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。      

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。     

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。     

采用格林函数求解二维管内壁温度导热反问题

核电厂某些管道系统不允许通过开孔安装温度传感器来测量管道内壁温度,需要通过间接无损的方法来获得管道内壁的温度波动。基于格林函数法进行导热反问题分析,利用二维管外壁温度反向推导内壁温度。通过算例验证,并与共轭梯度法进行对比。结果表明,采用格林函数法能够准确地获得管道内壁温度波动;对于采用共轭梯度法难以收敛的厚壁管导热反问题也同样适用,并且由于无需迭代,因此计算效率高很多,更适用于核电厂疲劳监测计算。      

核电厂疲劳监测系统开发方法研究

对国际上通用的在线疲劳监测系统进行了对比分析,总结了各系统的异同;针对不同的管道热工数据边界条件,提出热工数据需求与处理方法,开发了不同条件下的监测点应力影响函数,最终建立了一套完整的管道疲劳监测系统。     

格林函数法在快速计算热应力中的应用研究

通过对格林函数在热应力分析中的应用研究,得到一种结合有限元分析和数值计算进行热应力快速计算的格林函数方法。以核电厂主管道安全注入接管在升温和降温瞬态下的热应力分析为算例,验证该方法的合理性和准确性。同时对比分析格林函数法和有限元分析法的优缺点。     

格林函数时间卷积法在输运求解中的应用

利用瞬时源的格林函数卷积,可求解具有一定时间分布源粒子的输运问题。首先从输运方程的一般形式推导得到了格林函数时间卷积法的公式,并结合蒙特卡罗数值模拟算例,验证了格林函数时间卷积法在定态含时输运问题中的适用性,为相关问题的求解提供了新的思路。进一步数值分析表明,对于某些实际模型的蒙特卡罗求解,在同样计算样本条件下,格林函数卷积法还能实现较高的计算精度。     

余热排出系统管道热疲劳裂纹萌生方向的理论和数值研究

在压水堆核电站余热排出系统冷热水混合区管道发现了由热疲劳导致的不同方向的浅裂纹群,疲劳裂纹的萌生方向可根据临界面方向进行预测。本文对临界面方向进行了理论推导,得出了双轴疲劳载荷作用下临界面方向的解析解。基于C++语言开发了临界面方向的分析程序,同时采用C++开发的分析程序和有限元软件Code_Aster计算了临界面方向,并将计算结果与理论解析解进行了对比验证。临界面方向分析结果与余热排出系统管道中发现的热疲劳裂纹方向吻合。研究表明,余热排出系统管道焊接残余应力对热疲劳裂纹萌生方向具有决定性的作用。     

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。     

钍基熔盐堆回路管道蠕变疲劳分析和评定研究

钍基熔盐堆(TMSR)回路管道的运行温度大于500℃,需要采用高温反应堆的评定准则来进行评定。对于高温管道需对其进行应力、应变及蠕变-疲劳分析来保证其完整性。传统的方法是采用ANSYS软件建立有限元模型来进行蠕变-疲劳分析,耗时费力。本文采用PIPESTRESS软件对TMSR回路管道进行评定。分析结果表明:通过引入应力指数,对PIPESTRESS软件的计算结果进行处理,可以完成回路管道蠕变-疲劳分析的快速评定。在TMSR回路管道分析中,该方法省时省力,是一种更加实用和有效的方法。     

基于虚拟激励法的超多点多维激励下管路简化疲劳寿命分析

针对超多点随机振动边界条件下传统随机振动模块计算规模不适用,且传统疲劳寿命分析方法受建模工作量大制约而无法快速完成疲劳寿命分析的问题,本文基于虚拟激励法提出了一种针对管路系统的超多点多维激励的简化疲劳寿命分析方法。通过对比虚拟激励法和传统随机振动模块计算的结构动力学响应,验证虚拟激励法的适用性,并使用管路简化疲劳寿命分析方法和传统疲劳寿命分析方法分析直管结构和三通连接位置的疲劳寿命。结果表明,虚拟激励法计算的随机振动响应精度与传统随机振动模块一致,说明本文方法可突破传统随机振动模块对振动激励点数和频率点的限制;本文方法无需建立详细有限元模型,直管结构的应力及寿命分析结果与精细模型基本一致,三通连接位置的应力及寿命分析结果相比精细模型更加保守。本文研究可为复杂振动管路系统的快速疲劳寿命分析提供理论指导。      

