核一级承压设备疲劳分析方法

基于Miner线性累积损伤理论和雨流计数法,得到单载荷历程作用下疲劳分析的方法,并根据核一级承压设备的特点和核承压设备分析规范的要求,给出了一种适用于核一级承压设备疲劳分析的方法;结合设备实际运行情况,提出了瞬态分组组合的优化疲劳分析的方法,并给出一个案例.结果表明,瞬态分组组合使疲劳分析与设备实际运行情况更加接近,计算结果更加精确.     

核安全设备疲劳分析方法与步骤

以某核电厂稳压器上封头为例,采用ANSYS有限元分析软件,考虑两个有代表性的温度和压力瞬态,同时考虑地震的影响,采用RCC-M规范,进行了疲劳分析,详细说明了核安全设备疲劳分析的方法和步骤。本文为核安全设备及管道系统的疲劳分析与评价提供了参考。     

钛合金材料弹塑性修正因子研究

对核级设备的疲劳分析计算通常是采用美国工程师机械学会(ASME)或法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的简化弹塑性疲劳分析方法。进行简化的弹塑性疲劳分析需要确定弹塑性修正因子(Ke)及其相关参数。规范给出了核级设备常用材料的Ke基于大量试验数据拟合的经验公式及其相关系数。但目前,规范并没有提供钛合金材料的这些相关数据。由于试验获取钛合金材料Ke需要耗费大量时间和物力,因此,通过数值分析方法获取钛合金材料的Ke,并验证核级设备常用材料规范提供的经验公式是数值分析方法获取Ke的包络值,同时确定包络的最小保守裕量。以此为依据,确定钛合金材料Ke的表达式及其相关系数,以满足钛合金TA17的简化弹塑性疲劳分析要求。     

钛合金材料弹塑性修正因子研究

对核级设备的疲劳分析计算通常是采用美国工程师机械学会(ASME)或法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的简化弹塑性疲劳分析方法。进行简化的弹塑性疲劳分析需要确定弹塑性修正因子(Ke)及其相关参数。规范给出了核级设备常用材料的Ke基于大量试验数据拟合的经验公式及其相关系数。但目前,规范并没有提供钛合金材料的这些相关数据。由于试验获取钛合金材料Ke需要耗费大量时间和物力,因此,通过数值分析方法获取钛合金材料的Ke,并验证核级设备常用材料规范提供的经验公式是数值分析方法获取Ke的包络值,同时确定包络的最小保守裕量。以此为依据,确定钛合金材料Ke的表达式及其相关系数,以满足钛合金TA17的简化弹塑性疲劳分析要求。     

10MW高温堆热启动时蒸汽发生器管板焊缝处疲劳分析

10MW高温气冷堆事故停堆后短时间内热启动能使反应堆快速提升功率．从而节省大量的启动时问．但是热启动时,蒸汽发生器联箱仍保持较高温度．大约在430℃左右,而二回路给水温度只有100℃,如此大的温差必将在蒸汽发生器的传热管与管板的焊接处产生很大的热应力,容易引起疲劳损伤通过合理保守的简化,分析10MW蒸汽发生器管板和传热管的温差,从而进行应力计算和疲劳评价。     

快速疲劳分析方法在核电厂疲劳监测系统中的应用

疲劳监测系统通过对一回路易发生热疲劳关键管道和设备进行运行参数采集,采用快速疲劳分析方法对被监测管道和设备进行实时疲劳计算,从而获得真实疲劳损伤情况。该快速疲劳分析方法以格林函数法为基础,通过编制计算程序实现热应力和疲劳使用系数的快速计算。通过与有限元分析结果进行比较,验证了该快速疲劳分析方法具有高效、快速、准确的特点。      

核动力设备优化设计研究

降低核动力装置的重量可提高动力装置的综合性能,这也是评价核动力装置技术水平的一重要指标。蒸汽发生器和稳压器是核动力装置中的重要设备,本文以两个设备重量之和最小为目标,采用改进复合形优化方法对其进行优化设计。结果显示:与母型相比,优化设计方案的总重量减小了20.4%,优化效果显著。同时比较了设备耦合优化与单设备优化的差异,分析了设备重量受运行参数影响的敏感性,为工程设计提供参考。     

基于PepS的高温核一级管道蠕变疲劳分析方法研究

钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1)回路管道最高运行温度达650℃,高温服役下的管道蠕变-疲劳损伤分析及评定至关重要。目前仅ASME-BPVC-III-5-HBB规范中有适用于高温核一级管道的蠕变-疲劳损伤暂行评定方法,但该方法对于复杂管道系统使用起来过于繁琐。本文旨在使用管道分析软件PepS软件实现高温核一级复杂管系的分析与结构完整性评估。首先结合管道结构在多种载荷组合作用下的截面应力状态解析解,进行管道截面应力分析及应力线性化,并将结果与有限元数值解进行对比分析,两者的误差结果基本一致。随后,利用PepS软件对TMSR-LF1回路管道进行了力学分析和结构完整性评估,结其蠕变疲劳损伤结果位于包络线以内,满足蠕变疲劳极限的要求。该研究将管道分析软件与ASME评定规范进行了有效衔接,明确了评定方法,实现了高温核一级复杂管系的蠕变疲劳评估。     

