最新刊期
      2020 年 第 0 卷 0 期

        抗震和设备鉴定

      • 李晨,钱浩,张锴,谢永诚,徐定耿
        2013, 36(4): 040601. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040601
        摘要：乏燃料贮存格架是用于贮存换料后的乏燃料组件的重要设备,其自由放置在核电厂乏燃料水池中,在地震载荷下的响应属于非线性响应,包含了各种复杂的运动:滑移、碰撞、扭转、倾覆等。为了准确描述上述非线性响应,本文建立了乏燃料贮存格架整池有限元模型并进行非线性时程分析,考虑了滑移、碰撞、摩擦等影响因素,同时还考虑了乏燃料贮存格架在水池中的流固耦合效应。通过时程分析得到了乏燃料贮存格架在地震载荷下的位移、载荷等计算结果。该方法可用于乏燃料贮存格架的抗震分析。  
        关键词：乏燃料贮存格架;非线性;时程分析   
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        发布时间：2021-06-03
      • 张庆红,金挺,尚尔涛
        2013, 36(4): 040602. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040602
        摘要：在核电站主设备设计阶段,通常采用反应谱分析方法或时程积分方法对设备进行抗震能力分析。为获得多个间隙造成的地震非线性因素影响,本文以控制棒驱动机构（CRDM）为例,基于ANSYS软件,采用了改进的反应谱方法进行分析,并与时程积分法进行了对比。计算获得CRDM密封壳在各个标高上的剪力和弯矩。结果表明,改进的反应谱法所获结果能体现结构地震动态特性,与时程分析方法结果基本一致,为设备抗震设计提供指导思路。  
        关键词：反应谱法;时程积分法;ANSYS   
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        发布时间：2021-06-03
      • 钱浩,徐定耿,杨仁安,梁星筠
        2013, 36(4): 040603. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040603
        摘要：蒸汽发生器是排出反应堆堆芯产生热量的主要设备,是反应堆冷却剂系统压力边界的一部分。其为抗震I类设备,须对其进行地震反应分析。本文建立了蒸汽发生器地震反应分析模型,地震反应分析模型包含汽水分离器组件和管束组件等内件。两个蒸汽发生器模型与一回路管道和压力容器串联,进行地震反应分析,获得地震载荷下的应力结果。同时,本文还就地震反应分析结果对各参数的敏感性做了研究,其中包括另一台蒸汽发生器、支撑、抗振条设置等的影响。研究结果表明,地震反应结果对设备支撑和抗振条设置特别敏感。本文总结了这些参数对分析和设计的指导性意见,供后续核电站蒸汽发生器设计和研发时参考和关注。  
        关键词：蒸汽发生器;地震反应分析;参数敏感性   
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        发布时间：2021-06-03
      • 赖士刚,孙立斌,张征明
        2013, 36(4): 040604. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040604
        摘要：具有石墨堆芯结构的反应堆类型包括生产堆、石墨水冷反应堆、气冷堆、高温气冷堆等。具有多体结构的石墨堆芯结构在地震激励下表现出与一般土木结构、金属焊接结构或螺栓连接结构所不同的特性。本文综述了在反应堆发展的四个阶段中,不同时期不同国家对石墨堆芯结构抗震的研究方法及成果。气冷堆发展的初期,石墨结构的整体特性研究很少,尚不能满足我们国家建造示范电站的需要。本文阐述了我国在设计、建造和运行HTR-10过程中关于石墨结构抗震的研究思路,并且介绍了HTR-PM项目研究进展以及今后将开展的侧反射层相似理论模拟研究。  
        关键词：石墨堆芯;高温气冷堆;HTR-PM;抗震   
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        发布时间：2021-06-03
      • 杨能仁,徐晓,刘攀
        2013, 36(4): 040605. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040605
        摘要：根据相关理论,对电加热器周围的水进行等效处理,同时根据电加热器的结构和支撑特点,研究电加热器的模型简化方法。使用有限元软件ANSYS,采用梁单元建立电加热器有限元模型,并进行模态分析和谱分析。分析结果表明:电加热器的振动频率在地震激励的主能量区间之外;电加热器在SSE地震作用下的结构强度满足要求。  
        关键词：电加热器;模型简化;模态分析;谱分析   
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        发布时间：2021-06-03
      • 熊光明,邓小云,段远刚,金挺
        2013, 36(4): 040606. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040606
        摘要：压水型核反应堆压力容器的密封性能是保证核电厂安全运行的关键因素之一。为了探索反应堆压力容器密封性能的数值模拟技术,本文建立了CPR1000反应堆压力容器（RPV）密封结构的热弹塑性三维有限元分析模型,考虑了运行期间的载荷及载荷组合,得到了反应堆压力容器在升温、运行和降温瞬态过程中上下法兰的轴向分离量、径向滑移量以及螺栓载荷等。分析结果表明热弹塑性三维有限元密封分析模型能够较好地模拟密封结构的性能。  
        关键词：反应堆压力容器;密封性能;数值模拟;分析技术   
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      • 刘刚,王丰,詹阳烈,谢永诚
        2013, 36(4): 040607. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040607
        摘要：对控制棒驱动机构在地震工况下的落棒性能要求,国内未形成清楚的认识,而AP1000控制棒驱动机构抗震试验需要给出相应的验收准则。本文对国内相关法规和AP1000控制棒驱动机构执行安全功能的具体要求进行了研究,结合国内外已开展的同类试验的结果分析,提出AP1000控制棒驱动机构抗震试验的验收准则应与AP1000安全分析报告中对控制棒驱动机构的安全功能要求一致。室温无流量下控制棒驱动机构抗震试验的验收准则应为地震前与后的落棒时间不超过安全分析报告中确定的限值。  
        关键词：AP1000;驱动机构;抗震试验;验收准则   
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      • 张翟,薛国宏
        2013, 36(4): 040608. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040608
        摘要：压紧弹性环位于压紧部件法兰与吊篮部件法兰之间,将吊篮结构压紧并定位于反应堆压力容器内。本文应用秦山核电站压紧弹性环组件分析时的方法,对AP1000和LPP压紧弹性环采用了解析解和数值解的计算分析方法,并对可能影响预紧分析结果的塑性变形和摩擦因素进行了探讨。最终对秦山、AP1000与LPP压紧弹性环设计方案进行了分析,提出了两种优化方案。  
        关键词：压紧弹性环;堆内构件;变形;刚度;优化   
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        发布时间：2021-06-03
      • 黄文慧,陈学德
        2013, 36(4): 040609. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040609
        摘要：根据18-5临界装置某机柜抗震试验分析的要求,利用ANSYS大型通用有限元程序,建立临界装置厂房结构的有限元模型。在其地基处输入给定的位移时程,对结构进行动力分析,计算得到厂房结构中机柜位置处的位移时程、加速度时程等力学量。用该关键位置处的加速度时程计算其相应的加速度响应谱,分别给出了运行基准地震（OBE）和安全停堆地震（SSE）作用下该厂房标高3.50 m主控制室位置处阻尼比为2%、4%、5%和7%的楼层响应谱。  
        关键词：楼层响应谱;位移时程;加速度时程;运行基准地震;安全停堆地震   
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        发布时间：2021-06-03
      • 朱秀云,潘蓉,李建波
        2013, 36(4): 040610. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040610
