摘要：采用总应变控制方法,对压水堆核电厂主管道国产材料Z3CN20.09M进行了室温与350℃温度下的低周疲劳试验研究,获得了材料的疲劳寿命演化规律。采用Manson-Coffin方程、单拉估算模型、拉伸滞后能寿命模型和三参数幂函数公式对该材料的低周疲劳数据进行了拟合。通过寿命预测结果比较发现,除单拉估算模型外,其他几种模型对350℃高温下疲劳寿命的预测结果分散性明显高于室温疲劳。在众多模型之中,单拉估算模型拟合效果较差且预测寿命偏于非保守,而室温下拉伸滞后能法预测精度相对较高,350℃下则采用三参数幂函数法获得的预测效果更好。

摘要：采用主曲线方法的单温度法和多温度法,对国产反应堆压力容器(RPV)材料的预裂纹夏比试样(PCVN试样)和1/2 PCVN试样进行测试分析,获得参考温度(T0)。对试验结果采用尺寸限度常数进行修正,结果表明选择尺寸限度常数为100时修正是合适的。

摘要：为验证一回路关键部件铸造奥氏体不锈钢(CASS)在整个寿期内的适用性,结合CASS部件运行期间的主要老化机理,对核电站铸造奥氏体不锈钢的热老化试验设计进行研究。通过对CASS材料的老化机理分析,结合加速老化试验的基本原理Arrhenius公式,分析了激活能Q、老化温度TS和老化时间t对热老化试验的影响,并得出如下结论:对于核电用CASS部件,热老化的加速老化试验温度建议值最高不超过400℃,试验过程中需严格控制加热温度的均匀性和稳定性,同时需要结合激活能值设计可覆盖设备整个寿期的试验,为准确把握材料的老化特征,需合理设置取样的时间间隔。

摘要：某核电厂汽轮机次末级叶片在运行中发生疲劳开裂,造成停机事故。通过三维照相技术建立叶片几何模型,基于叶根三维模型设计了试验夹具。ANSYS静频计算结果与锤击试验结果吻合良好,证明有限元模型合理;静强度分析表明运行工况下叶根最大静应力区域与失效位置一致。基于动频计算结果及叶片坎贝尔图识别出9阶共振是运行中最有可能的共振模式。通过振动耐久试验模拟了叶根与夹具之间的振动磨损情况,进一步验证了运行中长期9阶共振下叶根与轮槽之间存在接触磨损,接触磨损与振动疲劳效应叠加,促使叶片最终疲劳开裂。

摘要：在航天、核动力发电等工业中,小管道(直径小于2 in(约50 mm))的疲劳断裂失效已成为影响设备安全运行的主要因素之一。然而,在现有的设计与评估规范中,尚缺乏小管道疲劳断裂详细的评价方法与准则。采用管道疲劳性能测试和有限元数值仿真方法,对某焊接小管道进行了疲劳与断裂性能分析。研究结果表明,疲劳性能测试和有限元数值仿真方法获得的疲劳裂纹扩展寿命基本一致,分析案例中,裂纹的疲劳扩展寿命仅占整个疲劳断裂寿命的3%左右,管道的临界失效模式为塑性失稳失效,提高材料的屈服与抗拉强度可有效提高部件的临界裂纹尺寸。

摘要：对管道热冲击应力快速计算方法和核一级设备设计规范(对比RCC-M规范和ASME规范)中管道壁厚径向线性温度分布引起应力分类方法展开研究,探讨了核电厂在线疲劳监测系统中快速、精确计算管道热疲劳应力的方法。以核电厂某典型的管道T型接头为分析对象,分析了基于格林函数快速计算管道热冲击应力响应方法的有效性。研究结果表明,参考瞬态下,格林函数计算结果与有限元数值仿真结果偏差在0.5%范围之内,基于格林函数快速计算管道热冲击应力具有较高的可靠性;参考分析瞬态下径向线性温度分布引起管道轴向最大应力值占设计规范限制3Sm的7.03%,相比ASME规范的设计要求,RCC-M规范的分析准则存在不必要的保守性。

