核动力工程

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新版R.G.1.20《预运行和初始启动试验期间堆内构件振动综合评价大纲》增补的要求简述

姚伟达, 张明, 谢永诚, 梁星筠, 张锴

2011, 32(S1): 1-3.

摘要(25) PDF(0)

摘要:
美国核安全管理委员会(NRC)在2007年发布了新版R.G.1.20《预运行和初始启动试验期间堆内构件振动综合评价大纲》。本文对新版R.G.1.20的编制背景进行了说明,对新版增补的主要内容,包括流致振动分析中采用计算流体动力学(CFD)进行必要的附加分析及对主蒸汽管系(包括管线、阀与干燥器等)声共振问题的评价等要求进行了阐述,通过例举一些典型的流致振动失效原因分析案例说明新版R.G.1.20对核电厂安全运行的重要意义。

关于核安全设备抗震鉴定的监管要求

孙造占, 路燕, 朱秀云

2011, 32(S1): 4-8.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
分析了美国核管会关于设备抗震鉴定的新的监管要求,主要是关于使用经验法更严格的限制条件。在核安全设备鉴定有关规范标准的制定以及核安全监管要求方面提出了建议。随着技术的发展和经验的总结,应及时对规范、标准以及监管要求进行修订,但同时在修订过程中应充分考虑新增条款的可实施性。

高温结构完整性评定规程R5的现状与技术进展

雷月葆, 高增梁

2011, 32(S1): 9-12.

摘要(26) PDF(0)

摘要:
为了保证高温气冷堆的长期连续可靠运行及电站延寿的需要,英国能源公司从20世纪80年代的中央电力局(CEGB)时期开始一直致力于高温部件结构完整性评定技术的研究与发展,其成果均反映在该公司的内部规程——结构高温响应评定规程(R5)中。本文扼要介绍R5规程的发展历史与现状,包括所采用的基本技术以及目前的研究动向和发展规划。

核电站高能管道断裂防甩分析方法研究

丁凯, 李岗, 梁兵兵

2011, 32(S1): 13-17.

摘要(42) PDF(3)

摘要:
以AP1000核电站汽轮机房第一跨主蒸汽与主给水管道为例进行断裂甩管分析,对管道布置进行优化,以减少管道破口,为合理设计防甩约束提供必要的参考数据。采用基于能量平衡的有限差分理论推导以及有限元动力分析计算,对管道甩击动能的分析方法进行了研究,合理计算了作用于防甩靶物的动能。最后通过分析靶击物以确定是否设置防甩装置,并论证了甩管不会对核岛厂房等重要关注构筑物造成不可接受的损伤。

高温气冷堆主蒸汽隔离阀高温蠕变疲劳特性研究

王海涛, 吴莘馨

2011, 32(S1): 18-21.

摘要(22) PDF(0)

摘要:
主蒸汽隔离阀是高温气冷堆二回路的关键设备,其结构完整性对反应堆的安全至关重要。根据ASME锅炉与压力容器规范第III卷第1册NH分卷,对主蒸汽隔离阀阀体的高温蠕变疲劳特性进行研究,分析阀体在高温、高压和地震载荷作用下的应力和变形水平,计算阀体关键部位的蠕变与疲劳损伤程度,并进一步探索阀体寿命对应力类型和水平的敏感性。结果表明,温度是影响主蒸汽隔离阀结构完整性的重要因素;高温蠕变在高温结构损伤量中占有优势比重。

含埋藏缺陷板的断裂力学分析

王文华, 李荣生, 高增梁, 雷月葆

2011, 32(S1): 22-27.

摘要(23) PDF(0)

摘要:
采用三维弹塑性有限元法对拉、弯联合加载条件下含偏置埋藏椭圆形裂纹的平板进行了弹塑性断裂分析,并将缺陷小韧带处的J积分值与参考应力法的估算结果进行了比较。研究发现,当使用整体极限载荷时,参考应力法可能低估有限元J积分值。其原因可能是由于参考应力法中的小范围屈服塑性区修正不能正确反映小韧带在较低外载水平下屈服。

秦山核电厂二期扩建工程稳压器波动管接管嘴弹塑性失稳分析

张世伟, 陈学德

2011, 32(S1): 28-30.