        摘要：在集总参数表征的场地动阻抗框架内,国内外主要核电厂抗震设计规范均推荐单一常系数弹簧-阻尼器并联体系表征均质场地动力模型。结合土-结构相互作用数值分析的最新发展,本文以CPR1000型反应堆厂房的集中质量简化模型作为研究对象,基于ASCE4-98规范、RCC-G规范、集10参数等适用于均质场地的集总参数地基模型以及适用于非均质复杂场地的粘弹性人工边界场地模型,开展了直接法和阻抗子结构法两种时程分析方法的对比研究,并将得到的楼层加速度反应谱与SASSI程序计算结果进行对比,互相验证了不同地基动力数值模型以及计算方法的有效性,对于评价核电厂地基适应性具有一定的指导与参考意义。  
        关键词：楼层反应谱;土-结构相互作用;粘弹性边界场地模型;集总参数地基模型;SASSI程序   
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        发布时间：2021-06-03
      • 马渊睿,朱翊洲,王赤虎,谢永诚
        2013, 36(4): 040611. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040611
        摘要：抗震试验是设备鉴定的一部分,AP1000核电设备的抗震鉴定相比于传统抗震鉴定有了新的要求和方法。为满足AP1000核电设备的抗震鉴定要求,本次试验与传统抗震试验有所不同。本文以完成的主控室盘台抗震试验为例,介绍和分析该试验在反应谱、加速度计布置、功能性测试等方面的特殊要求。试验结果表明主控室盘台满足AP1000抗震鉴定的要求。这些特殊要求不仅可保证很好地鉴定试验件的结构完整性和安全功能性,而且能发掘其设计裕量。  
        关键词：AP1000;主控室盘台;抗震试验;特殊要求   
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        发布时间：2021-06-03
      • 宁庆坤,田金梅
        2013, 36(4): 040612. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040612
        摘要：管道是核电站中的重要部件。为了使管道满足规范要求,需要对管道进行应力分析与评定。本文分析了二代改进型核电站1级和2级管道应力分析与评定过程,论述了不同载荷下管道应力的计算方法,并分析了RCC-M规范版本的变化对管道应力分析结果的影响。最后,以岭澳核电站二期工程安全注入系统为例,对管道进行了应力分析与评定,满足了RCC-M规范的设计要求,并输出了支撑载荷、接管载荷、管道位移等接口参数。本文可以为二代改进型核电站管道系统应力分析与评定提供帮助。  
        关键词：管道;应力分析与评定;SYSPIPE   
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        发布时间：2021-06-03
      • 朱翊洲,马渊睿,谢永诚
        2013, 36(4): 040613. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040613
        摘要：主控室盘台具有功能性要求,鉴定结果的可靠性十分重要,必须对分析使用的模型加以验证以确保模型尽可能地还原试验件的真实情况,特别是动态特性的情况。本文通过描述SRO盘台试验件的模型验证流程,简要阐述了在AP1000主控室盘台抗震鉴定中有限元模型验证所使用的方法。验证过程中根据试验的结果对多项模型参数进行了调整。特别考虑到1E级电子元件的鉴定,需要调整时程计算的参数使结果逼近试验结果。通过调整得到的模型可以在质量,整体模态,重要电子元件附近的局部模态以及地震载荷下电子元件附近的反应谱等各个方面和试验结果相匹配。经过验证的模型能够准确地表现出试验件的动态特性,模型能够用于之后的鉴定分析。  
        关键词：设备鉴定;试验与分析;模型验证   
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        发布时间：2021-06-03
      • 李琦,杜建勇,柳琳琳,李天勇
        2013, 36(4): 040614. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040614
        摘要：AP1000是西屋公司开发的先进非能动压水堆。本文描述了AP1000主控室设备（PDSP和SDSP机柜）抗震鉴定试验的试验目的、试验装置、试验方法、试验内容和试验结果。试验目的在于考核设备的刚度、强度以及其在地震载荷作用时和作用后的性能指标。试验在中国核动力研究设计院核级设备鉴定中心进行。试验中通过正弦扫描和白噪声探查了样机三个轴向的固有频率及阻尼比,并采用多频波法在样机的三个轴向同时输入模拟加速度时程激振,利用地震台台面加速度作为控制信号完成抗震鉴定试验。试验结果表明,样机在试验中及试验后结构完整,功能完好,满足规范要求。  
        关键词：AP1000;主控室设备;地震台;抗震鉴定   
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        发布时间：2021-06-03

        流场、流固耦合分析

      • 姚彦贵,宁冬,武志玮,曹明,谢永诚,贺寅彪,姚伟达
        2013, 36(4): 040615. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040615
        摘要：堆芯熔化严重事故下保证反应堆压力容器完整性非常重要,高温蠕变失效是堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器的主要失效模式。本文介绍了近年来在假想堆芯熔化严重事故下国内外反应堆压力容器高温蠕变行为的研究进展及现状,着重阐述了在材料高温蠕变试验、缩比模型试验和数值模拟等方面取得的成果,以及国内在RPV结构完整性高温蠕变行为研究方面的最新成果,指出了目前研究中存在的问题并提出开展多轴拉伸试验、三维耦合效应的温度场分析和缩比模型试验等研究方向。  
        关键词：反应堆压力容器;完整性;堆芯熔化;高温蠕变   
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        发布时间：2021-06-03
      • 李鹏,刘彤,周跃民,杨翊仁,鲁丽,郭严
        2013, 36(4): 040616. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040616
        摘要：控制棒组件在事故工况下的落棒时间是保证核电站安全运行的重要参数之一。控制棒组件下落过程中弹性结构会与流体发生耦合作用并引起结构的横向振动,较大的横向振动位移会导致控制棒组件与导向管之间发生相互碰撞并影响落棒过程的计算。为了研究落棒过程中的流致振动及摩擦作用,本文将对落棒过程中的流体-结构横向耦合作用进行分析。首先将控制棒与导向管视为弹性体建立了流体-结构横向耦合振动方程,然后将流体力按性质分别进行计算,并考虑了不同导向管间的相互影响。结果表明落棒过程中的摩擦力并不为零,而且地震工况下的摩擦力较大。本文对落棒过程中的流体-结构耦合作用的分析是合理的,可为现有落棒分析模型起到进一步完善作用。  
        关键词：控制棒组件;落棒过程;碰撞;流体-结构耦合作用;导向管管阵   
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      • 张锴
        2013, 36(4): 040617. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040617
        摘要：传热管流致振动是核电厂蒸汽发生器传热管失效的主要原因之一,在核电厂设计蒸汽发生器时,需对蒸汽发生器传热管流致振动问题进行分析。传热管与支撑板及抗振条之间存在小尺度间隙,这类间隙具有非线性效应,在进行流致振动线性分析时应考虑对间隙进行线性化等效处理。本文从理论研究和模拟分析两方面出发,对传热管与支撑板及抗振条之间间隙对传热管动态特性的影响进行分析。理论和模拟分析可知,传热管间隙对传热管整体振动的作用接近于简支。在进行流致振动分析时,可采用简支代替间隙进行线性分析。  
        关键词：传热管;流致振动;间隙;简支   
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      • 殷海峰,梁兵兵,徐宁
        2013, 36(4): 040618. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040618
        摘要：在破前漏（LBB）技术的应用中,需要计算通过裂纹的泄漏量。本文根据均相非平衡流理论建立了泄漏率的计算模型,并将计算结果与试验结果对比。结果显示,大部分计算得到的泄漏量与实验测量的泄漏量的偏差都在±50%以内,满足工程应用的要求,支撑了LBB的应用。  
        关键词：破前漏;均相非平衡流;计算程序   
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      • 乔红威,李琦,刘志伟,李锡华
        2013, 36(4): 040619. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040619