Thermal stress analysis for fatigue damage evaluation at a mixing tee

Fatigue cracks have been found at mixing tees where fluids of different temperature flow in. In this study, the thermal stress at a mixing tee was calculated by the finite element method using temperature transients obtained by a fluid dynamics simulation. The simulation target was an experiment for a mixing tee, in which cold water flowed into the main pipe from a branch pipe. The cold water flowed along the main pipe wall and caused a cold spot, at which the membrane stress was relatively large. Based on the evaluated thermal stress, the magnitude of the fatigue damage was assessed according to the linear damage accumulation rule and the rain-flow procedure. Precise distributions of the thermal stress and fatigue damage could be identified. Relatively large axial stress occurred downstream from the branch pipe due to the cold spot. The variation ranges of thermal stress and fatigue damage became large near the position 20° from the symmetry line in the circumferential direction. The position of the cold spot changed slowly in the circumferential direction, and this was the main cause of the fatigue damage. The fatigue damage was investigated for various differences in the temperature between the main and branch pipes. Since the magnitude of accumulated damage increased abruptly when the temperature difference exceeded the value corresponding to the fatigue limit, it was suggested that the stress amplitude should be suppressed less than the fatigue limit. In the thermal stress analysis for fatigue damage assessment, it was found that the detailed three-dimensional structural analysis was not required. Namely, for the current case, a one-dimensional simplified analysis could be used for evaluating the fatigue damage without adopting the stress enhancement factor K_t quoted in the JSME guideline. The results also suggested that, for a precise assessment of the fatigue damage at a mixing tee, the effect of multi-axial stress on the fatigue life together with the mean stress effect should be taken into account.     

核安全一级主管道疲劳校核

本文对某核电厂主管道疲劳及热棘轮进行了独立校核。校核采用基于RCC-M标准的ROCOCO软件,比较了RCC-M标准与ASME标准在核安全一级管道疲劳评价方面的差异。对比的主要方面包括疲劳设计的计算范围界定、一次加二次应力强度的计算方法、弹塑性修正系数的计算、动态载荷叠加方法等。通过对ROCOCO中与ASME标准不一致的算法进行修正,得到主管道冷段壁厚65 mm和55mm的疲劳使用系数和热棘轮设计裕量。结果表明:某核电厂主管道最小壁厚不能小于55 mm,55mm壁厚的热棘轮设计值达到许用值的95%。     

Structural evaluation of a piping system subjected to thermal stratification

Piping systems in nuclear power plants are often designed for pressure, mechanical loads originating from deadweight and seismic events and operating thermal transients using the equations in the ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section III. In the last few decades a number of failures in piping have occurred due to thermal stratification caused by the mixing of hot and cold fluids under certain low flow conditions. Such stratified temperature fluid profiles give rise to circumferential metal temperature gradients through the pipe leading to high stresses causing fatigue damage. A simplified method has been developed in this work to estimate the stresses caused by the circumferential temperature distribution from thermal stratification. It has been proposed that the equation for the peak stress in the ASME Section III piping code include an additional term for thermal stratification.     

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。     

热管堆堆芯基体结构高温力学行为分析

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。     

LBB在蠕变温度以上核级管道设计中的应用

LBB（Leak-Before-Break）技术是保证核反应堆结构安全和可靠的一种重要分析方法。对于在蠕变温度以上高温堆（如快堆）的核级管道,运用LBB分析时应考虑疲劳和蠕变对裂纹扩展的影响。本工作以法国规范RCC-MR的A16为基础、以快堆余热排放系统的一段管道为研究对象进行LBB分析,总结出一套运用于蠕变温度以上核级管道安全分析的LBB方法。经计算得到,在蠕变温度以上,蠕变对裂纹扩展的影响较大。经验证,该管道符合LBB技术对于裂纹稳定性及泄漏量可探测性的条件,满足从开始泄漏到裂纹失稳的时间要求。