摘要(26) PDF(0)

摘要:
按照RCC-M规范的要求,建立了秦山核电厂二期扩建工程反应堆稳压器波动管接管嘴的1/4模型,进行完全的循环弹塑性分析。文中的载荷循环次数为10次,采用最保守的方法外推接管嘴在循环载荷作用100次后的累积平均应变,即认为11～100步的应变增量与第10步相等,将前10步的累计应变与90个第10步的应变增量相加。计算结果表明:反应堆稳压器波动管接管嘴在最严厉的包络载荷作用下,结构的变形是收敛的,不会发生渐进性变形,即稳压器波动管的设计满足规范要求。

基于Master Curve方法的A508-Ⅲ钢断裂韧性研究

方颖, 李辉, 惠虎, 贺寅彪, 李培宁

2011, 32(S1): 31-34.

摘要(26) PDF(0)

摘要:
进行了国产A508-Ⅲ钢在韧脆转变区的拉伸实验和夏比冲击实验,获得了A508-III钢在此区域的力学性能和夏比冲击功随温度的变化曲线。以夏比冲击功为28 J或41 J所对应的特征温度关联预估Master Curve方法的试验温度,分别采用多温度试验法和单温度试验法获得12.7 mm厚三点弯曲试样[SE(B)试样]的Master Curve曲线,并对其参考温度T₀进行有效性判定。结果表明,采用单温度及多温度法获得的T₀基本一致,国产A508-Ⅲ钢断裂韧性参考温度约为-63℃。

关于LWR设备设计中考虑环境对疲劳影响问题的探讨

贺寅彪, 曹明, 姚伟达

2011, 32(S1): 35-39,97.

摘要(32) PDF(0)

摘要:
介绍了目前世界各国对轻水堆(LWR)一级承压设备考虑环境疲劳影响的研究现状以及美国核管会(NRC)导则RG1.207对新建核电厂时考虑环境对疲劳分析影响的要求,对于如何在新建核电厂设计阶段考虑环境对疲劳影响进行了探讨,同时也对如何在美国机械工程师协会(ASME)规范第III卷疲劳分析方法中考虑环境影响提出建议。

高温部件的分析评价方法

李笑天, 雒晓卫, 何树延

2011, 32(S1): 40-43.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
对现有高温部件的评价标准(ASME-NH、RCC-MR和R5)进行了综述和分析。重点针对ASME规范,通过对比ASME-NB与ASME-NH的分析方法,详细阐述ASME规范对高温部件的评价分析方法,并对高温部件规范的发展进行了展望。

SG蒸汽出口接管组件2种不同有限元模型对比分析

熊光明, 邓小云, 金挺

2011, 32(S1): 44-47.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
应用美国机械工程师协会(ASME)规范附录中的方法将限流器等效为实心结构,并用轴对称模型求解;然后采用三维实体模型进行求解。对2种不同模型所得结果进行了对比分析,比较2种计算方法的优缺点。在解决蒸汽发生器(SG)蒸汽出口接管组件计算分析问题的同时,还论证了采用等效方法处理开孔结构的可行性,以及三维实体模型处理应力集中等问题的合理性。

基于SBFEM的核电厂地基动阻抗数值求解算法研究

朱秀云, 李建波, 林皋, 胡志强

2011, 32(S1): 48-53.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
基于比例边界有限元方法(SBFEM)处理无限域问题的优点,从SBFEM无限域动力刚度控制方程的建立出发,借鉴递推近似算法-连分式求解无限域地基动力刚度矩阵,推导了适用于随激振频率变化的集总参数性质的核电厂地基动阻抗数值求解方法,并通过长方形基坑算例验证了上述算法的合理性。最后,分别以三维半无限均质/分层开挖场地算例的形式,对本文所用方法和基于谐响应的粘弹性场地地基动阻抗数值求解算法的结果进行了比较,验证了其精度的合理性。

高温气冷堆压力容器承压螺栓预紧过程的有限元模拟

张添翼, 万力, 史力, 张传勇

2011, 32(S1): 54-56.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
用结构分析软件ADVENTURECluster对高温气冷堆(HTR-PM)一回路压力容器42个M88承压螺栓的分组、分阶段预紧过程进行数值模拟。预紧分为7组2个阶段进行。数值模拟结果表明:不同组螺栓不同阶段的预紧,对其他螺栓的预紧力会产生不同的影响。

HTR石墨堆内构件应力评价概率论和确定论方法比较

张振声, 孙立斌, 王海涛

2011, 32(S1): 57-60.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
为估算高温气冷堆中石墨构件的预期寿命,采用概率论方法和确定论方法对载荷作用结果进行评价。石墨材料强度的分散性对石墨部件的应力评价具有很大影响。本文取威布尔分布几何参数m为5、10和15计算分析,研究了概率论方法的失效概率和确定论方法应力限制安全系数的对应关系。

HTR-10蒸汽发生器传热管束受力简化模型研究

徐宇, 董建令

2011, 32(S1): 61-64.

