反应堆压力容器疲劳时限老化分析研究

基于美国核管会(U.S.NRC)的管理导则RG1.207提出的2种考虑冷却剂环境对设备疲劳寿命的影响评估办法,对比了美国NUREG/CR-6909和日本JNES两大体系不同环境疲劳修正因子(F_en)表达式和边界条件对环境疲劳的影响,对比了F_en和环境疲劳曲线2种分析方法对环境疲劳寿命评估的差异。最后,将考虑应变率历程的详细F_en方法、环境疲劳曲线方法、参数保守取值的F_en方法3种方式都应用于某核电厂反应堆压力容器进口接管嘴部位的疲劳评定中。结果表明,相比环境疲劳曲线的方法和参数保守取值的F_en计算方法,考虑应变率历程的详细F_en方法能更准确评估结构的环境疲劳寿命。     

政府采购实施中的问题和对策思考

由于历史原因,目前,我国的政府采购存在众多问题,笔者结合自身的工作经历,对我国当前政府采购实施现状进行了充分的阐述,并从完善政府采购法律体系、规范政府采购方式、完善监管机制、建立信息公开制度等几个方面提出了相应的改进措施。     

钛合金材料弹塑性修正因子研究

对核级设备的疲劳分析计算通常是采用美国工程师机械学会(ASME)或法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的简化弹塑性疲劳分析方法。进行简化的弹塑性疲劳分析需要确定弹塑性修正因子(Ke)及其相关参数。规范给出了核级设备常用材料的Ke基于大量试验数据拟合的经验公式及其相关系数。但目前,规范并没有提供钛合金材料的这些相关数据。由于试验获取钛合金材料Ke需要耗费大量时间和物力,因此,通过数值分析方法获取钛合金材料的Ke,并验证核级设备常用材料规范提供的经验公式是数值分析方法获取Ke的包络值,同时确定包络的最小保守裕量。以此为依据,确定钛合金材料Ke的表达式及其相关系数,以满足钛合金TA17的简化弹塑性疲劳分析要求。     

反应堆压力容器接管嘴内隅角应力强度因子计算研究

本文针对反应堆压力容器接管嘴内隅角,采用含真实裂纹的三维有限元法对温度与压力作用下应力强度因子的计算进行了研究。以某工程压力容器接管嘴内隅角为例,用含真实裂纹的三维有限元法和目前使用的简化工程算法对压力与热载荷作用下的接管嘴内隅角应力强度因子进行了计算,并对两种方法的计算结果进行对比分析。结果表明:当简化工程算法得到的应力强度因子接近规范限值时,应对热载荷引起的应力强度因子进行详细有限元计算,以规避简化工程算法的不保守性给压力容器带来的快速断裂风险。     

钛合金材料弹塑性修正因子研究

对核级设备的疲劳分析计算通常是采用美国工程师机械学会(ASME)或法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的简化弹塑性疲劳分析方法。进行简化的弹塑性疲劳分析需要确定弹塑性修正因子(Ke)及其相关参数。规范给出了核级设备常用材料的Ke基于大量试验数据拟合的经验公式及其相关系数。但目前,规范并没有提供钛合金材料的这些相关数据。由于试验获取钛合金材料Ke需要耗费大量时间和物力,因此,通过数值分析方法获取钛合金材料的Ke,并验证核级设备常用材料规范提供的经验公式是数值分析方法获取Ke的包络值,同时确定包络的最小保守裕量。以此为依据,确定钛合金材料Ke的表达式及其相关系数,以满足钛合金TA17的简化弹塑性疲劳分析要求。     

压力容器主管道分段焊接变形的数值模拟研究

针对压力容器主管道焊接径向位移过大的问题,采用SYSWELD软件对主管道多层多道焊接进行了数值模拟分析,并研究了3种分段式焊接方案对焊接残余应力和变形的影响。结果表明,计算结果与实验结果较为吻合,验证了数值手段的合理性,采用分段式焊接可有效地降低压力容器主管道焊接过程的径向位移和残余应力,在所研究的3种分段式研究方案中,分段式上下单边焊接方案对焊接径向位移的抑制效果最好。     

石墨垫片密封泄漏率计算方法研究

为完善核级主设备密封分析及设计方法,基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型,对石墨垫片密封接触应力进行了分析研究;结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型;基于理论预测模型计算了设计工况、试验工况和启动瞬态工况下的质量泄漏率,对主要影响参数进行了分析和讨论。研究结果表明,石墨垫片密封接触应力沿周向分布较为均匀,而石墨环沿径向的中间区域接触应力值略低于石墨环两侧;在温度和压力上升瞬态中,密封接触应力随时间呈现出下降的规律,密封质量泄漏率与接触应力呈负相关,增大密封接触应力可以降低质量泄漏率,但降低效率逐渐减小,减小粗糙度可以显著降低质量泄漏率。本文分析方法可为核级主设备密封泄漏率分析和紧密度评价提供重要参考。