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。     

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。     

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。     

核一级承压设备疲劳分析方法

基于Miner线性累积损伤理论和雨流计数法,得到单载荷历程作用下疲劳分析的方法,并根据核一级承压设备的特点和核承压设备分析规范的要求,给出了一种适用于核一级承压设备疲劳分析的方法;结合设备实际运行情况,提出了瞬态分组组合的优化疲劳分析的方法,并给出一个案例.结果表明,瞬态分组组合使疲劳分析与设备实际运行情况更加接近,计算结果更加精确.     

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。     

基于余弦函数的核脉冲信号数字成形方法研究

核脉冲信号的数字余弦函数(cos)成形,因成形简单、可操作性强和灵活性高等优势被用于核脉冲信号的数字成形处理中。本文从单指数衰减脉冲信号和cos脉冲信号的数学模型出发,推导了对称cos成形、零面积cos成形与对称零面积cos成形三种成形方法在Z域中的传递函数和级联公式,分析了成形参数对数字cos成形结果的影响。针对仿真核信号和实际采样核信号,分别实现了三种数字cos成形;基于现场可编程逻辑门阵列(Field Programmable Gate Array,FPGA)系统,实现了核信号的数字cos成形、幅度提取、能谱构建等功能。通过对¹³⁷Cs(NaI(Tl)探测器)γ能谱的测试,结果表明三种数字cos成形方法在能量分辨率和计数方面均表现良好,且对称零面积cos成形性能指标更为优异,具有较大的应用前景。     

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。     

轻水堆冷却剂环境对核一级部件疲劳寿命影响的分析与评价方法

反应堆压力边界的核一级部件在设计中要求进行疲劳分析。当前国际上的研究结果表明,目前分析中使用的规范疲劳设计曲线在考虑冷却剂环境条件下并不保守,并引起了各国核电监管机构对此的广泛关注。文中介绍了各主要核电国家对冷却剂环境疲劳的研究情况,讨论了NRC关于冷却剂环境的疲劳分析方法以及ASME规范的后续进展。针对考虑环境疲劳后可能带来的一系列问题,提出了建议的解决方法。     

基于级联出射角关联函数的核时钟方法

建立了用出射运动学测量级联事件时间差的“核时钟”方法。不同级联出射道的粒子之间的互相作用，使出射粒子在出射的过程中改变出射方向。以质量对称三分裂为例，给出角关联函数谱的形状随出射粒子的发射时间差变化而变化。     

核部件轴对称性判断研究

本文模拟了具有轴对称结构的圆柱核部件周围辐射场分布,发现其有很好的轴对称性。模拟了与圆柱体结构类似的棱柱周围的辐射场分布,发现随棱数增加,棱柱辐射场分布与圆柱体的辐射场分布逐渐接近。棱数小于5的棱柱的辐射场分布与圆柱体的辐射场分布能明显区分开,棱数超过6的棱柱的辐射场分布与圆柱体的辐射场分布基本无法区分。     

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。     

基于因子函数的α-IHS抽样方法

核电厂概率安全分析中,由于数据源存在不确定性,导致无法进行准确评估,因此需开展不确定性分析。样本在空间分布的均匀特性是不确定性分析的关键因素,不同的样本分布导致不确定分析结果差异较大。传统的拉丁超立方抽样方法在样本空间分布均匀性方面未进行优化,改进分布式超立方抽样(IHS)方法通过保持样本点之间的最优距离来实现空间均匀分布,但其最优距离只能在理想分布下达到最优。为改进IHS设计上的缺陷,提出了基于因子函数的α-IHS方法,利用修正因子α来优化IHS方法中的最优距离。结果表明,该方法较IHS方法具有更均匀的空间分布,提高了抽样效率。     

基于信号功率谱梯度分析的n-γ甄别方法研究

发现了液体闪烁体探测器在分别与中子和γ射线作用时输出脉冲的功率谱梯度存在较大差异这一特征,由此提出一种基于脉冲信号的频域特征参数来甄别中子和γ射线的方法--功率谱梯度分析（SGA）法。本文论述了SGA法的基本原理及其可行性,并通过伴随粒子中子飞行实验验证了SGA法n-γ甄别结果的正确性。研究了SGA法在采样率从5 G/s逐步递减到250 M/s下甄别性能的变化。结果表明,与基于时域特征的n-γ甄别方法相比,SGA法对噪声较不敏感,抗干扰能力强,甄别性能更为稳定且计算量小。     

基于人因可靠性的核电厂数字化人机界面功能布局优化方法研究

监视信息过程中,人的可靠性很大程度上取决于数字化人机界面中功能块之间的布局。本文提出了基于人因可靠性的核电厂数字化人机界面功能布局优化方法,对该优化方法建立了一个完整的优化流程,提出了线性逆向杂交方法,使用人因可靠性作为优化标准。对该优化方法进行实验分析,实验结果表明,线性逆向杂交方法有较好的稳定性,本文提出的优化方法有较好的精确性及收敛性。     

基于人因可靠性的核电厂数字化人机界面功能单元数量优化方法

核电厂数字化人机界面功能块中的构件数量给操纵员带来了极大负荷并影响人误事件的发生。本文对功能块中的参数数量建立了一完整的优化流程图,对流程图中的几个关键部分进行详细研究:对因子数量采用动态模糊分段法产生模糊数量段;在模糊数量段因子的搜索中,建立了模糊数量段的取中查找提取方法,大幅提高了搜索性能;对人机界面参数量设计了失误亲和率函数。试验结果表明:模糊数量段的取中查找提取方法明显优于顺序查找提取方法,失误亲和率函数具有较好的稳定性、收敛性及灵敏度。