拉弯组合载荷作用下孔边含椭圆拐角裂纹平板的极限载荷分析

基于净截面垮塌准则导出了拉弯组合载荷作用下孔边含椭圆拐角裂纹平板的整体极限载荷解析解.对处于拉弯组合载荷作用下的理想弹塑性材料进行了三维有限元分析.计算了不同裂纹深度(λ＝0.2, 0.4, 0.6, 0.8)、不同裂纹形状(a/c＝1.0, 0.4, 0.2)在不同的载荷作用下(λ＝0, 0.25, 1, ∞)的极限载荷.有限元解与解析解的结果误差<20%,解析解偏于安全.     

基于概率断裂力学的承压热冲击条件下含周向裂纹圆筒体的结构完整性研究

为探索适合我国核电站反应堆压力容器(RPV)在承压热冲击(PTS)条件下基于概率断裂力学(PFM)的结构完整性评定方法,本文以含周向内表面裂纹圆筒体为对象,研究其在PTS条件下的响应和结构完整性评定方法。首先基于有限元计算,确定了在PTS条件下沿壁厚的热应力场分布,并在此基础上计算了裂纹尖端应力强度因子;继而将裂纹深度、材料断裂韧性、材料屈服强度等视为随机变量,用R6失效评定图和线弹性断裂力学等方法进行了PTS条件下裂纹启裂评定,基于Monte Carlo方法开发了示范性评定软件,分析了各随机变量对其失效概率的敏感性。     

含整圈周向裂纹厚壁圆筒在内压和轴力共同作用下的极限载荷-简化滑移线场解

采用简化的滑移线场理论,推导出了含整圈环向裂纹厚壁圆筒在内压和轴力共同作用下的理想弹塑性材料极限载荷表达式,并采用有限元方法进行了验证.结果表明,对于含内表面裂纹的圆筒,其极限载荷解可由基于简化滑移线场的极限载荷解与无裂纹圆筒极限载荷解共同确定.有限元验证结果显示,理论解与有限元结果非常一致,且偏于保守.对含外表面裂纹的圆筒,其基于简化滑移线场的极限载荷解只适用于非常深的裂纹.其它情况建议使用基于Mises准则的解.     

损伤力学在核级管道LBB分析中的应用

基于Gurson损伤本构模型，开展了损伤力学在核级管道破前泄漏(1eak before break)分析中的应用研究对含环向贯穿裂纹直管在纯弯载荷作用下进行了三维弹塑性损伤．断裂力学有限元计算．并与弹塑性断裂力学有限元计算结果进行了比较分析。     

含内表面裂纹核级管道的初始塑性失效分析

我国在役和新建的大部分核电厂在主管道上应用了破前漏技术,针对该技术ASME采用净截面屈服准则对完全塑性断裂进行缺陷评定,大量研究表明,净截面屈服准则高估了结构的承载能力。本文采用有限元方法模拟了含内表面裂纹的核级管道在内压作用下的变形过程,并利用裂纹前沿J积分随内压变化的曲线特征确定了含裂纹管道的初始塑性失效载荷。随后,将初始失效载荷的计算值与ASME规范定义的理论值相比较,结果表明理论解高估了结构的承载能力。最后,评价了ASME-BPVC-XI规范中A级使用限制对应的允许薄膜应力的适用性。     

热老化对核电厂一回路管道失效概率的影响

建立基于热老化的管道失效概率计算流程。在实验研究的基础上,采取美国阿贡实验室的流程预测某管道材料在280、330℃下热老化后断裂韧性随运行时间的变化。计算含单个环向内表面裂纹的管道在考虑热老化与不考虑热老化2种情况下的累积失效概率。计算结果表明,考虑热老化因素得到的失效概率高于未考虑热老化的情况。在考虑热老化的情况下,较高的温度下热老化严重且管道失效概率更高。     

反应堆压力容器承压热冲击概率断裂力学分析

在反应堆过冷瞬态下,沿壁厚范围内的温差将引起很大的热应力,在反应堆压力容器(RPV)内壁产生较高的拉应力,再加上内压的作用,内表面缺陷有可能迅速扩展甚至贯穿壁厚。本文采用概率断裂力学基本理论,考虑各参数的不确定性因素,在明确各参数随机分布特征的基础上,利用Monte Carlo法通过程序产生相应的随机数,然后依据断裂力学评定准则建立功能函数,最后完成可靠性数据的统计计算并给出失效概率。     

核压力管道临界裂纹长度的概率计算方法

在先漏后爆（ＬＢＢ）应用于核应力管道缺陷评定的前提下，考虑核管道承受载荷、材料流变应力和缺陷尺寸等参数的不确定性以及可能的核管道潜在失效模式，建立了含穿透裂纹核大无畏管道爆破概率的计算方法，进而得到在一定爆破概率下的临界裂纹长度。     

