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。     

基于格林函数的应力简化计算方法及试验验证研究

以格林函数为基础,开发了高温高压条件下管道应力影响函数,在实验室条件下选取管道壁面上的典型点,通过高温应变测量对该方法进行了验证。结果表明,基于格林函数的应力简化计算方法的计算结果与试验结果吻合较好,该方法可应用于核电厂关键设备和管道的强度及疲劳寿命的快速评价,亦可用于疲劳监测系统开发。     

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。      

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。     

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。      

两种圆柱几何格林函数节块法的比较

用格要函数节块法求解圆柱几何中子扩散方程时，可用平板几何格林函数代替复杂的圆柱几何格林函数。本文将基于平板格林函数的圆柱几何格林函数节块法（RNGFM）与基于贝塞尔函数的和何格林函数节块法（CNGFM）进行对比分析。分析结果表明：RNGFM的优点是公式简单，而CNGFM的迭代过程所需的计算时间则较少。     

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。      

压水堆材料冷却剂环境疲劳修正因子研究

本文对考虑压水堆一回路冷却剂环境对材料疲劳影响的环境疲劳修正因子Fen进行研究,结合核电厂延寿需求,确立基于环境疲劳修正因子的疲劳分析流程。针对典型接管嘴结构,采用考虑瞬态应力时间历程的应变增量方法计算转换应变率和Fen,对比了环境修正对疲劳结果的影响。考虑环境影响后,奥氏体不锈钢的疲劳使用系数增大3.2倍,低合金钢的疲劳使用系数增大8.5倍,冷却剂环境对疲劳寿命的影响显著。将考虑环境影响后的疲劳使用系数与EPRI导则的计算结果进行对比,二者计算结果接近,验证了考虑瞬态组合的环境疲劳修正因子分析计算方法的正确性。     

考虑角点不连续因子的精细功率重构及验证

在采用调制法进行组件精细功率重构时,由于改进的格林函数节块法程序引入了组件不连续因子,导致重构时角点中子通量不连续,需引入角点不连续因子进行修正保证其连续性。文中利用改进格林函数节块法程序堆芯扩散计算的结果,采用高阶多项式展开的调制法来进行组件内的精细功率重构,探讨了角点不连续因子在精细功率重构中的重要作用。并通过秦山二期实际堆芯的两种工况对其进行了验证,与SIMULATE-3的计算结果对比表明:考虑角点不连续因子的精细功率重构具有较高的计算精度,能够满足工程计算的要求。     

节块格林函数法的微扰计算

在反应堆物理设计和分析时,经常要进行微扰计算,以快速分析堆芯中子截面扰动下反应性的变化量。本文从微扰计算的普遍公式出发,给出了节块格林函数法（ＮＧＦＭ）下微扰计算的具体公式。通过对比验算,验证了ＮＧＦＭ下的微扰公式,并且证明微扰计算需要的是节块法的数学共轭解而不是物理共轭解。     

龙格库塔方法在求解瞬态中子扩散方程中的应用

本工作开发了NGFMN-K程序求解瞬态中子扩散方程。空间离散采用第2类边界条件节块格林函数方法,时间离散分别选取向后欧拉格式和四阶精度对角线隐式龙格库塔(DIRK)格式。对DIRK格式采用嵌入三阶精度格式估计截断误差实现时间步长自调节。数值验证结果表明,两种格式的计算结果与参考程序结果符合很好,对于剧烈瞬变情况,DIRK格式较向后欧拉格式更为精确、高效。     

Experimental Investigation of Strain Concentration Evaluation Based on the Stress Redistribution Locus Method

Evaluating the local strain in structural discontinuities is an important technology in high temperature design of fast reactor components because the failure mode in high-temperature fatigue or creep fatigue damage usually results from the crack initiation and growth from such locally high strained areas. A rationalized method of evaluating strain concentration that was experimentally studied is discussed. The stress redistribution locus (SRL) method had been proposed to improve the accuracy with which local stress and strain can be evaluated in the structural discontinuities. This method is based on the concept that the locus of stress redistribution from an elastic to an inelastic state, or that during relaxation, strongly depends on the structure, and the locus almost coincides with the locus obtained through elastic-creep analysis. High-temperature fatigue tests of circumferentially notched specimens were conducted accompanied by the measurement of local strain carried out with a capacitance-type strain gauge. The measured strain was compared with the predictions made with SRL, and the method's accuracy was evaluated. SRL improved the accuracy of inelastic strain estimation while remaining reasonably conservative in comparison with Neuber's rule, which is used in high temperature design codes.     

基于格林函数节块法的物理与热工-水力耦合方法研究

开发了三维物理与热工-水力耦合的PWR堆芯瞬态分析程序NGFMN-K/COBRA-Ⅳ/COBRA-Ⅳ(NCC)。少群时空中子动力学计算采用格林函数节块法程序NGFMN-K,隐式耦合子通道程序COBRA-Ⅳ实现瞬态计算。采用P10H8B功率重构方法给出热组件栅元功率分布,耦合另一个COBRA-Ⅳ程序模块,进行热组件子通道分析得到安全参数。对NEACRP-L-335 C1弹棒基准问题的计算表明,NCC程序的计算结果与参考结果符合很好,说明程序计算正确,可用于评估事故结果。     

核电厂金属疲劳监测过程中环境影响疲劳评价方法研究

轻水反应堆中金属部件的环境影响疲劳寿命（EAF）问题近年来一直是国内外核安全设备研究和监管所关注的重要问题。本文对日本和美国的相应试验研究数据进行了深入分析,对环境影响疲劳修正系数F_en的计算公式进行了分析讨论,总结出不同金属材料F_en计算结果的保守性以及关键影响因素的敏感性。结合我国的实际情况,借助F_en修正计算公式,给出了一种核电厂金属疲劳监测过程中开展环境影响疲劳的评价方法。结果表明：现阶段可基于核电厂监测的真实瞬态数据采用F_en修正公式对环境影响因子进行估算,对于同类型的金属材料,不同试验环境拟合的F_en公式计算结果非常接近,但EAF问题在金属部件疲劳寿命评估过程中不可忽视。     

自主化堆芯三维核设计软件COCO研发

中国广东核电集团正在开发的三维堆芯核设计软件COCO将具备堆内功率分布计算、精细功率分布计算、临界硼浓度搜索、控制棒临界搜索、核子密度计算等基本功能。COCO采用格林函数节块方法作为求解器计算堆芯的功率分布,采用单通道模型和棒传热模型来计算慢化剂的密度和燃料温度。COCO已实现从寿期初到寿期末的燃耗计算能力。通过与参考程序的数值比较发现,COCO采用的理论模型和耦合流程正确,计算精度可满足工程设计的需要。     

反应堆压力容器接管嘴马鞍面缺陷的断裂力学分析

某核电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢堆焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27 mm.本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对反应堆压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析.分析内容包含缺陷的包络和假设、应力计算、应力强度因子计算、疲劳裂纹扩展尺寸计算和Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ工况及水压试验工况下的断裂力学分析评估.分析结果满足规范要求.     

三维结构瞬态温度,位移和热应力计算的等效时间法

本文提出了一种计算二维结构瞬态温度，位移和热应力的近似方法－等效时间法。利用事先得出的热边界幅值的单位变化所引起的结构响应的有限元分析结构。通过简单的代数运算即可求出同样热边界模式下热边界模式下热边界幅值的任意变化过程在结构中产生的响应。这种近似方法有很高的计算效率。通过算例表明，与详细的有限元计算结果相比，在工程允许的范围内误差满足工程需要。等效时间法可肜于对计算效率要求较高的复杂结构的实时分析