型贯穿件的应力分析方法做了重点描述。高能管道贯穿件的应力分析一般分为两个步骤:首先进行热分析,得到结构的温度分布,并判断温度是否满足安全壳混凝土的温度限值要求;第二步进行热-机械耦合分析,得到结构在各种工况下的应力分布,最后根据RCC-M规范的具体要求进行贯穿件应力的评定。分析过程中考虑结构的轴对称特征,采用平面模型进行简化。本文结合具体算例,采用ANSYS程序进行建模计算分析,并采用RCC-M规范进行了高能管道贯穿件的应力评定。 相似文献
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接管是核压力容器的一种重要结构形式,在内压作用下接管内壁角裂纹应力强度因子K_1是规范要求的对该部位作断裂评定的重要依据。用改进的1/4边中节点三维20节点等参奇异元和位移法计算了球接管内壁角裂纹的应力强度因子K_1及其变化分布规律,分析了K_1与裂纹及结构的几何参数关系。所得结果和三维光弹性冻结切片法试验分析结果十分吻合。进一步计算分析了柱接管内壁角裂纹应力强度因子K_1及其与裂纹和结构几何参 相似文献
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本文讨论了焊接结构中残余应力的性质,包括其大小、方向性、空间分布、范围和种类。以下因素均会对残余应力产生影响:材料性能、材料制造、焊接构件的几何形状和加工工艺、焊接工艺、焊后处理工艺和服役条件。本文给出了板对接焊缝、管对接环焊缝以及表面堆焊中的残余应力分布实例。这些实例表明,不同几何形状的焊接接头,其残余应力的大小和分布是不同的。本文验证了各构件材料的力学性能、热学性能和相组成对残余应力的影响,以及在焊接过程中残余应力对焊道顺序和焊接中所使用约束的敏感性,并采用管材和压力容器的对接环焊缝的一般范例来进一步阐明测量点到焊缝的距离及焊后热处理对残余应力的影响。残余应力的实测值或模拟计算值存在大的分散性和不确定性。这种分散性可能是由测量点或材料性能的差异等系统因素造成的,或者是由所测数据的实验误差、模拟分析时的错误假定,或者是由预先存在的残余应力、记录不全的焊接或制造工艺和未记录的局部修复等未知因素导致的。为了提高残余应力的预测准确度和降低不确定性,需要更好地记录焊接结构及其零部件材料的制造过程、服役史,并更好地理解和分析许多可能影响残余应力的工艺过程。 相似文献
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ITER磁体过渡馈线的结构设计与优化 总被引:1,自引:0,他引:1
国际热核聚变实验堆ITER(Intemational Thermonuclear Experimental Reactor)是正在进行的一项大型国际合作项目.磁体过渡馈线是保证磁体正常工作的重要通道.本文对磁体过渡馈线系统各组件结构进行了设计,利用有限元软件对结构作了初步分析和结构优化.结果表明:现有结构完全满足设计要求;通过对现有结构进行优化,如增设横向筋板、L型加强板,简化超导电流传输线(Busbar)的弯曲结构等,可以达到降低成本、简化结构的目的. 相似文献
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获得反应堆压力容器内部大尺寸环形异种金属焊缝残余应力分布可为反应堆压力容器结构设计和制造工艺优化提供指导,通过设计和制造能够代表产品焊接结构形式的镍基合金和低合金钢异种金属焊接结构模拟件,采用轮廓法测试焊接结构模拟件内部纵向残余应力,采用有限元法模拟计算焊接结构模拟件横向和纵向残余应力,获得了整个异种金属焊接接头残余应力分布特征。结果表明:焊缝区域内部纵向残余应力为拉伸应力,峰值应力达到500 MPa左右,并且表层应力大于内部应力,峰值应力出现在距下表面3 mm和24 mm位置;横向残余应力在焊缝区域从上表面到下表面的分布为拉应力-压应力-拉应力,压缩横向残余应力峰值达到?300 MPa,出现在距下表面约18 mm位置。本文研究可为焊接结构设计提供理论指导。 相似文献
