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通过有限元方法,对中国实验快堆(CEFR)堆容器进行了瞬态热应力分析.采用ANSYS软件的轴对称单元对堆容器进行了热辐射、传导、对流的瞬态分析及热应力分析,得到了堆容器和在每个时刻的温度场及热应力,并对其进行安全评估,保证堆容器的安全.
中国实验快堆堆容器瞬态热应力分析
【摘 要】
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通过有限元方法,对中国实验快堆(CEFR)堆容器进行了瞬态热应力分析.采用ANSYS软件的轴对称单元对堆容器进行了热辐射、传导、对流的瞬态分析及热应力分析,得到了堆容器和在每个时刻的温度场及热应力,并对其进行安全评估,保证堆容器的安全.
【机 构】
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中国一重集团大连设计研究院(大连开发区)
【出 处】
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第十二届全国反应堆结构力学会议
【发表日期】
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2002年3期
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秦山核电厂反应堆辐照监督管(ISC)改造设计中进行了全面的力学和材料分析研究.包括ISC结构三维流场(CFD)分析,流致振动(FIV)分析,ISC动态特性试验分析,胀套支承设计分析,以及ISC载荷分析(LA)与应力疲劳分析等.该ISC改造后结构与原结构分析结果相比较表明,其改进设计是合理的.另外,从材料磨损机理与高击疲劳强度关系研究出发,以及流致振动引起结构高周疲劳而产生磨损的机理的半定量分析,找
这是秦山二期600MW核电冷却剂系统管件应力分析的一部分,包括上充、下泄、余热排出管、流量测量接管、输排水管、稳压器喷雾管和安全注射管的接管嘴和主系统6个焊缝的应力分析评定.利用RCC-M规范的B3650提供的简化分析方法计算接管嘴和焊缝的各类应力强度值.利用ANSYS程序分析管道沿壁厚方向的瞬态温度场,然后,利用PCC-M规范提供的方法计算线性温差△Ti和非线性温差△T.在计算中为了节省运算时间
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基于Gurson损伤本构模型,开展了含环向贯穿裂纹管道的弹塑性损伤断裂力学分析的研究.对含环向贯穿裂纹直管在纯弯载荷作用下进行了三维弹塑性损伤-断裂力学有限元计算,并与弹塑性断裂力学有限元计算结果进行了比较分析.
板状元件以其良好的热工性能和紧凑的结构布置被国外的研究堆广泛使用,在国内即将建造的研究堆也把它作为燃料的首选方案.板状元件在结构上不同于棒状元件和球形元件.有其本身的特点,板状元件的完整性是靠侧板把燃料板固定到一体,它们之间的结合性能关系到燃料组件的结构完整性和反应堆运行的安全性.本文结合燃料与侧板结合强度试验.对板状元件的结构完整性进行论述与说明.
介绍了反应堆水池壳钢衬里的力学计算过程.钢衬里在温度升下的热变形问题是一个典型的非线性问题,它包含了非线问题的三种基本类型,即几何非线性,边界条件及材料非线性.本文采用MARC软件对钢衬里的主体结构进行了详细的力学计算.计算中考虑了几何大变形和接触问题,同时假设材料为线弹性和理想弹塑性两种情况.按ASME-III-2-CC篇对钢板和锚固筋进行了力学评价,验证了钢衬里设计的合理性.
秦山一期辐照监督管原结构由于流致振动使支承部位发生微动磨损而失效.本文从原结构的流场,流致振动与材料微动磨损三个方面作半定量的失效分析.流场分析表明,辐照监督管受到垂直和扭转两个方向强的激励力.流致振动分析表明,辐照监督管前两阶转和垂真的低频模态是引直流致振动的内在原因.另外支承与套管连接处产生的微动磨损,由于材料的微动疲劳极限强度下降和疲劳裂纹扩展速率增加,加速了原结构的失效.
本文对中国实验快堆(CEFR)冷却水箱B03A进行了各种工况对应下自重,内压、接管力和地震载荷下的应力分析,并按照ASME等核设备相关规范进行了评定.其中在考虑地震条件下流体的作用时,在刚性壁模型假设的条件下求得简化弹簧一质量模型.采用有限元方法,将简化弹簧一质量模型连接于容器有限元壳单元上.我们可以比较好地模拟水平地震时容器内的液体与容器壁的相互作用.
在核反应堆设计中,为了保证结构的可靠性,将管道双端剪切断裂事故作为设计基准事故.但是,自20世纪80年代以来的理论研究和试验发现,该事故的发生概率非常小,如仍以此作为设计基准事故,则会带来一些得不偿失得问题.如果在设计中采用管道破前漏(Leak Before Break 简称LBB)分析技术,则既可以确保核反应堆的安全,又可以省去一些不必要的设施,降低反应堆的建造和维护费用.本报告即采用LBB技术
中国实验快堆(CEFR)是中国的第一座快中子实验反应堆,预计于2005年在中国原子能科学研究院建成临界.主容器是CEFR重要的一次钠承压边界,为了给出主容器的应力分析计算提供尽可能简化和保守的工况输入,本报造通过计算和分析,在已经确定的30多个设计瞬态工况中选择出了包络性工况,从而大大减少了工况分析和力学计算的工作量,为CEFR主容器的加工制造赢得了宝贵的时间.