        摘要：在核电站管道破前漏设计（LBB）过程中,需要对管道的关注部位假设一个贯穿裂纹,然后计算该裂纹在正常运行工况下的裂纹张开位移（COD）以及流体泄漏率,从而验证管道LBB设计准则的适应性。本文介绍了COD以及泄漏率计算的意义,然后探讨了各种计算方法的优缺点和发展方向,最后给出了自主开发程序的验证算例。文中讨论的问题可为LBB技术在我国核电厂中的应用提供参考。  
        关键词：LBB;裂纹张开位移;泄漏率;程序研发   
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      • 夏栓,冯斌,张海军
        2013, 36(4): 040620. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040620
        摘要：AP1000反应堆冷却剂系统的设计中,反应堆冷却剂泵（RCP）直接焊接在蒸汽发生器（SG）腔室封头上。这样的设计使得蒸汽发生器下腔室和主泵入口段的流场复杂化,有可能在蒸汽发生器下腔室出口或主泵入口产生漩涡,从而使得SG出口阻力增大,并影响主泵的长期稳定运行,降低主泵的水力效率。对于该问题,AP600设计过程中做过相关的试验,但试验费用很高,且试验结果的普适性不高,参数和设备尺寸稍有修改则试验结果将不再适用。为了解决这个问题,本文考虑采用新一代的CFD数值模拟工具PumpLinx进行研究,分析蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵流畅的耦合情况。考虑到建立主泵三维模型的难度,本文的思路是首先采用Pro/ENGINEER专业造型软件建立蒸汽发生器腔室封头和两台主泵泵壳的三维模型,再采用CFX建立主泵叶轮和导叶的模型,然后采用PumpLinx对模型进行整合并划分网格并进行分析,得出主泵和蒸汽发生器耦合部分的流场情况,从而为AP1000设计提供支持。  
        关键词：主泵;PumpLinx   
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        发布时间：2021-06-03
      • 祖洪彪,张锴
        2013, 36(4): 040621. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040621
        摘要：近年来,随着新建核电厂功率的不断提升和在役核电厂的升功率,部分核电厂的蒸汽干燥器出现了疲劳开裂问题。研究认为,该问题是由主蒸汽管道上的阀门腔体中产生了流致声共振而引起的。为了深入了解阀门声共振机理,为解决该问题提供技术依据,本文针对阀门共振腔的声源特性展开研究。采用声固耦合有限元方法进行声学模态分析,采用大涡模拟方法进行流场数值计算。计算结果表明:（1）阀门共振腔与所连接的管道中存在多个声学模态;（2）腔体和管道的几何参数对声模态的影响较大;（3）斯特鲁哈数St在一定范围内会导致峰值激励。模态分析与流体计算的结果基本一致,且与现有理论和试验数据吻合较好。本文工作和结论不仅有助于阀门中声共振机理的研究,也为揭示和解决核电厂蒸汽发生器中声共振引发的疲劳问题打下了坚实基础,具有很好的工程应用价值。  
        关键词：阀门共振腔;声共振;声模态;大涡模拟模型;斯特鲁哈数（St）   
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        发布时间：2021-06-03
      • 李奇,张锴,祖洪彪
        2013, 36(4): 040622. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040622
        摘要：随着核电厂采用提升功率的方式提高发电效益,蒸汽发生器中的干燥器部件容易受到较高的脉动压力载荷而导致声疲劳。本文介绍了蒸汽发生器干燥器声疲劳试验方案:蒸发器上腔室缩比模型研究。利用计算声学软件ACTRAN进行仿真分析,研究试验装置内部声载荷分布特征。研究结果为后续试验测点布置提供技术支撑。  
        关键词：核电;干燥器;声疲劳;ACTRAN   
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        发布时间：2021-06-03
      • 秦洁
        2013, 36(4): 040623. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040623
        摘要：核电主泵上飞轮外侧狭窄流道中的间隙流体受高速旋转的飞轮影响可能会产生泰勒涡的流动现象,从而加速了间隙处流体的热量交换。主泵结构温度场分析需要通过对上飞轮处的流体分析来提供设计输入。本文使用CFX程序对环形间隙中滞流流体的流场及温度场等进行了分析,还探讨了转速和间隙大小对泰勒涡流动形态的影响。得到了等效导热系数和热源等结果。转速和径向间隙的大小可调节上飞轮温度场的分布。  
        关键词：泰勒涡;等效导热系数;热源   
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        发布时间：2021-06-03
      • 于浩,张明,冯少东,郝国锋,翁羽
        2013, 36(4): 040624. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040624
        摘要：为验证反应堆一体化堆顶组件的设计能否满足功能要求,采用计算流体力学（CFD）方法对CAP1000改进设计的一体化堆顶组件冷却系统进行流场分析,获得了冷却系统的流场分布,从而为不同工况下的风机选型要求和一体化堆顶组件冷却系统功能提供了技术支持。  
        关键词：CAP1000;一体化堆顶组件;流场分析;计算流体力学   
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        发布时间：2021-06-03

        断裂力学及缺陷评定

      • 刘畅,梁星筠,钱浩,姚伟达
        2013, 36(4): 040625. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040625
        摘要：通过对某核电厂承压设备在役检查发现缺陷后的处理计算,阐述了基于线弹性断裂力学机理的裂纹扩展的计算分析和评定方法,计算方法中考虑了缺陷深度和长度的耦合作用。并在此基础上,运用Visual C++语言,开发裂纹扩展计算程序。程序内全面考虑了反应堆冷却剂系统（RCS）一次侧设计瞬态、反应堆冷却剂系统二次侧设计瞬态的交变载荷及缺陷初始形状、方位分类等问题,适用范围广泛。本文的计算方法及评定方法为电厂管道在役检修和能否继续运行提供重要依据。  
        关键词：裂纹扩展速率;评定;交变载荷;程序开发   
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        发布时间：2021-06-03
      • 郑斌
        2013, 36(4): 040626. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040626
        摘要：某反应堆压力容器在役UT检查时发现一处缺陷,为确保RPV在服役期限内的结构完整性,有必要进行RPV缺陷的断裂力学分析研究。根据ASME规范,将该缺陷假定为裂纹深度为10.1 mm的环向内表面裂纹,并进行了断裂力学计算及评价。分析内容主要包括计算疲劳裂纹扩展量、评价各种工况下的应力强度因子,载荷为瞬态的温度波动、压力以及焊接残余应力。评价工况包括正常及扰动工况、紧急工况、事故工况。研究结果表明,正常及扰动工况瞬态载荷对RPV筒体浅层内表面裂纹的疲劳扩展作用不明显,40年寿期末的疲劳裂纹扩展量约为0.228 mm。各工况下的应力强度因子均满足规范要求,含缺陷的反应堆压力容器可以继续服役,无需修补。  
        关键词：应力强度因子;压力容器;断裂;评定   
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        发布时间：2021-06-03
      • 李铁萍,张春明,马帅
        2013, 36(4): 040627. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040627
        摘要：我国在役和新建的大部分核电厂在主管道上应用了破前漏技术,针对该技术ASME采用净截面屈服准则对完全塑性断裂进行缺陷评定,大量研究表明,净截面屈服准则高估了结构的承载能力。本文采用有限元方法模拟了含内表面裂纹的核级管道在内压作用下的变形过程,并利用裂纹前沿J积分随内压变化的曲线特征确定了含裂纹管道的初始塑性失效载荷。随后,将初始失效载荷的计算值与ASME规范定义的理论值相比较,结果表明理论解高估了结构的承载能力。最后,评价了ASME-BPVC-XI规范中A级使用限制对应的允许薄膜应力的适用性。  
        关键词：核级管道;表面裂纹;初始塑性失效载荷;ASME-BPVC-XI规范   
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        发布时间：2021-06-03
      • 王海涛,王国珍,轩福贞,涂善东,刘长军