摘要(19) PDF(1)

摘要:
清华大学10 MW高温气冷堆蒸汽发生器的传热管采用单头、小弯曲半径的螺旋管组件式结构,要求在正常和事故等多种运行工况下都能保证结构的受力低于一定阈值,防止因为传热管变形过大导致结构失效。本文利用ABAQUS有限元计算程序对该传热管结构在特定工况下的应力分布进行了分析对比,得到不同圈数螺旋管的应力分布规律,验证了传热管结构应力分析简化模型是有效的,可以作为下一步传热管断裂分析时确定载荷的依据。

反应谱分析方法的刚性模态修正计算和程序开发

王艳苹, 张双旺, 弓振邦, 王春明, 刘树斌, 田金梅

2011, 32(S1): 65-68.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
根据核级设备的抗震分析要求,当设备的振动频率低于反应谱刚性截断频率,刚性截断频率前的各阶模态的总参与质量未达到设备实际物理质量的90%时,应进行刚性模态修正。本文研究了刚性模态修正的理论与计算公式,采用APDL和UIDL语言对ANSYS10.0进行了二次开发,编制了适用的刚性模态修正程序,并进行了算例验证。算例验证结果证明了程序的正确性。

含局部减薄缺陷蒸汽发生器传热管爆破压力的数值模拟研究

惠虎, 李志强, 张丽艳, 矫明, 李培宁

2011, 32(S1): 69-72.

摘要(24) PDF(0)

摘要:
蒸汽发生器传热管的局部腐蚀减薄及机械磨损是导致其承压能力降低而破裂的主要原因。本文借鉴极限载荷分析方法,探讨采用有限元数值模拟估算蒸汽发生器Incoloy 800传热管爆破压力(P_B)的工程方法,并在此基础上研究体积型缺陷各向尺寸对传热管P_B的影响规律。

核容器接管许用载荷计算方法探讨

黄庆, 陈孟, 赵飞云, 张丽艳

2011, 32(S1): 73-75.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
以容器为准的计算方法(相对于以管道系统为准的计算方法)是确定核容器接管载荷的2种常用方法之一。本文重点探讨了核安全一级设备许用接管载荷的计算方法和评定准则,并以某容器接管的许用载荷为例对该计算方法进行阐述。

核电厂安全壳隔震减振分析

侯钢领, 陈树华, 李冬梅

2011, 32(S1): 76-79.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
为有效减小地震灾害对核电厂安全壳的影响,基于安全壳的动力特性,从隔震技术原理出发,分析安全壳采用隔震技术的可行性。以某核电厂为对象,对比分析了隔震技术对安全壳的减震效果,并应用优化技术进行了隔震设计。结果表明,采用隔震技术可显著提高安全壳的抗震性能。

5MW低温供热堆厂房结构抗震分析

魏韦, 张征明

2011, 32(S1): 80-82,106.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
为验证清华大学5 MW低温供热堆厂房结构的安全性,对厂房结构进行了抗震分析。利用有限元分析软件SAP2000程序建立了该厂房的有限元模型,简化考虑土壤对结构的影响,通过线弹性方法计算出地震动作用下结构构件的内力,并根据规范计算结构构件的实际承载力,对比内力和承载力以评价厂房结构是否安全可靠。计算结果表明,该厂房框架结构部分构件相对薄弱,在强烈地震动下结构会发生局部坍塌,需要加固。

地震加LOCA下的燃料组件安全分析研究

周云清, 刘家正, 朱丽兵

2011, 32(S1): 83-86.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
在地震或者冷却剂丧失事故(LOCA)工况下,反应堆内燃料组件之间会产生动态的碰撞和冲击。地震加LOCA下的燃料组件安全分析研究的目的,是对极限事故工况下的燃料组件整体性能进行分析评估,以验证燃料组件设计是否满足相关设计准则的要求。地震加LOCA下的燃料组件安全分析研究建立在燃料组件的多项分析模型基础上,包括详细模型、集中质量模型、碰撞模型等。在分析模型基础上,根据某电厂在地震以及LOCA下的载荷输入条件开展的燃料组件安全分析表明,该电厂的燃料组件设计能够满足设计准则的要求。地震加LOCA下的燃料组件安全分析方法研究可为系统、全面地建立燃料组件安全评估体系提供理论指导。