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基于流固耦合的方法对KYLIN-II液态铅铋回路中的冷却器进行了应力分析与强度评定.首先在ANSYS Fluent中进行计算流体动力学CFD(Computational Fluid Dynamics)分析,获得了冷却器中准确的温度分布;然后将冷却器的温度以热载荷的形式导入ANSYS Mechanical软件中,并考虑流体的静压载荷,设计了两种不同工况,开展冷却器结构静力分析;最后基于JB 4732-95标准对计算结果进行应力分类和强度评定.结果表明,换热管与管壳连接处存在应力集中现象,但结构仍然满足强度要求,冷却器的结构设计方案合理、可行. 相似文献
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利用ABAQUS软件对AP1000核电站中的非能动余热排出系统热交换器的管板结构进行了分析计算,研究了国内外对于热交换器管板的当量实心板理论,并将其应用于有限元分析。通过对弹性常数和应力强度的修正,考虑了布管区的刚度削弱和强度削弱,并且通过建立三维带孔管板模型,验证了该等效修正方法的可行性和可靠性,得到管板结构上一次应力的分布情况,并校核了一次应力强度。 相似文献
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《中国核科技报告》1996,(1)
接管是核压力容器的一种重要结构形式,在内压作用下接管内壁角裂纹应力强度因子K_1是规范要求的对该部位作断裂评定的重要依据。用改进的1/4边中节点三维20节点等参奇异元和位移法计算了球接管内壁角裂纹的应力强度因子K_1及其变化分布规律,分析了K_1与裂纹及结构的几何参数关系。所得结果和三维光弹性冻结切片法试验分析结果十分吻合。进一步计算分析了柱接管内壁角裂纹应力强度因子K_1及其与裂纹和结构几何参数关系。在计算分析的基础上所得出的计算核压力容器接管内壁角裂纹在内压作用下的应力强度因子K_1的近似公式简单而又偏保守,且为三维光弹试验所证实,可供工程参考使用。 相似文献
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核电站蒸汽发生器管板三维有限元应力分析及其工程应用 总被引:6,自引:0,他引:6
一、概述蒸汽发生器管板上与二次侧筒身相连,下与封头、水室隔板相连(图1)。管板上孔的排列形式为正方形排列,对正方形排列孔板的计算,目前,ASME规范中尚无明确规定,而对等边三角形排列的圆孔板的应力分析有规定(ASME附录A-8000),若 相似文献
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建立中国实验快堆(CEFR)池式堆本体全尺寸三维模型,进行堆本体冷钠池、热钠池、主容器冷却系统等主要部件的一体化、三维数值计算。通过对热钠池进行部分简化,为冷钠池计算提供更接近实堆运行工况的边界条件,获得CEFR在额定功率稳态工况下冷钠池及其堆内构件三维热工参数,为其结构应力评定及部件设计提供关键输入。计算结果表明:冷钠池内液钠的流动较为复杂,上冷池内流动较为明显;由于冷池中板的阻隔作用,下冷池流动较为微弱。此外,冷钠池内会出现较为明显的热分层现象,使得冷钠池内竖向支承肋板及其堆内构件沿高度方向产生约30℃温差,对其结构强度设计提出更高的要求;主容器冷却系统出口被加热的液钠对上冷钠池的温度、流动分布也有一定影响。本研究为钠冷池式快堆事故安全分析、关键堆内构件结构应力评定及设计提供重要热工输入参数。 相似文献
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为研究热管堆堆芯基体结构高温下的热应力失效行为,以简化的多孔基体结构为研究对象,结合Megapower 5 MW(热功率)热管堆的设计参数,制定了正常工况和异常工况2种工况下的高温试验方案,其中异常工况考虑了单根热管失效。宏观检测结果显示基体结构未发生明显的变形与失效,结合数值分析方法获得了基体结构在2种工况条件下的温度分布和应力-应变响应,进一步说明了在试验条件下基体结构并不会发生静强度失效和塑性垮塌失效。本研究为明确热管堆堆芯基体结构的强度设计准则奠定了基础。 相似文献