        2013, 36(4): 040628. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040628
        摘要：异种金属焊接接头是核电系统内部易损部件,为保证其安全使用,需要对其进行准确的完整性分析。为了理解含缺陷异种金属焊接接头的断裂表现,确定现有程序对异种金属接头评定的适用性。本文对镍基合金52M异种金属接头不同位置裂纹的三点弯曲试样进行了断裂试验。发现试样的裂纹扩展阻力及路径不同,且裂纹路径总是向低屈服强度材料侧偏转。得出裂纹路径的偏转主要由裂尖材料强度失配控制,而非韧性失配控制。对于扩展路径有偏斜的裂纹,其J-R阻力曲线反映的是沿裂纹扩展区材料的表观断裂阻力,而非初始裂纹尖端区材料的本质断裂阻力。在不考虑焊接热影响区、界面区及内部影响区断裂阻力的情况下,采用现有程序去评定含缺陷异种金属接头,将产生非保守或过于保守的评定结果,且在多数情况下,得到非保守的评价结果。  
        关键词：异种金属焊接接头;J-R阻力曲线;裂纹扩展路径;完整性评定   
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        发布时间：2021-06-03
      • 李曰兵,金伟娅,包士毅,高增梁,雷月葆
        2013, 36(4): 040629. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040629
        摘要：为探索适合我国核电站反应堆压力容器（RPV）在承压热冲击（PTS）条件下基于概率断裂力学（PFM）的结构完整性评定方法,本文以含周向内表面裂纹圆筒体为对象,研究其在PTS条件下的响应和结构完整性评定方法。首先基于有限元计算,确定了在PTS条件下沿壁厚的热应力场分布,并在此基础上计算了裂纹尖端应力强度因子;继而将裂纹深度、材料断裂韧性、材料屈服强度等视为随机变量,用R6失效评定图和线弹性断裂力学等方法进行了PTS条件下裂纹启裂评定,基于Monte Carlo方法开发了示范性评定软件,分析了各随机变量对其失效概率的敏感性。  
        关键词：概率断裂力学;承压热冲击;反应堆压力容器;MonteCarlo模拟   
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        发布时间：2021-06-03
      • 王东辉,张亚平,钟志民,李锴,张静
        2013, 36(4): 040630. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040630
        摘要：反应堆压力容器结构完整性是核电厂运行及延寿时需重点关注的问题之一。特别是承压热冲击（PTS）工况下反应堆压力容器结构完整性的验证工作对电厂能否安全运行有重要意义。为验证AP1000反应堆压力容器的结构完整性,本文简要阐述了AP1000反应堆压力容器进行确定性结构完整性分析的必要性,并对压力容器在典型PTS瞬态下的结构完整性进行了评价。分析评价采用概率断裂力学软件FAVOR中的FAVLoad模块进行,并应用IAEA-TECDOC-1627中的基准考题对该模块进行了验证,最后对AP1000反应堆压力容器进行了确定性结构完整性评价。评价结果表明,AP1000反应堆压力容器寿期末实际RTPTS值低于假想PTS瞬态对应的限值。反应堆压力容器在典型PTS瞬态下的结构完整性可以保证,同时也说明采用FAVLoad模块进行反应堆压力容器确定性结构完整性评价的方法可行。  
        关键词：AP1000;反应堆压力容器（RPV）;PTS;结构完整性   
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        发布时间：2021-06-03
      • 梁兵兵,石望,李岗
        2013, 36(4): 040631. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040631
        摘要：随着LBB技术的发展和应用推广,可运用详细的裂纹扩展分析技术,通过周密的分析论证,以证明带缺陷管系在使用寿期内同样能够满足SRP3.6.3中关于LBB技术应用的、与泄漏探测能力、裂纹稳定性和载荷相关的裕量要求。在这种前提下,一些额外的分析就必不可少。其中之一即为需要考虑载荷对称中心与裂纹对称中心不重合情况,即所谓的非中心裂纹,对LBB技术应用的影响。本文以压水堆核电厂中DN150、DN350和DN550管径的核1级高能管道中非中心裂纹为研究对象,先从偏心角度对裂纹张开面积的分析着手,进而研究其对泄漏率分析与裂纹稳定性分析的影响,并对非中心裂纹对LBB技术应用的影响做了综合性的分析总结,为今后含缺陷管道应用LBB技术的分析提供参考与借鉴。  
        关键词：LBB;非中心裂纹;张开面积;穿透裂纹;泄漏裂纹   
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        发布时间：2021-06-03
      • 祁涛
        2013, 36(4): 040632. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040632
        摘要：管道非中心裂纹和中心裂纹扩展规律有所不同,有必要进行研究。目的是得到管道内表面非中心裂纹的扩展规律和路径。采用有限元软件ABAQUS,建立了含非中心内表面裂纹管道的三维线弹性有限元模型,利用Paris公式分析了裂纹的扩展行为。结果是得到了管道内表面非中心裂纹在不同载荷作用下的扩展规律和路径,以及裂纹偏移角度对裂纹扩展的影响,并将计算结果和中心裂纹的分析结果相比较,研究两种裂纹在扩展上的差异。结论为在LBB分析中,泄漏裂纹计算时应考虑裂纹的偏心的影响,裂纹稳定性分析中则无须考虑裂纹偏心。  
        关键词：破前漏;非中心裂纹;裂纹扩展   
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        发布时间：2021-06-03
      • 周继云,张维,栾兴峰,朱光强
        2013, 36(4): 040633. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040633
        摘要：弯管作为核电站管系中重要的组成部分,其压力边界的完整性直接影响到核电站的可靠运行。因此,对含缺陷的弯管区进行相应的分析来评价其是否满足安全性要求很有必要。分析评价用到的主要断裂力学参数是应力强度因子K和J积分。针对管道弯管区断裂力学计算中最为关键的复杂的有限元网格模型,本文提出了一种程序化、分块化的快速的三维建模流程,并给出了其在内压和弯矩作用下的应力强度因子K和J积分计算分析的实例。研究表明,分块化的建模思想可以较为快速地解决管道弯管区断裂力学计算中复杂的建模问题,也可以为建立其他含裂纹的结构有限元模型并进行断裂力学参数KJ计算积累经验。  
        关键词：弯管;裂纹;断裂力学参数;有限元   
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        发布时间：2021-06-03
      • 赵磊,李曰兵,雷月葆,高增梁
        2013, 36(4): 040634. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040634
        摘要：压力容器等大型结构的安全性与初始裂纹的位置及尺寸、材料性能参数等不确定因素有关。概率断裂力学方法将不确定性参量作为随机变量处理,可较好地减小不确定因素对结构完整性评定的影响。本文对含表面半椭圆形裂纹平板进行了拉弯组合载荷作用下的概率断裂力学分析,估算了含表面半椭圆形裂纹平板在拉弯联合加载下裂纹尖端的应力强度因子及J积分值。失效准则考虑了基于线弹性的断裂韧性KIc准则及基于弹塑性的裂纹阻力JIc准则,将裂纹深度、材料性能等参数作为随机变量,采用Monte-Carlo方法计算了不同拉弯组合载荷作用下裂纹板的失效概率,对比分析了不同失效准则及不同拉弯组合系数下裂纹板的失效概率。  
        关键词：概率断裂力学;Monte-Carlo方法;表面裂纹;断裂;联合加载   
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        发布时间：2021-06-03
      • 唐毅,王琪,孙海涛,李平仁,乔维,桂春
        2013, 36(4): 040635. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040635
        摘要：磨损是蒸汽发生器传热管一种常见的缺陷类型,磨损缺陷是影响传热管安全性的重要因素之一,需要根据管材的具体结构尺寸,制定适用的结构完整性评价方法。为了确定含矩形缺陷蒸汽发生器传热管的剩余强度,本文针对含矩形缺陷的传热管试样进行了内压爆破试验,并依据试验结果检验和评价了NB20013、BS7910、API579和Janelle规定的含局部减薄缺陷承压构件中剩余强度系数RSF计算式的精度。分析表明:当缺陷深度比a/t≥70%时,按以上方法评价含缺陷管的安全性时都可能偏于不保守。最后,基于BS7910建立了适用于单个矩形缺陷改进型RSF计算式,其计算值既具有很高的计算精度,又具有满意的可靠性。  
