反应堆压力容器法兰密封分析程序系统——瞬态耦合热弹塑性接触分析(英文)

提出了一种用于反应堆压力容器法兰密封系统密封分析的瞬态耦合热弹塑性接触有限元分析方法,在弹性接触问题有限元混合法的基础上,把材料非线性和表面非线性两种迭代过程耦合求解,在瞬态温度场分析中将伽辽金法和向后差分法结合起来,并用混合法进行热接触迭代,把瞬态温度场分析和弹塑性接触分析耦合。根据这套方法编制了完整的反应堆压力容器法兰密封系统冷热态密封分析程序,其中还包括前后处理程序。程序系统模块化,自动化程度高,稳定性好,人机界面友好,已成功地用于核压力容器模拟体的分析。数值分析结果和实验结果吻合良好,并已应用于大型工程实际问题的分析,所得结果完全符合工程设计要求。     

核容器法兰密封系统密封性能数值分析

一文提出了一种用于反应堆压力容器法兰密封系统密封分析的瞬态耦合热弹塑性接触有限元分析新方法，编制了完整的瞬态密封分析程序系统。并已成功地用于工程实际问题的分析，和实验结果吻合良好。     

反应堆压力容器密封系统瞬态热弹塑性接触的高效解法

本文在自行开发的三维瞬态密封分析程序的基础上,采用弹塑性小变形问题的非线性求解方法、接触问题的混合求解算法、接触传热有限元混合法、线性方程组求解器等方法,提高了计算效率,并对三维瞬态密封分析程序中相应的计算和分析模块进行了修改和补充。应用改进后的分析程序对压力容器模拟体进行密封分析,计算效率提高了一倍以上。     

核压力容器密封环弹塑性大变形有限元分析

从R.Hill的增量虚功率原理和大变形弹塑性本构方程出发,考虑材料的物理和几何双重非线性及热效应,采用Euler描述法导出了平面及轴对称问题的热弹塑性大变形有限元列式。编制了包括自动生成网格,自动修改边界条件的瞬态热耦合弹塑性大变形有限元分     

核压力容器密封环弹塑性大变形有限元分析

从R.Hill的增量虚功率原理和大变形弹塑性本构方程出发,考虑材料的物理和几何双重非线性及热效应,采用Euler描述法导出了平面及轴对称问题的热弹塑性大变形有限元列式。编制了包括自动生成网格,自动修改边界条件的瞬态热耦合弹塑性大变形有限元分析程序系统ATLEPD。最后用该程序系统模拟了某核容器模型O形环的大变形过程,描述了O形环的应力、应变变化情况,接触比压变化情况,网格变形情况及回弹量等,并且与计算值作了比较二者吻合良好。     

CPR1000反应堆压力容器密封性能模拟技术研究

压水型核反应堆压力容器的密封性能是保证核电厂安全运行的关键因素之一。为了探索反应堆压力容器密封性能的数值模拟技术,本文建立了CPR1000反应堆压力容器(RPV)密封结构的热弹塑性三维有限元分析模型,考虑了运行期间的载荷及载荷组合,得到了反应堆压力容器在升温、运行和降温瞬态过程中上下法兰的轴向分离量、径向滑移量以及螺栓载荷等。分析结果表明热弹塑性三维有限元密封分析模型能够较好地模拟密封结构的性能。     

核二级波纹管截止阀在瞬态热冲击作用下的数值模拟

为研究瞬态承压热冲击对核二级波纹管截止阀的结构强度和疲劳寿命的影响,基于流固耦合及热边界条件相关理论,通过Fluent和ANSYS有限元软件对核二级截止阀阀体进行热流固耦合分析,研究阀体监测点在不同时间点下温度场、热应力和疲劳寿命的变化,以及热冲击作用时间对疲劳寿命的灵敏度的影响。结果表明:瞬态承压热冲击对阀体的温度场、结构强度、疲劳寿命和敏感度影响巨大,必须消除这种影响,以此来保证核二级波纹管截止阀的高安全性和高可靠性。      

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.     

核容器瞬态密封分析程序系统TSAP(I)

本文给出反应堆压力容器瞬态密封分析系统的第一、二阶段结果,即冷态密封分析程序和瞬态热分析程序,两部分的耦合即组成最终的瞬态密封分析系统。     

300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究

概述了根据调研确定的300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究的总体构思,给出了密封分析程序系统的建立与试验校核的主要研究结果,叙述了密封元件的研制和测试以及热态密封试验与热分析。据此,论述了秦山电站核容器的密封性能,提出了容器类型和密封判据等分类概念,说明了两个观点,即密封变形分析应作为客器总体应力分析的基础及瞬态密封分析中,热-接触耦合的要点在于确定螺栓温度滞后产生的螺栓载荷热增量,阐述了对密封机理的认识,最后对水压试验的热当量等作了讨论。     

管道密封绝缘接头的非线性分析

本文所分析的管道密封绝缘接头是一种特殊的管道接头，广泛应用于各种工业领域。本文使用非线性有限元程序MSC．MARC，采用弹性应变能理论和自动接触分析等技术，对该管道密封绝缘接头进行了接触状态下的超弹性分析，分析密封绝缘接头预紧后在10MPa压力作用下的变形、应变和应力分布、接触力。给出了对结构改进的建议，说明了MSC．MARC非线性有限元软件在核工程设计研究中有广阔的应用前景。     