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。     

蒸汽发生器蒸汽管箱的应力分析

高温一级部件的应力分析涉及载荷控制的应力限值及应变和变形限值的计算。本文描述了蒸汽发生器蒸汽管箱的高温应力分析方法、步骤,并给出了最终评价结果。     

核电主设备接管分析法设计一次应力可靠性分析

分析法设计是核电主设备设计的主要方法之一。该方法将结构设计或评定中各输入参量进行偏于安全的假设,以安全-不安全定性反映主设备设计的结构完整性状态。本研究在确定性分析法设计的基础上,利用可靠性分析方法,综合考虑结构设计或评定中涉及的不确定性因素(如结构几何、材料中的输入不确定性等),建立各种失效模式下的极限状态函数,基于概率统计理论求得结构在给定条件下的失效概率或可靠度,并进行相关参数的敏感性分析。以失效概率的形式定量反映部件的结构完整性状态,研究方法对可靠性理论在ASME核电规范与标准的分析法设计中的应用具有积极意义。     

侧压对传热管用690合金微动疲劳寿命影响的计算分析与估算公式

微动是蒸汽发生器传热管失效的一个主要原因,揭示传热管用690合金的微动疲劳十分重要。本文通过有限元模型和自编程序计算分析了690合金与抗震条间平-平面接触副微动疲劳裂纹萌生寿命,重点研究了侧压对微动疲劳寿命的影响。结果表明,侧压下的裂纹萌生寿命远低于其标准疲劳寿命,降低程度与微动接触状态和微动磨损均有关。在此基础上提出了一个考虑侧压影响的微动疲劳寿命估算公式。该经验公式具有较简单的解析表达式,且对疲劳寿命的计算较为保守,可方便地用于工程设计和寿命预估     

船用堆SGTR事故下舱室放射性活度分析

分析了船用堆蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故的进程,采用热工水力计算耦合放射性源项分析方法,建立放射性核素迁移、泄漏的数学模型,计算了该船用核动力装置特定舱室的放射性活度,为SGTR事故放射性后果分析、辐射防护措施制定提供了依据。该模型已应用于船用堆典型运行事故放射性后果分析平台。     

核电主设备分析法设计中应力线性化路径可靠性及优化分析

分析法设计是核电主设备设计的主要方法之一。该方法将结构设计或评定中各输入参量进行偏于安全的假设,以安全-不安全定性反映主设备设计的结构完整性状态。在确定性分析法设计的基础上,本研究基于概率统计理论,利用可靠性及优化分析方法,综合考虑结构设计或评定中涉及的主观不确定性因素(应力线性化路径选取),选取核电主设备典型结构形式——蒸汽发生器过渡锥体段为研究案例,首先对影响应力线性化路径选取的参数进行敏感性分析。随后,优化出最佳应力线性化路径。本研究方法为工程设计中应力线性化路径的选取提供建议。同时,该方法对可靠性理论在ASME核电规范与标准的分析法设计中的应用具有积极意义。     

蒸汽发生器管板孔桥超差情况下的结构安全性分析

蒸汽发生器制造过程中对管板进行深孔钻时，发生管板孔桥超差。管板二次侧的3个管孔C165-R59、C167-R59、C168-R58不能满足设计要求，管板一次侧的这些管孔满足设计要求。针对该不符合项，核审评单位联合蒸汽发生器制造单位和设计单位，从管板的强度、管板孔桥超差不符合项对流致振动的影响、堵管后的传热管应力分析、传热管堵管的压差对孔桥强度的影响、孔桥超差导致的传热管接触磨损等角度进行了结构安全性分析。分析结果表明，目前的堵管方案合理可行，但需加强在役阶段的跟踪检查，以保证修复的可靠性和质量。     

核电厂卧式蒸汽发生器热工性能的计算和分析

文章基于卧式蒸汽发生器的工作原理及内部结构特点,建立了卧式蒸汽发生器数学物理模型,开发了针对卧式蒸汽发生器的热工水力程序。基于在役核电站卧式蒸汽发生器的设计参数,对程序进行了校核。该程序可以用来研究卧式蒸汽发生器内主要热工参数的分布情况,为卧式蒸汽发生器设计、安全分析提供指导;也可以根据在役核电站的历史运行数据对蒸汽发生器现阶段热性能进行分析评定,对蒸汽发生器一段时间内的热性能进行预测,为蒸汽发生器的运行、检修以及更换提供依据。     

反应堆压力容器出口接管力学分析

在核电站的运行过程中,反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷.作为保证反应堆安全正常运行的重要部件,必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性.本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应力强度和疲劳分析,得到出口接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数,并按照相关规范的应力限值对出口接管的计算结果进行评定.评定结果表明,出口接管满足规范的要求.     

核电汽轮机高压转子的热应力与疲劳寿命分析

为掌握与了解核电机组的起动、变负荷特点,本文讨论了310MW核电汽轮机高压转子各种运行条件下的热应力计算与疲劳寿命分析。并对不同的热应力分析方法所得结果进行了讨论。     

蒸汽发生器管束的固有振动分析

通过对蒸汽发生器管束模型的建立,采用有限元分析方法,研究了支撑板、流量分配板、防振杆、环箍等部件对管束固有振动的影响.同时考虑了传热管内外流体对管束固有频率的影响.计算表明:防振杆与环箍的结构和尺寸对蒸汽发生器管束的固有振动频率有显著影响.