        关键词：剩余强度;缺陷;圆柱形管;管道;评定方法   
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        发布时间：2021-06-03

        疲劳寿命评估及监测系统

      • 刘梓才,喻丹萍,李锡华,卢琰琰,陈学徳,李朋洲
        2013, 36(4): 040636. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040636
        摘要：用以夹代焊为热输出的测试方法,揭示对高温应变片热输出的影响。通过分析热输出的影响因素,对高温应变片在安装试件材料和基底材料线膨胀系数不匹配情况下的热输出测试进行了探索。对悬空、夹持、点焊等各种测试方式下的热输出进行了分析比较,利用各种测试方式的特点得到了各种热输出。结果表明:悬空方式下的热输出可以作为高温应变片安装于基底材料上的热输出,为温度变化速率区别于出厂标定温度条件时热输出曲线的获得提供了依据。夹持方式下的热输出可以作为点焊热输出的替代,实现了以夹代焊,节约了成本,而且实现了逐片标定。悬空和夹持方式下热输出的比较揭示了安装试件材料不匹配时不采用实际安装时的热输出曲线会引起较大的误差。在各种热输出测试方法中,夹持方式可以替代点焊方式,实现热输出的逐片标定,并具有较好的热输出准确性。  
        关键词：高温应变片;热输出;测试方法;夹持   
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        发布时间：2021-06-03
      • 胡丽娜,余华金,王月英
        2013, 36(4): 040637. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040637
        摘要：钠冷快堆在启动和停止过程中会产生大的热应力,多次循环之后容易产生热疲劳损伤,特别是在三通管连接区域。本文将研究不同角度对三通管热疲劳性能的影响。通过ANSYS计算不同角度三通管道的热应力,确定三通管道的热疲劳寿命和疲劳损伤系数。给出了疲劳许用强度与三通管角度的函数关系。结果表明,随着角度的减小疲劳强度降低。此结果对核一级管道设计中选取三通管道的角度具有一定的参考价值。  
        关键词：热疲劳;疲劳强度;三通管;应力集中系数   
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        发布时间：2021-06-03
      • 陈惠亮,姚伟达,曹明,黄庆,薛国宏
        2013, 36(4): 040638. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040638
        摘要：设备疲劳设计中存在诸多不确定因素,而使用概率方法可以辅助设计。为得到某平板封头连接区域疲劳可靠性,本文考虑结构几何尺寸和载荷不确定性,使用可靠性分析方法对其进行疲劳可靠性分析。计算结果表明,几何尺寸不确定因素对结构疲劳寿命不确定性影响不能忽略。同时,提出一种基于6σ概念求解载荷不确定性的疲劳可靠性计算方法,其可与几何不确定性可靠性计算方法结合使用得到综合考虑几何载荷不确定性的结果。  
        关键词：疲劳;可靠性;蒙特卡罗模拟;几何/载荷不确定性   
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        发布时间：2021-06-03
      • 薛国宏,李源,赵飞云,冯少东,于浩
        2013, 36(4): 040639. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040639
        摘要：反应堆堆内构件是反应堆冷却剂系统中的重要设备,其设计结构要求在全寿期内保持高度可靠性。在国内外核电厂运行过程中,曾发生堆内构件因流致振动而出现故障和损坏事件,直接影响了反应堆的安全运行和经济效益。本文以堆内构件防断组件及其支承柱（SCSS）为研究对象,研究其在流致振动载荷和泵致振动载荷下的动态响应,并对结构进行谱分析和谐响应分析。最后根据ASME锅炉及压力容器规范对防断组件及其支承柱各部件进行高周疲劳评定,计算结果表明各部件交变应力强度满足规范限值的要求。  
        关键词：堆内构件;流致振动;泵致振动;高周疲劳   
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        发布时间：2021-06-03
      • 沈睿,曹明,贺寅彪,陶宏新,陈孟
        2013, 36(4): 040640. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040640
        摘要：在设计阶段考虑环境对疲劳的影响是第三代核电站一回路主设备设计的关键技术之一,本文介绍了ASME规范Code Case N-792对轻水堆（LWR）一级承压设备考虑环境影响疲劳时的环境影响疲劳修正系数（Fen）和应变速率ε’的计算方法。建立反应堆压力容器接管的轴对称模型,并根据Code Case N-792的要求对一回路主设备反应堆压力容器接管进行考虑环境影响的疲劳计算,计算时分别采用简化法和详细积分法。对不考虑环境影响的ASME第III卷的疲劳计算结果和Code Case N-792的疲劳计算结果进行对比和探讨。当考虑环境影响后,SCL1截面的疲劳寿命缩短为空气状态下的1/3,SCL2截面的疲劳寿命减少了3/5。  
        关键词：环境影响疲劳;压力容器;Code CaseN-792;LWR   
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        发布时间：2021-06-03
      • 朱光强,廖昌斌,戴兵,桂春
        2013, 36(4): 040641. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040641
        摘要：为了确保电厂的安全运行,随着反应堆压力容器（RPV）服役时间的延长,需要及时评估其由实际运行瞬态导致的疲劳损伤。以RPV的实际运行监测数据为基础,对照设计瞬态,统计了电厂运行以来的实际运行瞬态的种类和发生次数,将各种瞬态组合成完整的运行循环,并采用有限元方法对RPV的典型部件进行了温度场分析和应力分析,在此基础上完成了疲劳评定。计算和评定结果表明,如果电厂以后的运行瞬态与之前的运行瞬态类似,在设计寿期内,RPV中最大的累积疲劳损伤系数与设计计算值之比为0.4967,可见设计瞬态是偏保守的。本文的评价方法可以实现RPV后续疲劳损伤的快速评定和跟踪,评价结果可以为RPV的老化管理工作提供有益参考。  
        关键词：反应堆压力容器;实际运行瞬态;疲劳损伤;老化管理   
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        发布时间：2021-06-03

        可靠性及失效分析

      • 谭晓惠,马建中,刘宇杰,戴振羽
        2013, 36(4): 040642. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040642
        摘要：为了研究316不锈钢在蠕变-疲劳交互作用下的影响,开展保载时间的蠕变-疲劳试验和两级加载蠕变-疲劳试验,后者包括先疲劳后蠕变和先蠕变后疲劳两种蠕变-疲劳交互试验。在上述三种试验数据基础上,对316不锈钢的蠕变-疲劳特性进行分析,并对ASME规范的适用性和安全性进行了评价。本研究对蠕变-疲劳试验、ASME规范应用、第四代反应堆高温结构材料的力学特性研究及相关的评定准则具有参考价值。  
        关键词：316不锈钢;蠕变;疲劳;蠕变-疲劳交互;加载历史   
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        发布时间：2021-06-03
      • 杨杰,王国珍,轩福贞,涂善东
        2013, 36(4): 040643. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040643
        摘要：为提高核电设备缺陷评定的准确性,需要考虑裂尖拘束对材料断裂韧性的影响。如何找出一个统一的参数以表征复合拘束,是目前断裂力学研究的主要问题之一。本文采用有限元模拟的方法,分析了εp等值线所围面积作为统一拘束参数的可行性。结果表明:εp等值线所围面积APEEQ与不同面内、面外拘束条件下材料的断裂韧性都有很好的关联性,因而它可能用来统一地表征复合拘束。用标准试样作参考,基于APEEQ定义了一个新的统一的拘束参数Ap。材料的标称化断裂韧性JIC/Jref与Ap呈直线关系,并与所选择的εp等值线无关。JIC/Jref-Ap直线关系对于材料是唯一的,不同材料的JIC/Jref-Ap直线斜率不同,斜率大的材料对拘束更敏感。该直线可能用于评价实际结构中不同拘束条件下裂纹缺陷的安全性。  
        关键词：面内拘束;面外拘束;裂尖等效塑性应变;GTN损伤模型;断裂韧性   
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        发布时间：2021-06-03
      • 李光福