大亚湾核电站继电器机架改造支撑动力时程分析

张晓玲, 孙磊, 李天勇, 李锡华

2011, 32(S1): 87-89.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
为更准确地得到结构在地震作用时的应力响应,本文对大亚湾核电站继电器机架改造支撑结构在水平和垂向地震载荷共同作用下进行动力时程分析,计入继电器机架上、下支撑点处相对位移的影响,并按最不利组合施加于计算模型,得到输出与输入的传递函数,验证计算结果的真实性,为核电厂继电器机架结构支撑改造提供参考。

核电厂稳压器抗震分析方法研究

杨能仁, 钦军伟, 刘攀

2011, 32(S1): 90-92,102.

摘要(22) PDF(0)

摘要:
稳压器是反应堆冷却剂系统中控制一回路压力(超压保护)的重要设备,属于RCC-M核1级及抗震1I级设备。稳压器的抗震性能应从两个方面进行分析评定:一是稳压器的固有振动频率应避开地震激励的最大响应频率区间,二是稳压器在地震载荷作用下的应力强度应低于材料许用应力强度极限。本文使用通用有限元软件ANSYS11.0分析稳压器在正常运行工况和反应堆初始启动工况下的抗震性能。

基于LS-DYNA的主蒸汽管道甩动仿真分析

王春霖, 佘靖策, 褚金华

2011, 32(S1): 93-97.

摘要(33) PDF(2)

摘要:
为真实模拟主蒸汽管道破裂后与拉伸型大间隙约束件(U-bolt)的碰撞过程,准确获得甩击力的整体分布和时程变化规律,基于有限元法进行管道甩动分析,利用通用非线性动力分析有限元程序LS-DYNA建立了主蒸汽管道和U-bolt的有限元模型,对管道破裂后与U-bolt的碰撞过程进行了仿真计算,分析了U-bolt的应力应变分布规律和时程变化曲线,探讨了管道破裂后速度和加速度的变化规律,对于防甩计算中重点关注的U-bolt变形量和甩击力进行了详细计算。结果表明,有限元法得出的甩击力约为动力学分析法计算结果的36%。

基于ANSYS二次开发的反应堆冷却剂系统LOCA非线性动力分析

齐欢欢, 曾忠秀, 张毅雄, 刘文进, 王伟

2011, 32(S1): 98-102.

摘要(32) PDF(0)

摘要:
利用ANSYS程序进行反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)瞬态下的非线性动力响应分析,实现参数化、模块化的高效建模。在此基础上,对ANSYS程序进行二次开发,形成LOCA瞬态动力响应分析用的专用模块。基于ANSYS程序二次开发的LOCA模块的分析结果与专用LOCA分析软件的计算结果基本一致,局部存在一定差异。根据瞬态动力学分析的经验,反应堆冷却剂系统中存在较多非线性因素,该差异在可以接受的范围内。整个计算过程输入格式灵活、建模方便、可视性好、可自动生成报告,可大大提高实际工程分析的效率。

核动力装置典型板壳型支承抗冲击评定方法研究

廖快, 李朋洲, 陈学德

2011, 32(S1): 103-106.

摘要(22) PDF(0)

摘要:
开展核动力装置典型板壳型支承结构模型冲击性能试验,以试验数据为依据进行数值计算分析,初步探索该类结构抗冲击设计规范中强度评定准则的保守性。结果显示,当试验体的弹性名义应力远远高于规范中规定的许用应力值时,试验支承结构仍保持了结构完整性,表明现行支承结构抗冲击设计评价准则存在较大的保守裕量。对现行的板壳型支承结构抗冲击评定方法进行初步研究后,建议对此类结构现行抗冲击设计评定准则修改:保持实际屈服强度不变,在利用NF3200进行联合载荷下的应力计算时,建议将冲击载荷作用引起的冲击应力乘上0.5的系数,计算结果仍有一定的保守性;或保持应力计算式不变,建议将GJB1060.1-1991中实际屈服强度增大到原来的2倍左右。

核电厂管系振动评定方法分析

何超, 袁少波, 喻丹萍

2011, 32(S1): 107-109,124.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
根据ASME OM-S/G-2000 Part 3的要求,通过理论分析及相关经验介绍了选取管道振动测量点的一般原则。推导了几种结构形式管道的振动位移和速度的限值计算式。该方法可作为管道振动评定是否超标的基本准则,适用于对管道可能出现过大的振动应力进行安全监控。

核电厂设备闸门结构强度分析评估

杜坤, 吴高峰

2011, 32(S1): 110-112.

