温爽
- 作品数：11 被引量：22H指数：3
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- 相关领域：核科学技术理学建筑科学机械工程更多>>
- 地震载荷对反应堆压力容器疲劳分析的影响被引量：2
- 2016年
- 本文以某核电厂为例,分别依据ASME规范和RCC-M规范,采用有限元软件ANSYS对反应堆压力容器的疲劳行为进行分析计算.在两类规范中,疲劳分析的一个重要差异体现在地震载荷与其他瞬态载荷的组合方式上,因此,本文着重关注地震载荷在压力容器疲劳分析中的影响.疲劳评定主要包括以下步骤:压力容器模型的建立、瞬态计算和疲劳分析.RCC-M规范对地震载荷的处理方式相对保守.但由于地震载荷对压力容器疲劳分析的影响有限,所以两种规范的疲劳评定结果十分相似.最终的疲劳评定结果显示,压力容器的一次加二次应力辐值和累计疲劳使用系数都满足ASME和RCC-M规范中的要求.
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- 关键词：地震载荷反应堆压力容器ASME规范
- IVR条件下外部冷却流道变形的影响因素研究被引量：1
- 2017年
- 当发生堆芯熔化事故时,压力容器外部冷却是保持压力容器完整性及实现熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,简称IVR)的一项重要策略。在高温熔融物的热载荷和内部压力的共同作用下,压力容器外壁面和保温层之间的冷却流道可能发生变形,造成冷却能力的降低,进而威胁到压力容器的完整性。因此,有必要分析IVR条件下压力容器冷却流道变形的影响因素。结果表明,热膨胀是造成冷却流道变形的主要因素。在IVR策略成功的前提下,内压和热流密度对流道变形的影响有限。
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- 关键词：热膨胀
- 熔融物堆内滞留条件下压力容器变形被引量：8
- 2016年
- 熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,IVR)已经成为第三代反应堆一项关键的严重事故缓解策略,而压力容器外部冷却(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)技术则是保证IVR得以成功实施的关键。当发生堆芯熔化时,高温熔融物对压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)下封头的热冲击会导致RPV壁面和由其构成的外部冷却通道的形状发生变化,使局部传热恶化,进而造成IVR的失效。因此,有必要对IVR条件下RPV壁面的变形进行研究。本文利用有限元软件ANSYS对RPV进行了几何建模、温度场分析和力学场分析。结果表明,在RPV外部实现冷却、内部实现泄压的前提下,壁面变形为13.85-18.75 mm。在1 MPa内压的作用下,高温蠕变会使壁面变形随时间增大,但其增量有限。热膨胀是造成壁面变形的主要因素。
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- 关键词：临界热流密度CRITICALHEATFLUX
- 堆芯燃料组件抗震分析简化模型研究被引量：3
- 2017年
- 针对堆芯燃料组件在地震作用下可能发生的结构变形及破坏现象,采用简化方法对燃料组件进行时程分析,计算地震工况下格架所受的碰撞载荷以及应力情况,并将计算值与格架的压塌载荷以及导向管的应力限值进行了比较,从而对堆芯燃料组件的结构完整性进行了评估,为日后堆芯燃料组件结构的抗震性能分析计算提供参考。
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- 关键词：燃料组件简化模型抗震分析ANSYS
- 基于MC方法的小型压水堆全堆计算分析
- 2016年
- 使用蒙卡计算程序MCNP,建立小型压水堆四分之一堆芯几何模型,计算小型压水堆首循环初始装料冷态(20℃)、常压(1.01 bar)下的堆芯反应性、径向功率和轴向功率分布,并与输运+扩散方法程序SCIENCE-V2程序包的计算结果进行对比。结果表明:MCNP程序适用于小型堆堆芯核设计计算,并可与SCIENCE-V2程序包互相验证。
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- 关键词：蒙特卡罗方法
- 堆芯下支承板应力评定等效模型的适用性研究被引量：1
- 2017年
- 针对堆芯下支承板结构在应力分析中由于多孔结构特性所带来的计算困难,结合ASME规范中的计算方法,在假设其适用于等腰三角形孔洞排布方式的基础上,建立了相应的简化等效实心板有限元模型。通过对三维实体模型和等效模型的分析计算,比较两个模型在典型评定路径及孔洞附近实体部位的最大薄膜加弯曲应力,研究该堆芯下支承板等效模型用于应力评定计算的适用性。结果表明:依据ASME规范所建立的等效实心板模型可以作为堆芯下支承板的等效模型应用于相应的应力评定计算中,并且其计算结果具有一定的保守性,可以为后续的应力分析与审核计算提供参考。
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- 关键词：等效模型
- 核电厂主蒸汽管道裂纹稳定性分析
- 了核电厂高能管道破前漏设计中的裂纹稳定性分析方法,以某核电厂主蒸汽管道为对象,利用有限元软件ABAQUS计算了不同裂纹长度对应的J积分,并获得了不同载荷条件下J积分随裂纹长度变化的关系式,最终通过裂纹稳定性分析中的撕裂模...