        2013, 36(4): 040644. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040644
        摘要：压水堆核电站中低合金钢压力容器接管和不锈钢主管安全端的连接是个异材焊接件,位于压力边界的关键位置,在一回路高温水环境中服役。90年代以来,美国、瑞典和日本等国家若干压水堆核电站的异材焊接件发生了在一回路高温水冷却剂环境中的破裂失效事件。本文简要综述了国内外涉及该问题的典型案例、工程解决办法和相关研究。相关失效分析采用了无损探伤、裂纹和显微组织观察、有限元分析等方法。结果表明这些失效案例的原因主要是一回路高温水环境中应力腐蚀破裂（PWSCC）。600类镍基合金如82/182合金的焊接件对PWSCC敏感,而690类镍基合金如52/152合金的焊接件有优秀的PWSCC抗力。最后对相关研究方向做了展望。  
        关键词：压水堆核电站;压力边界;异材焊接件;高温水环境;失效;应力腐蚀破裂   
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        发布时间：2021-06-03
      • 谢晴瑜,陆道纲,钱昕,洪阳,党俊杰
        2013, 36(4): 040645. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040645
        摘要：高温蠕变性能是反应堆材料性能评价的一个重要指标,为降低试验成本、辐射剂量及加强辐照试验的穿透度,用非常规微小试样已成为试验研究的趋势。用微小片状试样进行高温蠕变试验。为避免高温氧化对材料性能数据的影响,用自主设计改进的带氩气保护装置的高温蠕变机,研究超临界水堆包壳候选材料镍基合金C276在氩气保护条件下的高温蠕变行为。根据实验数据得到不同应力水平下的高温蠕变曲线,分析蠕变机理,评价材料的蠕变性能。  
        关键词：蠕变;镍基合金C276;超临界水堆;微小试样   
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        发布时间：2021-06-03

        计算力学和应力分析

      • 朱焜,陈惠亮,于浩
        2013, 36(4): 040646. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040646
        摘要：在反应堆设备系统分析时如何准确模拟其中的非连续结构一直是个难点。为了研究和准确模拟堆内构件吊篮定位板的非线性特性,通过ANSYS软件建立吊篮、堆芯围筒和吊篮定位板接口的有限元模型,研究吊篮定位板的非线性分析技术,得到吊篮定位板的弹塑性变形特性,并为反应堆设备系统模型提供输入。文中使用的方法对于非连续结构接触变形问题的非线性分析具有一定的借鉴意义。  
        关键词：吊篮定位板;非连续结构;非线性接触分析;ANSYS   
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        发布时间：2021-06-03
      • 唐雨建,宁庆坤,弓振邦,刘树斌
        2013, 36(4): 040647. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040647
        摘要：非能动氢复合器是核电站重要的安全屏障,能够避免核电站因氢气积聚而引发的燃烧和爆炸。在福岛核事故之后,国内外核电站更加重视非能动氢复合器的作用。本文主要研究非能动氢复合器在地震和LOCA工况下的应力状态。利用有限元软件ANSYS建立模型,合理考虑LOCA工况下气流载荷对结构的影响,最后按照RCC-M规范进行评定。结果表明,该结构满足RCC-M规范的相关要求。本文可以为非能动氢复合器应力分析与评定提供参考。  
        关键词：非能动氢复合器;ANSYS;应力分析;RCC-M   
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        发布时间：2021-06-03
      • 李源,贺寅彪,廖剑晖,黄庆,沈睿
        2013, 36(4): 040648. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040648
        摘要：在AP1000反应堆系统中,很多设备具有承压的功能,其密封性能直接关系到系统能否正常运行,因而密封失效是较之弹塑性失效、疲劳失效等更为基本的失效形式。在ASME规范中采用的密封结构设计方法是华脱尔斯法,此方法采用了一些保守的经验和假设,无法对密封结构处的变形和应力进行细致的计算。本文采用ANSYS有限元分析软件对核承压设备典型的密封结构进行了建模计算,提出了在有限元模型中螺栓预紧力和垫片的等效处理方法,能够对密封结构处垫片的回弹量、法兰的变形及应力分布进行预测。模型分析了采用华脱尔斯法进行密封设计时的设计余量,得到了垫片回弹量与设备内压之间的关系,对于核级承压设备密封结构的设计具有一定的借鉴意义。  
        关键词：密封结构;有限元分析;法兰;垫片   
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        发布时间：2021-06-03
      • 李启明,唐忠锋,傅远,王纳秀
        2013, 36(4): 040649. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040649
        摘要：反应堆安全是任何核能系统开发与设计的重要组成。冷冻阀是熔盐堆的核心技术之一,其热力学特性直接关系到熔盐堆核能系统的固有安全。本文旨在通过研究冷冻阀的热-结构特性并进行优化,探索可靠的安全设计,提高第四代核能系统的固有安全性,利用ANSYS软件建立了冷冻阀的三维有限元模型,对其关闭状态和开启过程进行了分析研究。结果表明:1)冷冻阀的扁平部位由于内部空间熔盐少,熔盐熔融和冻结容易控制,是实现开关功能和熔盐堆过热安全泄放的核心部位;2)获得了不同因素（如换热系数、加热功率、保温尺寸等）对冷冻阀在关闭状态与开启过程中的温度场及应力大小的影响规律,为冷冻阀的优化设计及安全运行管理提供了依据;3)由于初始模型中部分设计不合理（如保温尺寸和加热功率等）,导致冷冻阀热应力过高,容易引起疲劳损伤,经分析优化和改进后,最大热应力明显减小,综合性能得到很大提高。  
        关键词：熔盐堆;冷冻阀;热-结构耦合;有限元   
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        发布时间：2021-06-03
      • 刘潜峰,薄涵亮,王露
        2013, 36(4): 040650. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040650
        摘要：组合阀由3个直动电磁阀组成,电磁阀的性能直接影响组合阀的性能,从而影响控制棒水压驱动技术的运行性能。而电磁阀线圈的正常运行直接影响电磁阀的工作性能,因此,本文对电磁线圈发热情况进行了研究。运用ANSYS电磁场分析软件,变化输入电流,对直动电磁阀线圈进行了温度场特性分析,并予以了实验验证。结果表明,当电流增大时,温度升高;内壁温度高于外壁温度,中心温度高于边缘温度,其中内壁中心温度最高;线圈最高温度低于其破坏温度;获得了线圈等效导热系数;在考虑误差的条件下,计算分析有较高的准确性。为电磁阀工作参数设计提供了依据。  
        关键词：控制棒水压驱动系统;电磁阀;线圈;温度场   
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        发布时间：2021-06-03
      • 霍昌盛,刘建卫,李韶平
        2013, 36(4): 040651. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040651
        摘要：基于ABAQUS有限元分析软件,对AP1000核电厂中的CA模块转角部位在不同内力工况下进行了详细的有限元分析,分析研究了CA模块转角部位在不同内力工况下的破坏部位及破坏状态,得到了不同内力工况下CA模块转角部位的承载力—位移曲线及极限承载力。分析研究了轴向力对结构模块转角部位的承载力的影响,以及模块中剪力钉的受力特性,对钢板与混凝土的共同受力进行了研究,对结构模块的分析提出了建议。  
        关键词：AP1000;CA转角模块;极限承载力;破坏形态;轴向力;共同工作   
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        发布时间：2021-06-03
      • 李成,刘建卫,山鹰
        2013, 36(4): 040652. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040652
        摘要：核岛厂房的一大特点是模块化设计,以钢板-混凝土模块墙结构取代传统的钢筋混凝土结构。正常情况下,模块墙上需要布置大量的OLP型预埋件以连接其它结构构件,如支撑工艺管道、设备、操作平台等。而对于承受较小荷载的支架,采用OLP型预埋件时,安全裕度过大。为优化设计和简化施工,提出将支架直接焊接到模块墙上,通过计算分析验证其可行性,并给出支架许用荷载值的判断公式,该方法优化了支架设计方法,充分发挥了材料的强度,具有较强的工程应用价值。  
