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     

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。     

核压力容器法兰螺栓结构的有限元分析

法兰螺栓结构是核压力容器的重要部件,它对反应堆的正常运行起着非常重要的作用.该研究工作对压力容器上顶盖和蒸汽发生器二次侧人孔法兰螺栓结构均做了等效简化来进行多种轴对称分析与三维分析,并进行了比较,还探讨并比较了实现法兰螺栓的预紧效果的不同方法.研究表明,轴对称模型能较为准确地得到应力强度,且比较保守.     

反应堆压力容器密封环国产化替代研究

C型密封环是保证反应堆压力容器顶盖与筒体密封的核心部件,其密封性能直接关系到核电厂安全稳定运行。长期以来,C型密封环制造技术被外国公司垄断,单套售价高,供货周期长。通过密封特性试验、氦气检漏试验、水压试验和冷热循环试验,验证了国产C型密封环具备商用条件。通过功能影响分析论证了国产C型密封环的等效性。核电厂严控国产C型密封环安装质量,并通过在役水压试验、运行试验验证了国产C型密封环的性能,实现了国产C型密封环商用。     

反应堆压力容器密封环国产化替代研究

C-ring is the core part for seal of the reactor pressure vessel top cover and cylinder, and the sealing performance is directly related to the safety and stably operation of the nuclear power plant. For a long time, the manufacturing technology of C-ring was monopolized by foreign company, with high price and long supply cycle. It is verified that the C-ring made in China fulfill the commercial application, through sealing properties test, helium leak detection test, water pressure test and thermal-cold cycle test. The functional impact analysis proved the equivalence of the domesticated C-ring. The installation quality of domestic C-ring was strictly controlled in nuclear power plant, and the performance of the domestic C-ring was verified by the in-service hydraulic test and the running test.     

反应堆压力容器C形密封环循环松弛特性研究

反应堆压力容器C形密封环由3层结构组成,在实际服役过程中,各层结构间相互作用机理复杂,多次压缩-回弹循环后,密封结构有循环松弛现象出现,导致密封性能衰退。针对上述循环松弛现象进行了实验研究,获得了C形密封环密封性能随循环次数的衰减规律,研究了其循环松弛特性;通过理论模拟计算分析获得了循环松弛规律的总回弹量、有效回弹量、工作点线载荷等特征量;通过实验与理论模拟计算结果的对比,揭示了制造工艺对循环松弛特性的影响规律。本文研究可用于指导C形密封环的服役性能评价及制造工艺控制和优化。      

核管道工程材料塑性大变形行为研究

基于有限元辅助测试方法获得了多种核压力管道材料的全程本构关系曲线。将材料全程单轴本构关系曲线作为商业有限元软件中的多线性本构关系模型,完成了管道延性材料塑性大变形行为的分析和研究:比较了3种模拟颈缩的方法,找到了精确模拟颈缩行为的约束方式和试样构型;对颈缩截面上应力分布和约束度分布展开研究,分析了等直圆棒试样的破断方式和截面形成机理;对圆柱型试样的压缩鼓张行为进行了模拟,幵提出了漏斗型试样获取材料压缩性能的实验方法。     

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。     

压力容器下封头大变形模型的开发及在FOREVER实验中的应用分析

反应堆发生严重事故后,将堆芯熔融物滞留在压力容器内的策略（In-vessel Retention,IVR）是作为缓解严重事故的一项重要措施,该策略已成功应用于AP1000、华龙一号和CAP1400等先进压水堆的严重事故管理中。在实施IVR策略时,下封头受到高温熔融物的热负荷会发生变形,下封头的变形改变堆腔的冷却流道,这会直接影响压力容器外部冷却的排热能力和IVR策略的成功实施,有必要对下封头变形展开研究和应用。针对ISAA(Integrated Severe Accident Analysis)程序LHTCM(Lower Head Thermal Creep Module)模型简化薄膜应力模型十分简单和缺乏计算变形模块的问题,本文从机理出发,基于Timoshenko板壳理论、Nortron蠕变定律和大变形塑性理论开发了机理模型—下封头大变形模型,并将该模型集成到一体化严重事故分析程序ISAA中对FOREVER-EC2实验进行应用,预测失效时间与实验的误差仅为1.9%,预测底部伸长量与实验测量值较为符合,破口位置与实验一致。分析结果表明该模型能准确预测在堆芯熔化严重事故中下封头所受应力、...     

压水堆核电厂压力容器C型密封环安装专用工具设计和研发

秦山第二核电厂在换料大修更换压力容器C型密封环时,主要过程目前为人工操作。本文分析了当前工艺存在的问题和隐患。设计专用工具用于C型密封环安装,实现对C型密封环安装工艺的改进。     

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

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     

核压力容器材料国产化的可行性评述

文中扼要介绍了我国首次生产的 RPV 用 A508-3钢锻件的工艺和性能。通过对生产经验、试验研究、国内外文献和国内现有及新添设备的分析给出:实现600MW 核电站压力容器国产化在实际上具备了可行性和现实性。     

PWR核压力容器钢辐照效应综述

综合了国内外反应堆压力容器（RPV）钢的实验结果,归纳、分析了RPV钢的辐照参数、冶金因素对辐照效应的影响及其实践应用,对出现的现象和规律作了理论解释,并对辐照脆化机制和公认的规律作了介绍和总结。     

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。     

核级承压设备密封结构的有限元分析

在AP1000反应堆系统中,很多设备具有承压的功能,其密封性能直接关系到系统能否正常运行,因而密封失效是较之弹塑性失效、疲劳失效等更为基本的失效形式。在ASME规范中采用的密封结构设计方法是华脱尔斯法,此方法采用了一些保守的经验和假设,无法对密封结构处的变形和应力进行细致的计算。本文采用ANSYS有限元分析软件对核承压设备典型的密封结构进行了建模计算,提出了在有限元模型中螺栓预紧力和垫片的等效处理方法,能够对密封结构处垫片的回弹量、法兰的变形及应力分布进行预测。模型分析了采用华脱尔斯法进行密封设计时的设计余量,得到了垫片回弹量与设备内压之间的关系,对于核级承压设备密封结构的设计具有一定的借鉴意义。     

反应堆压力容器及堆内构件整体大规模三维有限元地震分析

运用适用于大规模有限元模型求解的TechnoStar VENUS程序,对反应堆压力容器、堆内构件和燃料组件进行了整体大规模的三维有限元地震分析.分析中分别考虑了阻尼效应和非线性接触,在有限元模型自由度数超过2×10<'7>的情况下,分别给出了这2种情况在运行基准地震(OBE)激励下的时程响应.实现了现有计算机硬件条件下...     

核压力容器材料辐照监督管的设置

本文简要介绍压水堆压力容器材料辐照监督管的设置,分别就结构设计、辐照材料试样,温度和中子通量的测量以及使用等方面作了具体说明.     

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。     

10MW高温气冷堆压力容器主法兰结构的有限元接触分析

10MW高温气冷堆（HTR－10）压力容器主法兰是HTR－10的关键结构部件,对HTR－10的正常运行起着重要作用。HTR－10压力容器主法兰采用主螺栓进行联接,采用一道金属“O”形环和一道“Ω”环进行密封。该研究课题对此主法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预紧以及加压过程中主法兰的应力和位移情况。计算采用二维轴对称结构模型和MSC MARC2000有限元程序。结果表明,无论是预紧状态还是设计压力状态。HTR－10主法兰能满足强度要求,“O”形环和“Ω”环也都有满足密封要求。