摘要：针对核电厂疲劳监测系统的裂纹扩展分析需求,遵循《压水堆核岛机械设备在役检查规则》(以下简称RSE-M规范)要求,融入格林函数法与逐循环直接求和法,开发出一种高效的裂纹扩展快速计算方法。通过该算法进行数值模拟,并与传统有限元分析法的结果进行深入对比,实验数据表明:本算法在显著提升热应力计算效率的同时,其裂纹扩展预测精度更加贴近实际工况,为核电厂在役疲劳裂纹监测提供了更为可靠且实用的技术手段。

摘要：为避免抗震鉴定试验用人工时程能谱特性失真,需满足功率谱密度80%包络的要求。从楼层反应谱、傅里叶幅值谱和功率谱密度之间的互相关系入手,开展楼层目标功率谱密度生成方法的研究。分别采用Kaul公式法和SRP3.7.1附录A快速傅里叶变换法,将楼层反应谱和人工加速度时程转换为功率谱密度。通过对比分析不同方法的基本假设和不确定性以及获得功率谱密度的形状、峰值的差异,推荐用生成楼层反应谱的原始响应时程进行快速傅里叶变换的方法作为目标功率谱密度的生成方法。

摘要：通过对格林函数在热应力分析中的应用研究,得到一种结合有限元分析和数值计算进行热应力快速计算的格林函数方法。以核电厂主管道安全注入接管在升温和降温瞬态下的热应力分析为算例,验证该方法的合理性和准确性。同时对比分析格林函数法和有限元分析法的优缺点。

摘要：核电厂运行工况下,反应堆压力容器(RPV)上部堆内支承构件处在一个高速的横向流流场中。在横向流作用下,RPV上部堆内支承构件产生明显的振动。这类振动行为体现在涡旋导致的结构振动和流弹不稳定。研究RPV上部堆内支承构件在横向流作用下的振动行为特性,并根据ASME规范对其进行流致振动分析评定。研究结果表明:特定结构在冷启堆或冷停堆时更容易产生流致振动,而非在满功率运行工况下。

摘要：核电厂安全运行和设备寿命管理已成为核工业领域关注的重要问题，尤其是如何准确地确定超设计寿命电厂的典型设备老化参数（如应力、累积使用因子等）。然而，目前大多核电厂疲劳监测系统都是基于ASME规范研发的，未分析管道内环境对疲劳分析的影响。本文提出了一种满足美国核管会（NRC）RG1.207导则的疲劳监测方案，该方案将考虑环境因素对疲劳分析的影响。同时，新的疲劳评估方法具有通用性，可结合核电厂DCS运行数据，为电厂延寿提供数据支持。

摘要：蒸汽发生器传热管是一回路承压边界中最薄弱的环节,当传热管发生严重降质时,通常采用堵管方式来避免二次侧流体受到放射污染。为克服现行堵管方法带来的高应力和塑性变形,或近程操作带来的人员受高剂量辐照问题,设计了一种新型蒸汽发生器自熔焊焊接堵管堵头,采用数值模拟方法进行了焊接残余应力研究和应力分析评价。结果表明该焊接堵管堵头是安全可靠的。

摘要：核级管道热疲劳失效是核电厂金属部件失效的主要形式之一,也是核电厂老化管理及延寿中的关注重点之一。本文采用核电厂疲劳监测系统测得管道的温度数据,掌握其真实的温度影响过程,对监测区域管道的疲劳状态进行评估,实现管道热疲劳状态寿命管理,最终可以为核电厂延寿工作提供数据支持。