        关键词：模块墙;支架;剪力钉;承载力   
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        发布时间：2021-06-03
      • 储艳春,左绍兵,李成
        2013, 36(4): 040653. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040653
        摘要：AP1000核电项目中采用有限元分析的方法得到预埋板的承载力,并且在分析中需考虑混凝土对预埋件的影响。本文对混凝土和预埋件之间的相互作用进行研究,基于半空间体在均布压力作用下任意点变形的弹性计算理论,结合美国核安全混凝土设计规范ACI 349锚固计算方法,推导出了预埋板和混凝土两者之间的相互作用关系系数,为AP1000核电项目预埋板有限元分析参数的取值提供了重要的理论依据。  
        关键词：AP1000;预埋板;混凝土;相互作用系数   
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        发布时间：2021-06-03
      • 金挺,徐晓,熊光明,黄腾飞,邓小云
        2013, 36(4): 040654. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040654
        摘要：使用有限元方法,预先分析控制棒驱动机构（CRDM）管座区域过盈配合产生的预应力场,再通过依次模拟多道焊加热和冷却的过程,开展CRDM管座坡口的焊接残余应力数值模拟研究,分析冷装工艺和多道焊焊接残余应力对CRDM管座的共同作用,分析焊道之间的冷却时间的影响,为工程设计和修复提供支持。  
        关键词：控制棒驱动机构;预应力场;焊接残余应力   
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      • 施少波,张维,栾兴峰,孙玉
        2013, 36(4): 040655. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040655
        摘要：FAC造成二回路管道的壁厚减薄,致使管道的强度降低,当管道减薄到一定程度时,管道会发生破裂,容易引起严重的安全事故。本文针对管道FAC壁厚减薄问题,建立了完整的分析评定路线。重点介绍以API579指导实现的壁厚减薄Level 3评定方法:利用有限元软件ANSYS的APDL参数化建模功能,建立了直管、弯头、大小头的参数化模型,该方法可方便定义管道的几何参数和材料参数、管端载荷和约束,通过直接调用在役检测的壁厚检测数据,自动建立管道的FAC壁厚减薄的真实壁厚模型。并利用极限载荷法评定壁厚减薄管道的强度,实现了API579壁厚减薄体积型缺陷的Level 3评定。  
        关键词：壁厚减薄;参数化建模;Level3评定;极限载荷   
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        发布时间：2021-06-03
      • 唐龙,齐敏,余华金,刘佳
        2013, 36(4): 040656. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040656
        摘要：为提高快堆管道设计的经济性,根据支吊架优化原则,对事故余热排放系统进行优化设计,使管道系统在各种预期的载荷工况下,都能满足ASME设计规范规定的应力限值,并减少阻尼器、弹簧支吊架的使用量。通过对CEFR的事故余热排放系统的优化设计,积累了高温管道支吊架的布置经验,为以后快堆的管道设计打下基础。  
        关键词：事故余热排放系统;支吊架;ASME;高温管道   
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        发布时间：2021-06-03
      • 丁振坤,夏祖讽
        2013, 36(4): 040657. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040657
        摘要：基岩厂址的剪切波速范围定义一直是核电站选址工作的关键问题之一。为了确定可按基底固端边界考虑的硬质基岩厂址的剪切波速,选取了从1100 m/s到3200 m/s剪切波速的几种可能的基岩厂址特性。在这些场地上进行了自由场分析和土-结构相互作用分析,提取岩层反应和结构关键点中的楼面反应谱,并将结果进行比较。通过自由场分析发现,2400 m/s以下场地的地下岩层响应较地面运动都有较大程度的衰减。观察上部结构响应发现,2400 m/s以上的场地结构上反应基本不再发生本质变化。结果证明,可按基底固端边界考虑的硬基岩厂址的最小剪切波速应定义为2400 m/s。  
        关键词：核电厂;SSI;硬基岩;剪切波速   
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        发布时间：2021-06-03
      • 赵永光
        2013, 36(4): 040658. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040658
        摘要：具有良好工作性能的自密实混凝土是钢板-混凝土结构能够实现的前提。自密实混凝土的早期力学性能是钢板-混凝土结构设计的重要参数。本文通过实验的方法对自密实混凝土的工作性能和早期力学性能进行了研究。配制出满足钢板-混凝土结构要求的自密实混凝土,并给出钢板-混凝土结构设计所需的自密实混凝土早期力学参数。研究成果可以指导钢板-混凝土结构内部自密实混凝土的施工以及钢板-混凝土结构的设计和施工。  
        关键词：自密实混凝土;工作性能;早期力学性能   
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        发布时间：2021-06-03
      • 高永建,贺寅彪,曹明,沈睿,陶宏新
        2013, 36(4): 040659. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040659
        摘要：堆芯支承块用以限制堆芯吊篮的周向转动,其结构完整性影响反应堆的安全运行。为保证堆芯支承块的结构完整性,本文建立CAP1000反应堆压力容器下封头、堆芯支承块及部分筒体的三维有限元模型,进行热分析、结构分析、疲劳分析及断裂分析,并根据ASME B&PVC-III-NB-3200和ASME B&PVC-III-1附录G的相关规定对计算结果进行评定。结果表明,堆芯支承块及附近下封头满足上述规范的相关要求。本文所采用的分析方法可应用于百万级以上核电厂反应堆压力容器的堆芯支承块的分析。  
        关键词：反应堆压力容器;堆芯支承块;结构分析;疲劳分析;断裂分析   
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        发布时间：2021-06-03
      • 宋煜,田振强,蔡坤
        2013, 36(4): 040660. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040660
        摘要：核电站中存在着一类特殊的管道穿安全壳部件,即安全壳贯穿件。其分析方法与规范要求不同于管道分析。因而,针对CAP1000电站中带封头的安全壳贯穿件,需要一套方法和流程对其进行计算、分析和评定。本文以CAP1000带封头的机械贯穿件为研究对象,经分析、研究及对比,基于通用有限元软件ANSYS,以及轴对称模型非轴对称加载和既定的载荷组合策略完成计算,基于通用文档处理软件Excel完成评定,并且应用VB软件将整个计算和分析流程界面化,开发了一套针对带封头的机械贯穿件进行应力分析和疲劳分析的应用程序。本文中的分析评定方法和流程以及基于该方法而编写的程序准确、可靠,可极大地提高工作效率。  
        关键词：机械贯穿件;轴对称模型;非轴对称加载;应力评定;疲劳评   
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        发布时间：2021-06-03
      • 高付海,付浩,李楠,杨孔雳,王明政
        2013, 36(4): 040661. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040661
        摘要：快堆燃料组件外套管截面的辐照变形计算对快堆堆芯设计非常重要。本文研究考虑材料辐照蠕变和辐照肿胀效应,利用有限单元法计算外套管截面变形的方法。首先介绍了采用的辐照蠕变和辐照肿胀材料模型,其次给出了通过力学简化模型研究截面变形的理论方法,最后提出一种本构关系应力更新方案,通过将其编入ABAQUS子程序接口UMAT对外套管在压差作用下的截面变形进行了有限元分析计算,并比较讨论分析结果。结果表明有限元方法成功计算出了截面的变形,并在小变形时与理论解吻合较好。研究表明本文提出的本构关系应力更新方案是有效的;变形较大时理论解的偏差增大;内壁角点处应力水平最高,并伴随应力松弛效应。  