摘要(26) PDF(1)

摘要:
在核电厂运行期间和事故状态下,设备闸门处于关闭状态,与反应堆安全壳一起组成第三层屏蔽,防止放射性物质外泄,是安全壳压力边界的重要组成部分。本文基于ANSYS有限元分析方法和法国《压水堆核电厂机械设备设计和建造规则》(RCC-M)规范理论,对核电厂设备闸门及其支架部件进行了详细应力计算分析,计算分析结果满足RCC-M规范要求。该方法分析全面、正确合理,通过国家核安全局审查。

控制棒驱动机构传热模型的简化及在疲劳分析中的应用

金挺, 张庆红, 熊光明

2011, 32(S1): 113-116.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
控制棒驱动机构承压部件的热环境较为复杂,难以直接分析各种换热方式对热分布的影响。以某型号控制棒驱动机构为例,运用传热学的3种换热形式理论,将控制棒驱动机构的外部换热等效为对流换热,将内部的换热行为等效为导热,简化换热方式进行瞬态热分析,继而采用雨流记数法进行疲劳分析。解决了复杂热环境疲劳分析的难点,达到了简化分析的目的。

重型双孔管夹应力分析与评定

李海龙, 高付海, 李楠

2011, 32(S1): 117-119.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
简要介绍了核电厂厂房中大量使用的重型双孔管夹的材料、结构等参数,并运用有限元分析软件ANSYS建立了重型双孔管夹的有限元模型,计算了重型双孔管夹的分类应力强度、管夹螺栓应力、管夹螺栓连接件应力。与法国的《压水堆核电厂机械设备设计和建造规则》(RCC-M)相关应力评定限制的对比表明,在所承受载荷作用下,重型双孔管夹满足规范对其强度的要求。

基于ANSYS的高温高压管道弯头塑性极限分析

李兴华, 曹雷生, 聂林成

2011, 32(S1): 120-124.

摘要(24) PDF(0)

摘要:
无论管道弯头的失效破坏模式是塑性垮塌还是弹塑性断裂,在安全评定中,管道弯头的塑性极限载荷是一个必不可少的重要参数。在核电厂管道系统设计中,压力与温度是管道弯头的工作载荷,也是管道弯头结构设计时考虑的主要载荷形式。本文利用ANSYS有限元分析软件,将弯头材料简化为理想弹塑性,同时考虑几何非线性,分析得到核电厂安全注入系统中某管道弯头在压力和温度载荷作用下的塑性极限载荷分布规律。

过剩下泄热交换器壳程部分外压稳定性分析

吕爱民, 聂林成, 王明毓, 梁明邦

2011, 32(S1): 125-126,133.

摘要(24) PDF(0)

摘要:
过剩下泄热交换器为核级设备,该热交换器的壳程部分为薄壳体结构,在事故工况下需承受0.5 MPa的外压。对于结构的屈曲分析,可以用RCCM规范第ZIV篇进行分析,但计算结果偏于保守。本文应用ANSYS有限元分析软件对该设备的壳程部分进行了外压屈曲分析。分析结果表明,与RCCM中的方法相比,用有限元法对结构进行屈曲分析的结果更加精确,接近于工程实际。

应急柴油机冷却管道振动控制优化设计

张鲲, 崔赪昕, 乔红威, 林松, 孙磊

2011, 32(S1): 127-130,144.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
大亚湾核电站应急柴油发电机运行时会引起与柴油机连接的冷却水管的强烈振动,为柴油机的运行带来了安全隐患。为了考察通过加装动力吸振器来降低管道振动的可行性,对该方法在应急柴油机冷却管道上的应用效果进行了仿真计算及优化。首先建立应急柴油机冷却管道系统的有限元模型,采用现场实测的管道响应值作为激励条件,施加在管道模型上,计算管道的动态响应。根据计算的响应特征确定吸振器的物理参数,然后采用遗传算法,以管道关键位置的振动响应为优化目标,对吸振器在管道上的安装位置进行优化。数值仿真结果表明,加装吸振器的方法对冷却管道振动有较为显著的控制效果。

反应堆压力容器支承环应力分析和评定

张庆红, 刘攀, 尚尔涛

2011, 32(S1): 131-133.

