瞬态曲线分段线性化方法研究及其程序实现

核电厂的瞬态数据是相关设备应力分析和评定的必要输入。然而,电厂实际运行记录数据或设计瞬态计算数据通常由时间间隔很短的大量数据点构成,直接作为应力分析的输入将会导致大量不必要的计算。为了简化分析,一般需要将瞬态数据曲线进行分段线性化处理。本文基于最小二乘法,开发了一种瞬态曲线分段线性化的方法,并且通过编写PLTC(PiecewiseLinearization forTransientCurves)程序予以实现。分别采用标准正弦函数曲线和核电厂典型瞬态曲线对本文的方法进行了验证,结果表明,本文的方法和程序能够很好地实现瞬态曲线的分段线性化。本文的研究有助于提高核电厂瞬态曲线分段线性化的效率和精度。     

瞬态监督和处理方法在核电厂运行许可证延续中的应用

核电厂延续运行前,由于缺乏瞬态监督管理对核电厂延续寿命影响的具体认知,相关瞬态监督和控制仅限于设计寿期范围内,没有涉及到延续运行。这导致核电厂在运行前期没有针对性地管理瓶颈瞬态的消耗,从而减少了核电厂实际可达的寿命长度;或者相关瞬态数据收集不够详细,不足以支撑更细致的疲劳分析,在延续运行评估时只能采取更多的包络处理,难以实现更长的评估寿命。本文针对上述此问题,通过汲取秦山核电厂延续运行研究中瞬态相关经验,从日常运行监督和专项延续评估两个方面,对核电厂延续运行瞬态监督和数据处理进行研究,形成了适用于核电厂延续运行的瞬态管理技术方法,可有效指导后续核电机组开展延续运行工作。     

基于模糊距离的核电厂瞬态分段识别方法

近年来发展的核电厂瞬态识别技术,可为操纵员提供处于发展阶段的故障信息,有助于了解核电厂状态并及时采取相应的操作动作,保证核电厂的安全运行。将瞬态过程曲线分为两段,前段利用聚类方法用于快速识别,后段利用提取的瞬态过程的特征进行更准确的识别。利用待识别瞬态与参考瞬态间的模糊距离描述二者的相近程度,可以消除噪声等扰动的影响,并得到更符合认知习惯的结果。利用高温气冷堆核电厂仿真机的故障数据验证瞬态识别方法的有效性。     

基于模糊距离的核电厂瞬态分段识别方法

近年来发展的核电厂瞬态识别技术,可为操纵员提供处于发展阶段的故障信息,有助于了解核电厂状态并及时采取相应的操作动作,保证核电厂的安全运行。将瞬态过程曲线分为两段,前段利用聚类方法用于快速识别,后段利用提取的瞬态过程的特征进行更准确的识别。利用待识别瞬态与参考瞬态间的模糊距离描述二者的相近程度,可以消除噪声等扰动的影响,并得到更符合认知习惯的结果。利用高温气冷堆核电厂仿真机的故障数据验证瞬态识别方法的有效性。     

核电厂热疲劳监测技术研究

核电厂安全运行和设备寿命管理已成为核工业领域关注的重要问题,尤其是如何准确地确定超设计寿命电厂的典型设备老化参数（如应力、累积使用因子等）。然而,目前大多核电厂疲劳监测系统都是基于ASM E规范研发的,未分析管道内环境对疲劳分析的影响。本文提出了一种满足美国核管会（N RC ）RG1.207导则的疲劳监测方案,该方案将考虑环境因素对疲劳分析的影响。同时,新的疲劳评估方法具有通用性,可结合核电厂DCS运行数据,为电厂延寿提供数据支持。     

基于应变与加速度响应的核电厂小支管振动评价

核电厂存在大量的仪表管、取样管、排气管等小支管,其机械振动疲劳断裂是商业运行核电厂经常出现的问题。本文以阳江核电站二号机组GRE023管线的实测振动应力对其振动疲劳寿命进行了评价,采用有限元方法以加速度时程二次积分获得的位移时程为输入对其振动疲劳寿命进行了分析,获得了小支管振动疲劳瞬态动力分析关键参数设置方法,同时也为类似结构的减振改造设计积累了经验,为核电厂小支管振动治理提供了参考。     

稳压器波动管考虑热分层影响的疲劳分析

在核电厂中,稳压器波动管及波动管热段三通是保证核电厂反应堆冷却剂压力边界完整性的重要设备.其属于核安全1级设备,承受内压、自重、热胀、地震及各种正常加异常工况下的温度和压力瞬态,特别对于压水堆核电厂的波动管,还会承受热分层导致的总体和局部载荷.热分层现象的反复出现增加了管道及接管嘴处出现疲劳失效(贯穿管壁裂纹)的可能性.本文阐述了对波动管热分层实施温度测量的方案,及对测量结果的分析处理;建立分析热分层整体应力和局部应力,以及波动管疲劳分析的计算模型;确立合理且切实可行的波动管疲劳分析所需的分析瞬态.上述方法已在"300 MWe PWR NPP稳压器波动管热分层"课题研究得到鉴定,并在实际的寿命管理等工程项目中发挥了重要作用.     