摘要：介绍了分析设计中的应力分类法和弹塑性应力分析方法(直接法),应力分类法仅适用于简单荷载作用下、简单结构的分析设计和校核。与直接法中的两倍斜率等判据相比,应变准则避免了选择变形点位置绘制荷载-变形曲线等潜在人因误差,各国标准也趋于使用应变准则判据。以某核电厂使用膨胀节为例,根据应力分类等准则确定了结构的极限荷载(C_L),并依据应变准则计算了塑性失稳荷载(C_I)。研究案例中,直接法计算的C_L比应力分类法高75%以上;最大应变0.5%准则法简单易行,且其结果与零曲率点法结果一致;依据5%应变准则法更容易获取C_I,且可以使结构的极限荷载提高97.3%。

摘要：采用3-D全尺寸非稳态流固耦合数值分析方法,基于某二代压水堆核电机组实测瞬态工况参数,实现了对瞬态工况下主管道上充管嘴真实温度场和结构场的有效表征,获得了瞬态工况下的疲劳特性。对比基于理想设计工况的传统设计分析方法分析结果,得到结论:采用传统设计分析方法得到的热冲击应力响应更加严苛,疲劳分析结果具备较大的保守裕度,但该方法无法对管嘴不同部位的疲劳严重程度进行有效表征;基于实测瞬态参数的流固耦合计算方法在有效表征管嘴不同区域的疲劳状态的同时,亦有效降低传统设计疲劳分析中过度保守的裕度,为核电站热疲劳敏感区域在役检查工作和运行执照更新提供可靠依据。

摘要：压水堆核电厂稳压器波动管(以下简称“波动管”)存在冷热流体分层的现象,影响核电厂的安全运行。针对波动管热分层运行工况存在不确定性的问题,鲜有基于核电厂真实监测数据的分析研究;对于存在热分层的实际运行瞬态,尚缺乏有效的基于设计瞬态参数的包络方法;同时,对于疲劳损伤较为显著的情况,当前基于疲劳裂纹萌生准则的评定方法存在难以满足长寿期安全运行需求的问题。针对上述技术现状,通过调研国内外学者在波动管热分层研究方面的工作,对有限元数值仿真中的网格划分、材料性能设定、边界条件选择、热分层流动仿真和结构应力响应分析技术等内容进行了探讨。同时,对国内某大型压水堆核电厂真实的运行监测数据进行了分析,梳理了基于设计瞬态信息的疲劳损伤包络分析准则和采用疲劳裂纹扩展的损伤容限分析方法。

摘要：由于施工简单,角焊缝常广泛应用于金属部件的连接之中。角焊缝中存在明显非自平衡的拉伸焊接残余应力,现有的评估规范中尚缺乏明确的应力校核方法。在《钢结构设计规范》等评定规范中,给出的强度计算准则未考虑角焊缝的弯矩载荷和焊接残余应力影响,限制了相关方法的应用范围。基于角焊缝连接件的强度实验测试和理论研究,提出了基于焊缝材料流变应力的强度分析评定的方法。角焊缝连接件强度实验的结果表明,最大拉伸载荷对应的焊缝强度与实验测试抗拉和屈服强度差值的均值较为接近。由此可认为,角焊缝中均匀存在接近屈服应力的焊接残余应力,在加载过程中,角焊缝中应力增加到抗拉强度时发生失效。在纯剪切条件下,角焊缝连接件的最大承载载荷与拉伸载荷作用下的数值接近。在考虑角焊缝材料焊接残余应力的条件下,基于流变应力的角焊缝评定准则中材料评定系数为0.8,并间接给出了在拉伸和弯矩载荷作用下的角焊缝连接件的评定准则。