摘要(21) PDF(1)

摘要:
采用有限元分析软件ANSYS11.0建立反应堆压力容器支承环三维模型。该模型能更为真实地模拟实际工程结构,再现实际工程的边界条件和外加载荷,有效降低模型简化导致的误差。根据RCC-M规范的要求,在反应堆最严重工况下对反应堆压力容器支承环进行应力强度评定。结果表明,反应堆压力容器支承环在反应堆最严重工况下满足RCC-M规范要求。

基于热流固耦合效应的堆芯围筒温度分析方法研究

赵飞云, 黄庆, 朱焜, 张明

2011, 32(S1): 134-136.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
针对堆芯围筒及吊篮结构的固体和流体耦合问题,采用三维实体热单元、三维表面热效应单元及三维耦合热-流体管单元建立有限元分析模型,重点探讨堆芯围筒、吊篮筒体、冷却剂流体热流固耦合的温度分析方法,为堆内构件关键技术研究提供借鉴。

分析流-固耦合问题的ALE有限元平衡迭代算法

刘力菱, 易丽清, 魏泳涛

2011, 32(S1): 137-140.

摘要(31) PDF(0)

摘要:
基于任意拉格朗日-欧拉(ALE)描述下的伽辽金/最小二乘(GLS)有限元法,以流体施加在固体上的耦合作用力为收敛控制参数,建立分析流-固耦合问题的平衡迭代算法;在伪弹性体法的基础上,提出新的网格更新算法,使得流体单元在网格更新过程中始终维持中节点位于单元边中点的直线形态。数值算例分析了质量-弹簧系统在封闭流体中的自由振动,得出因流-固耦合而产生的等效阻尼比、附加质量以及流场的形态。

水平放置圆柱体内液体二维晃动特性分析

卢军, 杨翊仁, 李朋洲

2011, 32(S1): 141-144.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
基于势流理论研究了水平放置圆柱形贮箱内任意充液比液体晃动问题。针对液体自由晃动问题,计算不同充液比下液体的晃动频率,分析液体晃动频率与充液比和腔体半径的变化关系,最后运用Galekin方法求解该边值问题。研究表明,液体晃动第1阶频率随充液比增大而增大,第2、3阶频率则随充液比增加而先减小再增大,并在半充液比附近最小;当填充比很大时,各阶晃动频率都很快增大。与实验数据的对比表明,计算得到的液体晃动频率与实验值符合良好,分析结果可信。

AP1000二次堆芯支承组件流致振动初步分析

钱浩, 谢永诚, 张可丰

2011, 32(S1): 145-148,158.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
运用有限元法建立AP1000堆内构件二次堆芯支承组件的计算模型,进行二次堆芯支承组件的模态分析和未考虑流量分配裙作用的流致振动分析。AP1000二次堆芯支承组件的动态特性和秦山修复后防断支承组件相比,AP1000结构的频率略低于秦山反应堆的修复后结构,而模态振型完全相同。频率降低是AP1000结构相对秦山反应堆修复后结构刚度、质量减小的综合效果。另外,本文探索了考虑结构流-固耦合效应的流致振动分析方法,提出了结构完全建模、简化板结构、单梁模型3种考虑流固耦合的流致振动分析方案。

反应堆冷却剂系统不可隔离滞流分支管热疲劳瞬态的CFD研究

秦洁

2011, 32(S1): 149-151,161.

摘要(24) PDF(0)

摘要:
应用ANSYS CFX程序对反应堆冷却剂系统不可隔离滞流分支管进行了计算流体动力学(CFD)分析。建立了安全注入系统管线、化学与容积控制系统中不投入运行的上充管线及余热排出系统进口管线的计算模型,分析了管线中存在热分层的可能性,研究了阀门泄漏位置、泄漏流量、泄漏流体温度、水平和垂直管段的长度等因素对热分层的影响。结果验证了不同几何结构分支管的热分层机理不同,紊流渗透和阀门内漏冷流体的交互作用引起了上部水平分支管和水平分支管中的热分层;循环渗透和分支管中紊流的回流以及与环境的热传递产生了下部分支管中的热分层。

泵类设备支承结构的传递导纳计算

林松, 张鲲, 孙磊

2011, 32(S1): 152-154.