蒸汽发生器试验本体快速冷却过程中主蒸汽法兰泄漏有限元分析

采用线弹性瞬态热固耦合有限元方法对高温气冷堆蒸汽发生器试验本体主蒸汽法兰在快速降温试验过程中出现的泄漏现象进行了分析。建立了主蒸汽联箱及法兰螺栓连接模型，模拟了主蒸汽法兰的预紧、加压、升温和瞬态降温过程，分析得出了导致法兰密封结构泄漏的主要因素是快速降温过程中法兰的局部变形及螺栓残余预紧力降低，导致密封面张开量大于金属O型环的可靠密封回弹量。在此基础上模拟了不同降温速率下法兰密封面的张开位移，结果表明，限制蒸汽降温速率可改善压力容器法兰的密封性能。     

反应堆压力容器断裂力学分析中弹塑性有限元方法与工程方法的比较

通过ABAQUS程序对反应堆压力容器简体裂纹进行了弹塑性断裂力学有限元分析,计算了在热冲击(PTS)瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子KI、J积分.同时,与工程方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程方法在PTS计算分析时较三维弹塑性断裂力学有限元方法的计算值偏大,计算结果保守.     

C形密封环密封特性数值计算方法研究

建立较精确的C形密封环三维有限元模型,考虑弹塑性-接触耦合问题,利用ANSYS对其进行数值计算,并分析其密封特性。通过研究,获得了C形密封环的压缩-回弹特性曲线,与试验结果符合良好,验证了数值计算方法的正确性。压缩状态下应力在弹簧基体的0°、90°、180°和270°区域分布较大;回弹状态下,中间层和银层产生翘曲使得包覆层开口变大;各层结构间的相互作用对C形密封环的密封特性具有明显的影响。     

核电厂稳压器波动管内热分层效应分析

利用CFD方法对核电厂稳压器波动管以及与之相连接主管道内反应堆冷却剂进行流固耦合共轭流动传热计算,获得在升温瞬态条件下稳压器波动管内冷却剂的温度场分布,证实在水平段内可产生明显的热分层结构。在此基础上,利用有限元分析软件,结合波动管的结构特征,建立稳压器波动管的热分层应力计算模型,并对稳压器波动管的应力水平进行计算分析,给出稳压器波动管中的应力场分布特性。     

反应堆压力容器密封环有限元模拟技术研究

借助ANSYS的非线性等向强化本构模型,对反应堆压力容器O形密封形环的弹塑性进行有限元模拟。通过密封环3种模拟方式(均布压力、弹簧单元、三维实体)得到的反应堆压力容器分离量结果并进行对比,发现三维实体模拟方式能够有效地降低分析的过余保守性,提高密封分析计算结果精度。     

蒸汽发生器一次侧人孔螺栓连接结构三维有限元分析

采用三维有限元模型,对核电厂蒸汽发生器一次侧人孔螺栓进行运行工况下的瞬态分析。综合考虑螺栓温度滞后、法兰转角及法兰与垫片嵌合面的弹塑性接触等因素,解决螺栓孔及人孔盖与法兰之间的空气传热问题,实现螺栓预紧模拟及螺栓载荷的动态提取,较真实地模拟出系统的变形协调性及传热特性,并根据规范对螺栓密封状态进行验证,对法兰连接结构及螺栓本身进行疲劳评价。     

300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究

概述了根据调研确定的300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究的总体构思,给出了密封分析程序系统的建立与试验校核的主要研究结果,叙述了密封元件的研制和测试以及热态密封试验与热分析。据此,论述了秦山电站核容器的密封性能,提出了容器类型和密封判据等分类概念,说明了两个观点,即密封变形分析应作为容器总体应力分析的基础及瞬 态密封分析中,热-接触耦合的要点在于确立螺栓温度滞后产生的螺栓载荷热增量,阐述了对密封机理的认识,最后对水压试验的热当量等作了讨论。     

水平孔道“O”形环密封结构有限元接触分析

利用ABAQUS软件对研究堆水平实验孔道中异种材料法兰联接的密封结构进行了弹塑性接触计算.利用有限元分步加载技术,模拟了主螺栓预紧和加压过程,研究了主法兰的应力分布和结构的密封性能. .计算结果表明,在预紧状态和设计压力状态下,水平孔道中的异种材料法兰联接.双道"O"形环密封结构完全可以满足强度和密封要求.     

摇摆下自然循环矩形双通道系统核热耦合不稳定性研究

将海洋条件热工水力分析程序RELAP5/MC与三维物理瞬态输运程序TDOT-T采用并行方式耦合,对摇摆条件下自然循环矩形双通道系统核热耦合不稳定性进行计算分析。结果表明,系统存在同相和异相2种振荡模式,分别由摇摆运动和密度波振荡(DWO)引起。核反馈对第1类DWO和两相区的同相振荡有抑制作用,但对第2类DWO和单相区的同相振荡几乎没有影响。基于非线性理论对计算结果进行分析,发现耦合核反馈后系统非线性增强,由于摇摆导致系统流量波动与DWO叠加,其现象非常复杂,摇摆条件下的核热耦合不稳定性会出现非线性振子耦合中的同步化与混沌现象。