反应堆吊篮流致振动理论及计算方法概述

来源 :第十届全国反应堆结构力学会议 | 被引量 : 0次 | 上传用户:cj76680978
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该文首先简要回顾了流固耦合问题的基础理论,并进一步介绍了其在反应堆吊篮流致振动分析中的应用。在已有工作的基础上,总结了反应堆吊篮流致振动理论以及适于工程应用的计算方法。
其他文献
DEM技术(Deepetching,Electroforming,Microreplication)是继硅加工技术和LIGA技术发展起来的一种全新的非硅三维微加工新技术,该技术吸收了体硅微加工技术和LIGA技术的工艺优点与LIGA技术相比,它具有加工周期短,价格低廉等优点,目前利用该技术已获得了微复制模具,并已模压出多种高深宽比塑料微结构。该技术的开发成功。可望成为一项全新的三维微加工技术。
核电站反应堆控制棒驱动机构是控制核反应的关键设备。鉴于反应堆控制驱动机构十分复杂,整个驱动系统均由细长部件组成,对地震瓜敏感以及存在间隙、碰撞、摩擦等因素,须采用足尺试件进行抗震试验验证。试验研究的主要特点:针对我国现有的地震模拟振动台条件,在专门设计的台架顶部安装驱动机构连接管座以模拟压力顶盖,要求台架顶部的地震输入符合给定的地震荷载。检验驱动机在给定地震作用下的安全性和可运行性,得到驱动机构的
该文对ⅡHAЭΓ-7-002-86与ASME-Ⅱ相应部分进行了初步比较(限于PWR),着重讨论了两个规范中差别较大之处:如部件的分级、强度计算方法、抗断裂设计、疲劳分析、安定分析等。
当部件之间存在间隙,在地震载荷作用下产生碰撞。由于间隙之间碰撞刚度往往比结构变形刚度大得多,使动力方程中刚度矩阵出现奇异性,动力问题的求解属于强非线性。当应用“模态叠加法”来解这类问题时,只要合理使用某些参数,可以克服解的收敛性差与CPU叠代计算时间长等缺点。
该文对控制驱动机构进行抗震试验和分析,认为高温气冷HTR控制棒驱动机构在设防烈度地震作用下,能保证其结构完整性和执行安全功能的能力。
该文给出了一种改造的1/4边中节三维20节点等参奇异元和相应的过渡元,用位移法计算了核容器接管内壁管内壁角裂纹应力强度因子K〈,1〉值并分析了其与裂纹和结构尺寸的关系,得到了可供工程应用的简单而又偏安全的计算公式,该文还采用三维光弹冻结切片试验法,证实了计算分析的结果。
美国、法国、俄罗斯各有一套完整的核设备和管道的设计规范。研究俄罗斯规范具有现实意义。该文概述俄罗斯规范(ⅡHAЭГ-7-002-86)的主要内容。比较上述三种规范的基本理论、计算方法间的差别并理解其含义、对于提高我国核设备和管道的设计水平是有帮助的。
该文针对压力管道复杂的缺陷构型及复合加载条件,利用无因次载荷坐标系(N/N〈,cy〉M/M〈,cy〉)对周向面型缺陷压力管道L〈,r〉参量的变化进行了研究,给出了求解L〈,r〉参量精确解的联立方程,并建立了表示复合加载条件下周向面型缺陷压力管道L〈,r〉参量与外加载荷关系的无因次加载方程。基于加载方程,给出了便于工程应用且有较高精度的周向裂纹管L〈,r〉参量的工程近似图解。
该试验企图以有限的若干试验点求得国产Zr-4合金的ASME规范要求的S-N疲劳曲线及相应的参考设计波劳曲线,以校核现推荐采用的由O.Donnel等综合的锆合金S-N设计疲劳曲线对国产Zr-4合金的适用性。为我国自行设计制造的秦山一期和Chashma压水堆核电厂Zr-4合金包壳燃产棒运行寿期内疲劳分析中材料疲劳性能数据O.Donnel彩等的S-N曲线提供依据。试验结果与O.Donnel等的S-N曲线
锆-4合金(Zr-4)是核电厂压水反应堆核燃料包壳使用的材料。根据美国NRC制订的核电厂安全审查大纲第4章4.2节《燃料系统设计》Ⅱ-A-(a)和(b)的要求,对Zr-4进行了常温及高温380℃条件下的静态拉伸试验和疲劳性能试验研究。通过试验研究,获得了常温及高温380℃条件下的(1)应变幅与疲劳寿命的曲线及其关系式;(2)应力幅与疲劳寿命关系式;(3)循环应力~应变特征关系式;(4)循环应力应变