摘要(28) PDF(0)

摘要:
导纳是结构振动噪声研究的重要内容。本文以泵类设备支承结构的试验模型为计算实例,利用有限元法和统计能量分析计算该模型的传递导纳,并与试验值进行比较,以验证该方法对导纳特性预报的有效性。

核2、3级管壳式换热器管束流致振动分析方法探讨

郎红方, 叶泉流, 陈福龙

2011, 32(S1): 155-158.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
针对核2、3级管壳式换热器水-水无相变换热的实际运行工况,依据TEMA标准,探讨了卡门旋涡、紊流抖动、流体弹性不稳定和声振动引发流致振动的分析方法;给出了在核2、3级管壳式换热器设计中,管束流致振动的判据,并对存在的管束流致振动破坏风险提出了具体的预防措施。

AP1000设备鉴定要求及国内现有试验能力

谢永诚, 王赤虎, 窦一康

2011, 32(S1): 159-161.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
介绍了美国先进非能动压水堆(AP1000)设备鉴定(EQ)的要求,重点对抗震和冷却剂丧失事故(LOCA)鉴定要求作了描述。将AP1000设备鉴定要求与国内从事设备鉴定的主要实验室的能力进行了比较,就目前国内现有试验能力与AP1000设备鉴定要求之间存在的差距进行了分析。

金相分析技术在核设备失效分析中的应用

孙海涛

2011, 32(S1): 162-165.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
核电厂机械设备的失效分析是处理设备运行服役缺陷,保证其安全和运行功能的重要依据。金相分析技术包括光学显微镜、显微硬度、金相复型技术、扫描电镜、透射电镜、电子探针等,在核设备失效分析中得到广泛应用。本文主要探讨各种方法的原理,并结合在核设备实际失效分析案例中的应用展开讨论。

高温应变片热输出测试

刘梓才, 喻丹萍, 卢琰琰, 丛滨, 李锡华

2011, 32(S1): 166-168.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
采用以夹代焊的方法将高温应变片固定在应变片性能参数测试装置上,测试其在升温和降温过程中的热输出、热输出分散度、热滞后等参数。采用专用夹具以夹代焊固定高温应变片,使其在性能参数测试完后仍然能够使用,并改善高温应变片的性能,使其性能参数更加稳定,提高工程应变测试精度和可靠度。

核电压力容器安全端失效评定曲线研究

刘志伟, 王国珍, 轩福贞, 刘长军, 涂善东

2011, 32(S1): 169-172,178.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
建立了典型核电压力容器安全端结构的三维有限元分析模型,对假想存在于焊缝中不同尺寸的内表面周向裂纹进行有限元断裂力学分析,按英国中央电力局的内部规程——含缺陷结构完整性评定(R6)选择3(R6中失效评定图有3种,即选择1、2、3)的方法构建与安全端复杂结构、焊接坡口几何、异种金属接头区复杂材料及裂纹尺寸相关的准确的失效评定曲线(FAC)。研究发现,随裂纹深度和长度的增加,失效评定曲线下移,逐渐靠近R6选择1曲线,最大尺寸裂纹的FAC下移到了选择1曲线之下。说明对于核电安全端中的小尺寸裂纹,用选择1的通用FAC评定将得到过于保守的结果;而对于大尺寸裂纹将可能得到非保守的结果。因此安全端准确的缺陷评定应选择与裂纹尺寸相关的准确的FAC。文中对裂纹尺寸影响FAC的机理也进行了分析。

核电蒸汽发生器管子与管板胀接力学行为与接头性能研究

闫宗宝, 王国珍, 轩福贞, 刘长军, 涂善东

2011, 32(S1): 173-178.

摘要(30) PDF(0)

摘要:
用三维有限元法(FEM)对典型核电蒸汽发生器管子与管板在不同胀接压力下的胀接及拉脱力学行为进行数值模拟,得到了管子与管板接头(以下简称接头)残余接触压力的分布规律以及胀接压力与残余接触压力、接头拉脱力和管子减薄率的关系。结果表明:在靠近管板两侧存在两个高的残余接触压力环带,中间区域沿轴向存在稳定的残余接触压力分布。在壳侧胀接与未胀过渡区管子内表面存在较高的残余拉应力,是引起应力腐蚀开裂的主要因素。在所计算的240～330 MPa的胀接压力范围内,残余接触压力、拉脱力和管子减薄率随胀接压力均增大。计算得到了残余接触压力与胀接压力以及拉脱力与胀接压力的关系式。讨论了胀接压力与接头性能和服役可靠性之间的关系。

核电厂调试期间核级管道振动的测量实施和评价

颜军明, 袁少波, 史庆峰, 陈灿, 徐伟祖

2011, 32(S1): 179-181.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
按照美国机械工程师协会(ASME)规范要求,核电站在预运行及初始启动时(调试期间)需对核级管道进行振动测量。本文以秦山核电厂二期3号机组为例,对机组调试期间核级管道振动测量的试验流程、试验对象、试验工况及试验结果评价等方面进行了详细描述。

石墨砖碰撞动力学特性实验研究

王洪涛, 孙立斌, 王海涛, 史力, 马少鹏

2011, 32(S1): 182-184.

