基于龄期调整的核电站安全壳有效模量法应用研究

来源 :第十六届全国反应堆结构力学会议 | 被引量 : 0次 | 上传用户:atang2010
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我国目前已建成的核电站均处于沿海地区,海洋性环境容易导致安全壳表面混凝土的徐变、老化,引起预应力系统功能的降低.充分考虑核电站安全壳的特殊性和混凝土的干缩、徐变,基于龄期调整的徐变本构关系,对混凝土徐变计算有效模量理论进行修正,提出基于龄期调整的有效弹性模量计算公式.运用有限元计算软件ANSYS进行模拟,给每一时段赋予材料对应有效弹性模量并计算混凝土的徐变,把徐变问题转化为弹性问题,通过算例验证了此方法在核电站工程中的有效性,为类似工程提供重要的参考.
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对于核电站蒸汽发生器,其中流体流动将不可避免地导致蒸汽发生器传热管的振动,如果振动过大将导致传热管疲劳破裂,所以在蒸汽发生器设计和制造中必须全面分析和预测流致振动,文章首先分析核电站蒸汽发生器结构和热工特征,在分析的基础上,通过一种实用的传热管流致振动计算,可以实现对蒸汽发生器流致振动危险的有效预防,同时给出一个核电站蒸汽发生器传热管计算实例的结果.
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块堆堆芯主容器在运输及吊装过程中的跌落事故通常伴随几何非线性问题,材料非线性问题和接触非线性问题.对主容器动力响应的研究必须同时计入以上影响因素.文中采用4节点薄壳单元Shell163,基于率相关的等向强化材料模型、最大失效应变的破坏判据及显示求解的中心差分法,应用主从接触点搜寻法和罚函数法来模拟跌落过程中主容器的动态响应.计算结果表明,碰撞过程中主容器底封头和锥顶盖部位应力值显著增加且局部出现塑
在核能相关产品和工程的设计过程中,CAE分析越来越成为一项关键技术,ANSYS作为起源于核能行业的高端CAE仿真工具,具有满足核能工业相关规范要求的质量保障,使其在核能行业获得了非常广泛的应用.在核能设施的MCAE结构力学分析领域、CFD流体力学分析领域、以及电磁场和多物理场耦合分析领域等等方面,ANSYS都具有不可替代地位.
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由于安装时遇到一些问题,需要对管道支吊架设置进行优化.对于低温堆长直管道连接设备的情况,管端热推力的影响也会非常大,可以用截断法来限制管端推力降低接管载荷.对柔性较大的管道连接设备的情况,可以使用增加固定支撑的办法来降低接管载荷.对于热胀和地震应力同时很大的情况,可首先满足抗震要求,再设法通过改变管系模型边界等方法释放热膨胀,从而避免采用昂贵的阻尼器,以降低成本.
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对某核安全3级水平安装式金属管浮子流量计按RCC-M进行应力分析与评定.报告内容包括在各种工况下流量计是否保持结构的完整性,即是否满足强度及密封要求.应力分析与评定表明,该流量计满足RCC-M核安全3级设备结构完整性的要求.
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