        关键词：辐照蠕变;辐照肿胀;有限元;外套管;截面变形   
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        发布时间：2021-06-03
      • 叶志燕,刘建卫,葛鸿辉
        2013, 36(4): 040662. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040662
        摘要：在给定温度曲线和材料热工参数的基础上,采用三维实体单元建立钢板混凝土墙体有限元模型,进行瞬态热分析和热应力分析。计算结果表明,不锈钢面板与混凝土间、剪力钉与混凝土间的温度梯度随着时间先变大再变小;墙体截面的热应力增量随着时间逐渐变小。这为钢板混凝土模块墙的高温力学性能及承载力研究提供参考。  
        关键词：钢板混凝土;有限元模型;温度梯度;热应力   
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        发布时间：2021-06-03
      • 李成,李韶平,刘建卫
        2013, 36(4): 040663. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040663
        摘要：作为世界上最先进的第三代核电技术,AP1000首堆正在中国建造。AP1000核电站厂房的一大特点是模块化程度高,以钢板混凝土模块墙结构取代传统的钢筋混凝土结构,模块墙上需要布置大量的OLP（Overlay Plate）型预埋件以连接其它结构构件,比如支撑工艺管道、设备支架、操作平台、预制构件等,因此预埋件的设计是AP1000结构设计中十分重要的环节。本文介绍了预埋件的有限元分析方法,将开发的GTStrudl命令流模板和基于Microsoft Excel环境下的VBA宏处理程序应用于预埋件的设计,显著提高了工作效率,对工程设计具有一定的帮助和借鉴意义。  
        关键词：AP1000;OLP型预埋件;GTStrudl有限元软件;VBA宏处理程序   
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        发布时间：2021-06-03
      • 左绍兵,储艳春,叶志燕
        2013, 36(4): 040664. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040664
        摘要：模块化设计和建造方法是AP1000第三代核电厂特点之一,但同时也面临着大型模块的吊装挑战。本文基于ANSYS大型有限元计算软件,对AP1000核电厂中大型结构模块CA01进行了吊装工况下的有限元分析,计算了结构的应力和变形,并对构件进行了规范验算。计算结果表明,在合理设置临时支撑的情况下,CA01模块能够安全吊装就位,为大型结构模块的顺利吊装提供强有力的理论支撑。  
        关键词：AP1000;结构模块;吊装;有限元分析   
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        发布时间：2021-06-03

        结构动力学分析

      • 李海龙,孙造占,孙树海,徐宇
        2013, 36(4): 040665. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040665
        摘要：在放射性物质的运输过程中,安全问题至关重要。放射性物质运输审查过程中,运输容器能承受跌落冲击分析是非常重要的内容。本文采用LS-DYNA显式瞬态分析软件,对放射性物质运输容器的跌落冲击分析方法进行了研究。分别考虑了三种跌落方式:水平跌落、垂直跌落和倾斜跌落。针对分析结果,提出了一种按照ASME疲劳相关规范对放射性物质容器进行冲击应力评定的方法。根据该方法,可判断放射性物质运输容器是否满足强度设计的要求。通过分析,该放射性物质运输容器能满足强度设计的要求。  
        关键词：放射性物质;运输容器;跌落冲击;应力评定   
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        发布时间：2021-06-03
      • 许艳涛,祖洪彪
        2013, 36(4): 040666. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040666
        摘要：控制棒驱动机构是核电厂中的重要安全设备。其步跃动作的运行参数包括提升负荷、步距、步速等都是其核心设计指标。本文考虑重力、电磁力、水阻力和弹簧力载荷,建立了步跃运动方程。分别使用有限元方法和解析方法对步跃动作进行了动态模拟分析,获得了包括提升力、速度等时程变化曲线在内的结果,同时讨论了这些结果对设备设计的积极意义。  
        关键词：控制棒驱动机构;步跃动作;数值仿真   
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        发布时间：2021-06-03
      • 勾鸿量
        2013, 36(4): 040667. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040667
        摘要：为评估堆外蒸汽爆炸的压力脉冲对堆腔结构的完整性可能造成的破坏,建立了蒸汽爆炸对堆腔结构影响的评估方法。首先,进行蒸汽爆炸荷载作用下的堆腔结构抗弯和抗剪承载能力的验算;其次,建立了堆腔结构的弹塑性有限元模型,对堆腔结构的动力响应进行了数值模拟,得出了不同土体刚度工况下结构的破坏情况。根据计算结果得出的评估指标,可以判定堆腔底板结构的承载力和完整性,从而对泄漏事故的发生可能性进行判断。  
        关键词：蒸汽爆炸;动力分析;弹塑性模型   
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        发布时间：2021-06-03
      • 周劭翀
        2013, 36(4): 040668. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040668
        摘要：第3代非能动核电站中引入了DN350爆破阀。爆破阀设计中需要计算开阀所需的活塞动能,以确定合适的火药量。使用LS-DYNA程序对活塞撞击切断剪切盖端板过程进行动态仿真计算。计算中建立多部件模型,材料模型考虑应变率影响及失效,应用动态松弛加载内压和螺钉预紧力,建立缓冲组件的等价材料模型,并合理设置接触。计算得到动能,速度和阀体载荷等结果。活塞速度与试验结果吻合较好。计算方法和模型可用于阀门结构的设计及定型。  
        关键词：爆破阀;动力学;LS-DYNA;弹塑性   
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        发布时间：2021-06-03
      • 张锴
        2013, 36(4): 040669. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040669
        摘要：核电厂蒸汽干燥器上裂纹的存在威胁电厂的正常运行,导致电厂计划外停堆和低功率下运行。研究表明,主蒸汽管线中的声共振现象及由此产生的声载荷是造成干燥器严重裂纹失效的主因。由于干燥器结构的复杂性和声固耦合作用,需采用比例模型试验的方法来研究干燥器的声疲劳机理。本文根据相似学第二定理,从弹性力学和声学的基本控制方程出发,推导了蒸汽干燥器声疲劳问题的尺度相似律和声固耦合模型试验的相似比例关系,藉此指导干燥器声疲劳模型试验的开展,确保在模型试验中重现实际电厂干燥器上发生的重要物理现象,为最终开发出干燥器防治声共振的设计和校核方法打下理论基础。  
        关键词：蒸汽干燥器;声共振;比例模型;尺度相似律;声固耦合   
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        发布时间：2021-06-03
      • 冯少东,张明,朱焜,薛国宏,李源,陈惠亮
        2013, 36(4): 040670. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040670
        摘要：堆芯跌落事故会造成堆芯吊篮及支承结构跌落并对压力容器内表面形成冲击,为保证反应堆功能完整性,采用Ludwik扩展来拟合材料应力–应变曲线,考虑堆芯自重、浮力、热膨胀等因素的影响,计算了材料在冷态和热态条件下的应变率,求得堆芯跌落引起的冲击载荷为8294482 N（冷态）和6064537 N（热态）,小于压力容器可承受的许用冲击载荷。求得跌落高度为47.44 mm（冷态）和27.63 mm（热态）,小于堆芯上板定位销与燃料组件有效配合长度。对受压组件进行了稳定性分析,均不发生屈曲现象。评定结果表明堆芯跌落事故不会影响堆芯功能性。  
        关键词：堆芯跌落;Ludwik扩展;曲线拟合;能量吸收   
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        发布时间：2021-06-03
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