单位瞬态法在核电厂疲劳监测系统中的应用

核电厂疲劳监测系统中的非稳态导热反演计算是关键步骤,本文提出的单位瞬态法目的就是解决反演计算问题。首先研究了一维瞬态热传导内外壁温度的线性关系,其次建立了单位瞬态热传导有限元模型,然后通过数值计算实现了由内壁温度计算外壁温度或由外壁温度计算内壁问题双向计算过程,最后通过1组试验数据验证单位瞬态法的正确性,为疲劳监测系统的推广应用奠定了基础。     

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。     

核电厂小支管的模态与振动响应分析

随着核电机组运行年限的增加,小支管的振动疲劳缺陷变得越来越突出,给核电厂的安全、经济运行带来了威胁。因此,为了保障核电厂的安全运行,需要对敏感管的约束结构进行改造和优化。本文以国内某核电厂小支管为研究对象,通过现场实测与理论分析相结合的手段,获得了小支管的模态特性,结合现场实测数据,用谱分析的方法计算得到小支管在运行工况下的振动响应,计算结果表明,该小支管疲劳应力超过了疲劳许用交变应力,即该小支管为敏感管。通过本文的计算分析,不仅准确地判断出了敏感管,更为后续小支管的约束结构改造和优化提供了理论依据。     

核安全设备疲劳分析方法与步骤

以某核电厂稳压器上封头为例,采用ANSYS有限元分析软件,考虑两个有代表性的温度和压力瞬态,同时考虑地震的影响,采用RCC-M规范,进行了疲劳分析,详细说明了核安全设备疲劳分析的方法和步骤。本文为核安全设备及管道系统的疲劳分析与评价提供了参考。     

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。     

“核能动力学会反应堆控制第四次专业会议”部分论文摘要

本文是在完成《秦山核电厂正常瞬态分析与控制系统整定值研究》课题后写成的,旨在研究核电厂关键物理参数在正常瞬态期间的变化规律与相互影响,并根据各控制系统的设计要求与性能指标合理地确定出各调节器的调节参数,使得核电厂控制     

反应堆冷却剂系统辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价

根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝.依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线.在此基础上,对机组运行5 a的瞬变统计次数与设计瞬态次数进行了对比研究,采用优化疲劳分析方法对典型缺陷焊缝进行了疲劳分析与评价.评价结果表明:辅助管道核1级焊缝在核电厂运行10 a内不会发生疲劳失效.     

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F_(en)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F_(en),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。     

核电厂汽轮机详细数值建模研究及其瞬态分析

以岭澳一期核电厂汽轮机部件为原型,利用系统程序RELAP5对其进行详细数值建模研究。通过在100%功率稳态工况下的计算证明,详细的汽轮机数值建模弥补了简化建模中焓值计算误差较大的缺陷。将详细的汽轮机数值建模整合到全范围核电厂热力系统模型中进行瞬态分析,并与岭澳一期核电厂原始实验报告中汽轮机负荷从97%功率水平阶跃变化至87%功率水平瞬态运行工况的数据曲线进行对比。结果表明,稳态模型的焓计算值与电厂实际值误差在2%以内,瞬态模型的分析参数趋势符合电厂实际情况。     

疲劳监测系统在核电厂老化管理及延寿中的应用研究

核级管道热疲劳失效是核电厂金属部件失效的主要形式之一,也是核电厂老化管理及延寿中的关注重点之一。本文采用核电厂疲劳监测系统测得管道的温度数据,掌握其真实的温度影响过程,对监测区域管道的疲劳状态进行评估,实现管道热疲劳状态寿命管理,最终可以为核电厂延寿工作提供数据支持。     

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。     

基于模糊熵的核电站瞬态识别方法

为保障核电站安全经济运行,需及时准确地识别核电站出现的异常。本文通过处理关键变量的时间序列数据,对瞬态过程进行识别：利用模糊熵度量时间序列复杂度的能力,判断系统是否处于正常状态;进而利用互模糊熵度量两时间序列相似度的能力,对出现的瞬态进行类型识别。利用模块式高温气冷堆核电站仿真机的数据验证了本方法的可行性和有效性,结果表明本文方法可有效进行瞬态识别,且不需复杂的训练过程。     

核电厂可修设备失效数据的处理方法

针对核电厂设备可靠性评估对失效数据处理的需求,基于统计的经典寿命数据处理方法分析了核电厂可修设备失效数据处理中的缺点,提出应用基于威布尔( Weibull)过程的数据处理方法处理可修设备现场数据,并以某核电厂定子冷却水用泵失效数据为例进行了实例计算,对两种方法处理结果进行了比较分析.计算证明,引入威布尔过程拟合数据处理...