含环向贯穿裂纹管道断裂力学工程方法影响函数的计算研究

为拓宽美国电力研究所(EPRI)工程方法的应用范围,本文通过一系列三维弹性、弹塑性断裂力学有限元分析,计算了含裂纹管道的裂纹张开位移(COD);基于有限元COD结果研究了EPRI方法中的关键影响甬数h2,并详细阐述了拉-弯组合载荷情况下h2的计算方法.为了验证该方法,将计算的h2值与EPRI已有的h2值进行比较;将基于计算的h2值所求得的COD结果与管道裂纹评定程序(PICEP)中工程实例的COD结果进行比较.结果表明,计算的h2值、COD结果均与参考值吻合良好,证明了本文h2值计算方法的正确性.     

压力管道“先漏后破”评定的准则研究

以弹塑性断裂力学为基础,分别建立了轴向表面裂纹和周向表面裂纹韧带的极限失稳压力Pu和穿透裂纹的起裂压力Pc的表达式,提出了一种压力管道的"先漏后破"缺陷评定准则:即若管道表面裂纹韧带的极限失稳压力Pu低于相应穿透裂纹的起裂压力Pc,则管道会泄漏失效;若管道表面裂纹韧带的极限失稳压力Pu等于或大于相应穿透裂纹的起裂压力Pc,则管道会爆破失效.该准则得到了一些文献提供的试验数据的验证.     

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。     

含环向穿透裂纹管道LBB裂纹扩展稳定性计算程序开发

在管道LBB设计和评定中,J积分和裂纹扩展稳定性的计算过程复杂,为提高计算精度和效率,需采用改进的计算方法,并实现程序软件的计算。本文基于增强参考应力法(ERS法)的J积分计算和J积分稳定性评定图法,开发LBB裂纹扩展稳定性计算程序,此程序可计算含环向穿透裂纹管道的LBB失稳载荷和临界裂纹长度。所开发的程序实现了单纯拉伸载荷、弯曲载荷及拉弯复合非比例加载下的裂纹扩展稳定性计算,并提供了两种材料真应力-真应变关系参数的输入计算方法,拓宽了现有计算方法的局限性。通过有限元计算结果和文献中管线试验结果与程序计算结果的对比分析,验证了计算程序的准确性。     

核级管道材料高温疲劳裂纹扩展行为实验研究

为研究核级管道材料在500℃以上的高温疲劳裂纹扩展性能,对管道母材、焊缝和热影响区材料进行了高温条件下的疲劳裂纹扩展速率试验,基于概率分析方法获得了考虑不同存活率的概率疲劳裂纹扩展曲线。研究结果表明,高温条件下,管道不同位置区域材料的疲劳裂纹扩展性能存在较为明显的差异,焊缝和热影响区的抗疲劳裂纹扩展能力明显优于母材。试验研究结果可用于核反应堆管道结构安全评估和断裂力学分析。     

反应堆压力容器缺陷的断裂评定

某反应堆压力容器在役UT检查时发现一处缺陷,为确保RPV在服役期限内的结构完整性,有必要进行RPV缺陷的断裂力学分析研究。根据ASME规范,将该缺陷假定为裂纹深度为10.1 mm的环向内表面裂纹,并进行了断裂力学计算及评价。分析内容主要包括计算疲劳裂纹扩展量、评价各种工况下的应力强度因子,载荷为瞬态的温度波动、压力以及焊接残余应力。评价工况包括正常及扰动工况、紧急工况、事故工况。研究结果表明,正常及扰动工况瞬态载荷对RPV筒体浅层内表面裂纹的疲劳扩展作用不明显,40年寿期末的疲劳裂纹扩展量约为0.228 mm。各工况下的应力强度因子均满足规范要求,含缺陷的反应堆压力容器可以继续服役,无需修补。     

核压力容器接管安全端不同焊接结构的失效评定图

基于英国R6规范选择3的方法构建了核压力容器接管安全端两种异种金属焊接结构(含隔离层的四材料结构和不含隔离层的三材料结构)的失效评定图(Failure assessment diagram,FAD),并分析了裂纹位置和裂纹深度对FAD的影响。结果表明,两种结构的极限载荷基本相同,裂纹位置对极限载荷基本没有影响。随裂纹位置由管嘴向316L安全端管区域靠近及随裂纹深度的增加,失效评定曲线(Failure assessment curve,FAC)下移,结构的安全性降低。由于两种焊接结构中,相同位置、相同尺寸裂纹的FAD和极限载荷基本相同,因而其抗断裂性能和结构强度基本相同。     

