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。     

放射性物品运输容器防脆性断裂安全设计方法探讨

本文主要介绍了基于断裂力学的运输容器防脆性断裂安全设计,重点研究了防脆断条件中应力强度因子的计算方法。经分析,可以得出如下结论:RCC-M第Ⅰ卷附录ZG中的应力强度因子计算考虑了应力非线性分布和塑性区的影响,考虑因素比较全面,推荐采用。     

基于先进程序+保守评价模型的300MW压水堆核电站大破口失水事故分析

大破口失水事故(LBLOCA)是决定核电站运行功率的设计基准事故之一,本文利用最佳估算系统分析程序RELAP5/MOD3,通过修改其相关模型或关系式,结合有关分离效应与整体效应试验数据验证,形成满足10CFR50附录K中保守评价模型要求的LOCA分析工具——先进程序+保守评价模型程序及分析方法。在此工具与方法开发基础上,对300MW压水堆核电站进行了一回路冷管段双端剪切断裂LBLOCA计算分析,计算的包壳峰值温度(PCT)与应急堆芯冷却系统(ECCS)验收准则及相应最终安全分析报告对比表明：应用该工具与分析方法,可望获得进一步的PCT裕量。     

核设备抗震鉴定试验中功率谱密度检验方法分析评估

为满足核设备抗震鉴定试验中输入运动的功率谱密度(PSD)要求,基于对规范背景和目标PSD算法的调研以及典型算例的对比分析,对PSD的检验方法进行分析评估。结果表明,检验PSD最为直观的方法即对比输入运动PSD与目标PSD;根据各类目标PSD算法的结果精度、保守性及其规范依据,推荐使用2014版美国核管理委员会标准审查大纲(SRP)3.7.1节附录B中人工合成时程的方式来计算目标PSD:虽然该算法通常适用于核电厂的厂址设计反应谱,但对于设备抗震鉴定反应谱,仅需将人工合成时程的目标反应谱替换为鉴定反应谱即可;采用本文推荐方法计算目标PSD时,设备抗震鉴定输入运动的PSD检验应与SRP 3.7.1保持一致,即在0.3 Hz到目标反应谱的最高截断频率范围内包络目标PSD的70%。     

弯头地震非线性响应及抗震设计规范保守性研究

通过对比研究1995版和2002版的ASME规范中管道抗震评价部分的相关内容,深入探讨了ASME规范在降低其保守性所做的努力。定义规范保守性因子,以便定量研究规范保守性,同时开展弯头在地震载荷作用下的线性与非线性响应研究,深入探讨了材料非线性、几何大变形和内压对弯头的地震响应的影响,并基于弯头的地震响应计算结果,分析了ASME规范中管道抗震评价部分的保守性。计算结果表明,ASME规范对管道系统抗震评价的保守性较大。     

碳含量超标情况下的反应堆压力容器快速断裂评价方法研究

按照RCC-M规范对设备进行快速断裂评价时,材料的初始无延性转变温度是重要的输入条件之一。材料中的碳含量超标会影响材料初始无延性转变温度,但目前2者之间还没有定量关系。当反应堆压力容器（RPV）出现碳含量超标时,为保证结构完整性,必须在缺乏定量关系的情况下完成结构的快速断裂分析。本研究对碳含量超标情况下的反应堆压力容器的快速断裂评价方法进行了研究,并以发生碳含量超标的反应堆压力容器堆芯段筒体为例,考虑了筒体的缺陷修复情况,通过反算满足规范要求的最高初始无延性转变温度,对反应堆压力容器堆芯段筒体的快速断裂情况进行了分析评估。该方法可为碳含量超标的压力容器运行和在役检测提供技术支持。      

反应堆压力容器接管嘴内隅角应力强度因子计算研究

本文针对反应堆压力容器接管嘴内隅角,采用含真实裂纹的三维有限元法对温度与压力作用下应力强度因子的计算进行了研究。以某工程压力容器接管嘴内隅角为例,用含真实裂纹的三维有限元法和目前使用的简化工程算法对压力与热载荷作用下的接管嘴内隅角应力强度因子进行了计算,并对两种方法的计算结果进行对比分析。结果表明:当简化工程算法得到的应力强度因子接近规范限值时,应对热载荷引起的应力强度因子进行详细有限元计算,以规避简化工程算法的不保守性给压力容器带来的快速断裂风险。     

反应堆压力容器简体60年寿命疲劳裂纹扩展分析

利用ANSYS程序,对反应堆压力容器筒体在正常运行工况下进行疲劳裂纹扩展分析,获得了反应堆压力容器筒体在60年寿期末的疲劳裂纹尺寸,按照RCC-M规范的要求,对压力容器在主管道破裂瞬态和主蒸汽管破裂瞬态下进行了快速断裂评价。研究结果表明,压力容器满足RCC-M规范的要求,不会发生裂纹失稳。     

反应堆压力容器堆芯支承块及附近下封头应力分析和评定

堆芯支承块用以限制堆芯吊篮的周向转动,其结构完整性影响反应堆的安全运行。为保证堆芯支承块的结构完整性,本文建立CAP1000反应堆压力容器下封头、堆芯支承块及部分筒体的三维有限元模型,进行热分析、结构分析、疲劳分析及断裂分析,并根据ASME B&PVC-III-NB-3200和ASME B&PVC-III-1附录G的相关规定对计算结果进行评定。结果表明,堆芯支承块及附近下封头满足上述规范的相关要求。本文所采用的分析方法可应用于百万级以上核电厂反应堆压力容器的堆芯支承块的分析。     

热壁加氢反应器堆焊层表面裂纹疲劳扩展的数值模拟

介绍了应用三维断裂分析软件FRANC3D(Fracture Analysis Code in 3Dimensions)进行疲劳裂纹扩展分析的相关原理,利用该程序对热壁加氢反应器堆焊层表面裂纹在疲劳载荷作用下的扩展进行了数值分析;将数值模拟结果和相关试验结果进行了对比.结果表明:数值模拟和实际表面裂纹扩展路径基本相似;在加氢反应器使用寿命范围内,用FRANC3D程序预测的裂纹扩展速率比实验值保守.