摘要(23) PDF(0)

摘要:
为了研究高温气冷堆中堆芯结构材料制成的石墨砖在地震等载荷作用下的碰撞行为,采用高速光学采集系统拍摄石墨砖的碰撞过程,利用图像处理算法获取碰撞前后的速度、碰撞恢复系数和接触时间等参数,研究了石墨砖在碰撞过程中的动力学响应特性。研究结果表明,碰撞恢复系数随碰撞速度的增大而增大,碰撞接触时间随碰撞速度的增大而减小。

核级石墨材料断裂韧性实验研究

史力, 王洪涛, 王海涛, 孙立斌, 胡玉琴, 姚学峰, 熊超

2011, 32(S1): 185-188.

摘要(26) PDF(1)

摘要:
在ZWick材料试验机上进行不同参数(宽度、厚度、长度、跨距和初始裂纹深度)的单边切口石墨试件的断裂韧性测试,测量石墨材料的断裂韧性和断裂功,分析材料尺寸效应、各向异性和切口钝化效应对材料断裂行为的影响,并采用数字散斑法和电测法相结合的方法测试试件的变形场和应变场。通过实验可得核级石墨材料断裂韧性为0.82～1.27 MPa·m^1/2;在其他参数一定的情况下,石墨材料断裂韧性随宽度的增大而增大、随试件跨距的增大而减小、随着试件厚度的变化不明显、随试件相对切口深度呈非线性变化。

核电厂高能管道LBB分析技术概述

李强, 岑鹏, 甄洪栋

2011, 32(S1): 189-191.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
介绍核电厂高能管道破前漏(LBB)分析技术的发展背景、应用现状和一般分析流程。综述LBB分析技术规范文件和研究文献,并对LBB分析技术中需要解决的问题进行分析。

用小冲杆试验法测试18Cr-ODS铁素体钢的力学性能

钱昕, 陆道纲, 马雁

2011, 32(S1): 192-196,200.

摘要(23) PDF(0)

摘要:
使用小冲杆试验(SPT)法对超临界水冷堆(SCWR)候选材料18Cr-ODS铁素体钢进行力学性能测试。通过分别改变试样厚度、试验加载速率和试验温度,分析其对试验所得载荷-位移曲线的影响,然后确定出适用于18Cr-ODS铁素体钢的试验参数,并进行了试验后所测屈服载荷与常规力学性能测试所得屈服强度的拟合。结果表明,SPT能成功测试ODS铁素体不锈钢的力学性能,测试结果精准。

主泵导致主回路压力脉动的声学分析

蔡坤, 周莹, 花羽超

2011, 32(S1): 197-200.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
从声学角度分析了主回路流体对压力脉动的响应。将声学分析软件计算结果与理论解进行对比,验证了使用软件进行声振动分析的正确性。采用ANSYS程序模拟了核电厂主回路的简化模型,并针对主泵运行工况进行了谐响应分析。计算结果可作为核电厂主设备部件的疲劳分析中泵致振动的载荷值;主回路声振动响应较大的位置可以用于优化主回路设计。

反应堆压力容器加工误差影响分析

谭晓惠

2011, 32(S1): 201-204.

摘要(25) PDF(0)

摘要:
利用通用商业有限元软件ANSYS,采用弹性分析方法对反应堆压力容器下封头过渡段进行应力分析,并采用RCC-M规范予以评定。分别对无加工误差情况,以及过渡段最薄部位减薄3%、6%、10%、20%及30%等5种加工误差情况进行应力分析及评定。分析结果表明:除减薄30%情况下,压力容器下封头结构的应力超出了规范规定的限值之外,其他加工误差情况下,反应堆压力容器下封头过渡段依然能够满足规范的要求。

留言板

2011年第32卷第S1期

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2011年 第32卷 第S1期

2011年第32卷第S1期