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- 关键词：核电厂主蒸汽管道
- 核岛屏蔽厂房钢板混凝土等效模型研究被引量：1
- 2017年
- 为了抵御大型商用飞机的恶意撞击,核电站核岛屏蔽厂房的外墙通常设计为钢板混凝土结构,但是由于钢板混凝土在结构形式上较为特殊,常会给设计和审评中的有限元分析计算带来困难。针对实际核电厂核岛屏蔽厂房中的钢板混凝土结构,分别采用单一截面法和分层壳单元法进行模拟,研究分析两种等效方法各自的适用性。结果表明:单一截面法和分层壳单元法均能够有效模拟钢板混凝土的结构形式,并且两种方法各有优点,其中单一截面法在建模和计算上较为便捷,易于操作;而分层壳单元法能够较为细致的分析查看钢板混凝土内部钢板与混凝土各层间的应力分布情况,从而更好的把握屏蔽厂房的安全性。
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- 关键词：钢板混凝土
- 核级管道中环向贯穿裂纹的断裂韧性计算研究
- 2018年
- 裂纹稳定性分析是破前漏技术(LBB)的关键问题之一。在工程设计中,失效评定图法(FAD)广泛应用于管道的临界裂纹长度计算。文章以某核电厂主蒸汽管道材料SA335为研究对象,结合有限元方法与材料损伤模型模拟了SA355管道中环向贯穿裂纹的断裂过程,并得到其断裂韧性K_(IC)。计算结果发现,通过紧凑拉伸试样测量的K_(IC)低估了管道裂纹的断裂韧性,使得评定点坐标K_r容易落在评定曲线包络的区域之外,进而得到较为保守的临界裂纹长度。采用文中推荐的计算方法,可以合理并有效地评价核级管道中贯穿裂纹的裂纹稳定性。
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- 关键词：断裂韧性
- 试样尺寸对核电厂主蒸汽管道断裂韧性的影响研究被引量：2
- 2016年
- 以某核电厂SA335材料主蒸汽管道为研究对象,首先结合SA335的断裂阻力曲线(J-R曲线)试验测量结果,提出了一种方法确定韧性金属材料裂纹扩展模型(G-T模型)中的主要微观参数:初始孔隙率0f和初始孔隙间距D;随后,在有限元计算中引入G-T模型模拟了SA335紧凑拉伸试样的断裂过程,讨论了试样尺寸对于J-R曲线的影响.结果表明:试样厚度一致时,初始裂纹长度大的试样对应偏低的断裂韧性;当试样尺寸整体缩放时,较大尺寸的试样对应偏低的断裂韧性.最后,结合实例说明了试样整体尺寸对于主蒸汽管道临界裂纹长度的影响.
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- 关键词：主蒸汽管道断裂韧性