核级不锈钢管座焊接区与母材区疲劳裂纹扩展性能对比研究

焊接接头广泛应用于核电站管座处,而疲劳裂纹扩展是导致焊接接头失效的重要原因之一。因此,研究焊接区材料的疲劳裂纹扩展和寿命预测方法对准确预测焊接接头的寿命具有重要意义。本文以核电厂常用的304L不锈钢焊缝材料为对象,研究不同载荷比、不同取样方向对疲劳裂纹扩展速率的影响;基于试验数据建立焊缝材料的疲劳裂纹扩展速率模型,并与美国机械工程师协会（ASME）标准中奥氏体钢进行对比。结果表明:不同取样方向对焊缝疲劳裂纹扩展速率的影响不大,但载荷比对其有较大影响,较低载荷比下,焊缝的疲劳裂纹扩展速率在某个应力强度因子幅值（?K）前高于母材的疲劳裂纹扩展速率,在其之后则低于母材,而较高载荷比下则恰恰相反。      

动态载荷下奥氏体不锈钢管道LBB环向贯穿裂纹稳定性实验及理论分析方法研究

管道环向贯穿裂纹是否稳定是评判管道是否满足破前漏（LBB）设计准则的标准之一,为确保LBB技术安全可靠,对管道环向贯穿裂纹在动态载荷下的稳定性进行实验研究。采用水平冲击机对含环向贯穿裂纹的管道依次进行加载速度为1.22、2、3、4 m/s的高温不带运行压力的冲击实验,以获得各应变率下的实验极限载荷值,并与工程理论分析计算结果进行比较。分析表明:奥氏体不锈钢管道环向贯穿裂纹在动态载荷下的失效模式为塑性失稳;经实验验证,在工程中对承受动态载荷的奥氏体不锈钢管道进行LBB分析时,采用美国核管会标准审查大纲3.6.3破前漏评估程序（SRP 3.6.3）中的极限载荷理论分析方法具有较高的工程安全性,若同时选用准静态下的材料力学性能,则工程安全性更高。      

镍基合金压力容器环形焊缝残余应力数值模拟与失效应力分析

根据英国结构完整性评估标准BS7910(2013),考虑焊接残余应力影响,采用失效评估图(Failure Assessment Diagram,FAD)方法对镍基合金压力容器焊接部位内表面裂纹进行安全评估。首先采用有限元分析(Finite Element Analysis,FEA)方法,对压力容器V型、X型坡口环焊缝多层多道对接焊进行数值模拟,获取焊接残余应力分布,并将V型坡口对接焊焊接残余应力曲线与BS7910(2013)标准残余应力分布进行了对比;其次,对BS7910(2013)1级-FAC曲线进行公式化简,在焊接位置考虑残余应力、应力集中、塑性失效因子三因素的影响,对轴向内部半椭圆裂纹进行了失效应力预测。结果表明:残余应力的分布直接影响计算结果,残余拉应力越大,相应失效应力越小;残余应力值和裂纹深度a保持不变,失效应力计算结果随c/a(c为裂纹半长)增大而减小;当c/a比值不变,失效应力值随着a增大而减小。本文焊接残余应力模拟即及失效应力预测方法为以后含缺陷压力容器及管道失效应力计算(寿命预测)提供一定的参考。     

承压热冲击下压力容器断裂力学分析

依据美国核管会（NRC）最新法规要求和研究进展,阐述了压水堆核电厂反应堆压力容器（RPV）承压热冲击（PTS）最新评估方法。基于热工水力系统程序RELAP5和有限元分析软件ANSYS,针对某传统二代压水堆核电厂模拟在PTS典型瞬态过程下热工响应行为及压力容器模型断裂力学分析,并评估不同瞬态的危险性及其随压力容器材料脆性的变化。分析表明：表面裂纹和靠近内壁面的埋藏裂纹比深埋裂纹更易发生开裂;同等条件下轴向裂纹较环向裂纹更易开裂,且大中破口事故下轴向裂纹远较环向裂纹更易贯穿壁厚。     

管道弯管区裂纹的断裂力学参数KJ计算研究

弯管作为核电站管系中重要的组成部分,其压力边界的完整性直接影响到核电站的可靠运行。因此,对含缺陷的弯管区进行相应的分析来评价其是否满足安全性要求很有必要。分析评价用到的主要断裂力学参数是应力强度因子K和J积分。针对管道弯管区断裂力学计算中最为关键的复杂的有限元网格模型,本文提出了一种程序化、分块化的快速的三维建模流程,并给出了其在内压和弯矩作用下的应力强度因子K和J积分计算分析的实例。研究表明,分块化的建模思想可以较为快速地解决管道弯管区断裂力学计算中复杂的建模问题,也可以为建立其他含裂纹的结构有限元模型并进行断裂力学参数KJ计算积累经验。