基于ANSYS程序的反应堆压力容器疲劳裂纹扩展分析方法研究

进行断裂力学分析时,RCC-M规范附录ZG规定了2种方法,其中第一种方法比较简便,易于实现,但结果过于保守,经常不满足限值要求;这时可采用第二种方法进行分析,即进行疲劳裂纹扩展计算分析,但该方法过程繁琐,计算量庞大。本文应用ANSYS程序中的APDL语言编制疲劳裂纹扩展计算程序,并对反应堆压力容器进行疲劳裂纹扩展计算。     

反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析

本文以百万千瓦级核电站(CNP1000)反应堆压力容器为例,分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60 a设计寿命反应堆压力容器的影响.针对不同的分析内容,选择反应堆压力容器具有代表性的部位,论证了60 a寿期末反应堆压力容器结构的完整性.     

基于辐照脆化的反应堆压力容器60年设计寿命改进分析

反应堆压力容器(RPV)结构材料的辐照脆化是限制其使用寿命的最关键因素.本文着重从RPV材料辐照脆化机理研究出发,通过对比和分析M310、CNP1000、AP1000和EPR等堆型RPV材料、结构设计和辐照监督设计要求,对实现RPV 60年设计寿命的影响因素进行探讨,提出可在国内自主研发与制造的二代改进型及三代核电上实施的满足RPV 60年设计寿命的几项优化措施.     

秦山核电厂反应堆压力容器寿命管理

介绍了秦山核电厂反应堆压力容器(RPV)老化与寿命管理工作,通过对核电厂RPV老化与寿命管理相关法规、规范、标准和导则要求的分析,阐述了秦山核电厂RPV老化与寿命管理采用的策略以及实施工作是合适可行的.     

反应堆压力容器疲劳时限老化分析研究

基于美国核管会(U.S.NRC)的管理导则RG1.207提出的2种考虑冷却剂环境对设备疲劳寿命的影响评估办法,对比了美国NUREG/CR-6909和日本JNES两大体系不同环境疲劳修正因子(F_en)表达式和边界条件对环境疲劳的影响,对比了F_en和环境疲劳曲线2种分析方法对环境疲劳寿命评估的差异。最后,将考虑应变率历程的详细F_en方法、环境疲劳曲线方法、参数保守取值的F_en方法3种方式都应用于某核电厂反应堆压力容器进口接管嘴部位的疲劳评定中。结果表明,相比环境疲劳曲线的方法和参数保守取值的F_en计算方法,考虑应变率历程的详细F_en方法能更准确评估结构的环境疲劳寿命。     

反应堆压力容器疲劳时限老化分析研究

Based on two methods of evaluating the influence of the coolant environment on the fatigue life of equipment proposed by U.S.NRC in the management guideline RG1.207, the effects on different environmental fatigue correction factor（F_en） expressions and boundary conditions were compared between the NUREG/CR-6909 of USA and JNES of JAPAN. The difference of the environmental fatigue life assessment between environmental fatigue correction factor and environmental fatigue curve was also analyzed. Finally, the three methods were adopted in the analysis of the reactor pressure vessel inlet nozzle fatigue assessment. The methods are Fen method considering strain rate history, environmental fatigue curve method and the Fen method using conservative parameters. The results show that, compared with other two methods, the Fen method considering strain rate history can evaluate the environmental fatigue life of structures with higher accuracy.     

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.     

带拐角裂纹的反应堆压力容器接管的安全分析

从疲劳断裂的角度对反应堆压力容器(RPV)在两种停堆过程中,带拐角裂纹的RPV接管的安全性进行了分析评定。针对压力和温度随时间变化的复杂情况,采用“半解析法”和弹塑性断裂力学观点进行了大量的分析计算。结果表明,ASME规范第Ⅺ卷的观点(以LEFM为基础)似偏保守。     

比利时反应堆压力容器表面出现更多裂纹

<正>【世界核新闻网站2015年2月17日报道】比利时联邦核监管机构(FANC)近期宣布,对Electrabel公司多伊尔3号机组和蒂昂热2号机组的进一步检查发现,反应堆压力容器壁上存在比以前更多的裂纹。核监管机构表示,Electrabel已完成这两台机组反应堆压力容器的超声波检查。这项检查技术最初是为检查反应堆压力容器的焊缝和覆层开发的。但是,Electrabel对该     

反应堆压力容器专利技术分析

本文基于对中国专利文献库和世界其他国家专利文献库的检索,对反应堆压力容器的相关专利技术作出了初步分析。分析结果能为反应堆压力容器的设计提供有效的建议和参考,进而能为核电站的安全设计提供适当的依据。     

秦山核电二期工程反应堆压力容器及其寿命预计

介绍了秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)的设计思想和背景;说明了RPV产品的基本特征;按照NRC-RG1.99(Rev2)规定给出了快中子(E＞1Mev)辐照损伤计算结果;并对RPV的使用寿命进行了计算,结果表明,在堆芯核设计和燃料管理不作任何优化时,其预计寿命依然能够达到60年.     

PWR反应堆压力容器监督数据分析及寿命初步评估

由于长期在中子辐照场、温度场以及应力场的作用下,反应堆压力容器材料性能会出现蜕化的现象,主要表现为韧脆转变温度升高,屈服强度增加,以及断裂韧性降低等。为了监测压力容器材料的辐照效应,需要在反应堆内安装一定数量的监督管,定期抽出进行辐照监督试验。通过进行反应堆压力容器的辐照监督试验可以获得压力容器材料辐照脆化及辐照环境的相关数据,利用这些数据修订反应堆冷却剂压力-温度限值曲线,以防止压力容器发生脆断,从而保证反应堆的安全运行。随着反应堆服役时间的增加,PWR冷却剂的压力-温度运行窗将逐渐缩小,直到寿期末运行窗将…     

反应堆压力容器强度可靠性分析

应用ANSYS有限元程序,采用蒙特卡洛法中的直接抽样法和拉丁方抽样法、响应面法中的中心指数设计抽样法和Box-Behnken矩阵抽样法完成反应堆压力容器强度可靠性分析,给出指定输入条件下压力容器强度的可靠度。结果表明,对压力容器母材可靠度的影响程度由大到小依次为内压、母材许用应力和母材弹性模量;对主螺栓可靠度的影响程度由大到小依次为螺栓材料许用应力、螺栓预紧力和内压。     

LOCA下具有表面裂纹的反应堆压力容器承压热冲击分析

失水事故（LOCA）瞬态下,具有半椭圆形表面裂纹的反应堆压力容器（RPV）承压热冲击（PTS）问题被研究。采用有限元方法计算瞬态过程的热-应力响应;采用影响函数法计算应力强度因子,分别对母材和堆焊层内的应力进行分解,从而解决了由于堆焊层存在造成的应力拟合困难带来的计算偏差。编制了相应的断裂分析程序,对LOCA下RPV的结构完整性进行了分析。结果表明,在研究的LOCA下,整个瞬态过程中RPV应力强度因子均未超过材料断裂韧性,压力容器结构安全。本文研究为RPV在PTS下的结构完整性评估提供理论指导。     

5 PWR反应堆压力容器监督数据分析及寿命初步评估

由于长期在中子辐照场、温度场以及应力场的作用下，反应堆压力容器材料性能会出现蜕化的现象，主要表现为韧脆转变温度升高，屈服强度增加，以及断裂韧性降低等。为了监测压力容器材料的辐照效应，需要在反应堆内安装一定数量的监督管，定期抽出进行辐照监督试验。通过进行反应堆压力容器的辐照监督试验可以获得压力容器材料辐照脆化及辐照环境的相关数据，利用这些数据修订反应堆冷却剂压力-温度限值曲线，以防止压力容器发生脆断，从而保证反应堆的安全运行。     

反应堆压力容器冷态密封分析

结构分析程序 SAP-V 在国内外应用很广,但用于反应堆压力容器的冷态密封分析还无前例。本文提出了解决问题的力学模型和计算方法,并与三维光弹模型试验相比较,获得了较满意的的结果。     

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.     

反应堆压力容器的密封分析技术

反应堆压力容器内的冷却剂具有压力高、温度高、放射性剂量高等主要特点,保证压力容器的密封性能对整个核反应堆系统安全运行至关重要.本文针对密封结构的密封性能分析方法与技术进行了研究,包括螺栓预紧、弹塑性接触、热与结构的耦合分析技术等,完成了反应堆压力容器的三维弹塑性密封分析技术研究,全面地考虑了结构承受的各种载荷,实现了结构接触面之间有摩擦的弹塑性接触和接触传热问题的模拟.该分析方法弥补了专用密封分析程序适用范围狭小以及分析过程的烦琐等小足,较目前通用的二维密封分析技术考虑的因素更加全面.该技术已成功应用于工程设计中的压力容器设计与分析.     

焊接接头疲劳裂纹随机扩展的概率模型

焊接接头微观组织的不均匀性，使得结构疲劳裂纹萌生和扩展寿命的随机性很大。本文采用概率断裂力学方法和可靠性分析方法，针对压力容器焊接接头的组织不均匀特点，研究了焊缝区疲劳失效概率模型。Monte-Carlo数值模拟结果表明，这一模型对裂纹亚临界扩展规律的描述是令人满意的，在安全判定上是安定的。