Incoloy800蒸发器传热管爆破压数值模拟研究

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:khalista9
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蒸发器传热管的局部腐蚀减薄及机械磨损是导致其承压能力降低而破裂的主要原因,本文借鉴极限载荷分析方法,探讨采用数值模拟手段估算蒸发器传热管的爆破压力,在此基础上,研究了体积型缺陷各尺寸对传热管爆破压的影响规律.
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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.
接触问题是一种高度非线性行为,需要较大的计算资源.为了进行有效的的计算,理解问题的特性和建立合理的模型非常重要.核电站厂房中通常使用大量的管夹,为了使用的安全性,必须进行应力分析与评定.按照RCC-M规范评定管夹.评定结果表明在所承受载荷作用下管夹满足规范对其强度的要求.
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.
阀门是管道系统中不可缺少的设备,阀门失效关系到管道系统的安全问题,其中强度失效是常见的一种失效形式.为了验证中国实验快堆(CEFR)核二级电动截止阀的安全性,通过ANASYS有限元分析方法按照阀门的设计尺寸建立了三维实体模型,并对电动装置进行了有效模拟.最后按照ASME规范第Ⅲ卷要求对核级阀门在各种工况作用下的强度进行了计算和评定.结果表明,所计算电动截止阀设计强度满足规范要求.
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.
核一级管道力学分析有许多特殊的要求,为防止疲劳失效,RCC-M规范规定除应考虑自重、压力等载荷变化导致的应力变化外,核一级管道必须考虑热膨胀和热弯曲应力变化对累积损伤因子的影响.本文以岭澳一期工程辅助系统某管道为例,通过有限元软件和专用管道系统应力分析程序SYSPIPE确定管道在热、压力和机械载荷作用下各瞬态工况应力变化,采用雨流计数法计算累积使用系数进行疲劳分析和评定.
蒸汽发生器蒸汽出口处安装有限流器,其为开孔结构.首先应用ASME规范附录中的方法将限流器等效为实心结构,并用轴对称模型求解;其次采用三维实体模型进行求解.文中对两种不同模型所得结果进行了对比分析,比较了两种计算方法的优缺点.在解决了SG蒸汽出口接管组件计算分析问题的同时,还论证了采用等效方法处理开孔结构的可行性,以及三维实体模型处理应力集中等问题的合理性,为设备的应力分析及结构优化设计提供了依据.
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
法兰螺栓预紧力的均匀分布对于核能、化工等高压密封容器的长期可靠服役具有重要影响.由于螺栓数目众多引起的分析模型大、上下法兰面接触引起的接触非线性、分组分阶段螺栓预紧引起的多分析工况,导致难以采用有限元方法来精确模拟螺栓预紧过程.现代软硬件的发展,使得大规模快速有限元分析能够方便实现.以ADVENTURECluster软件为例,通过对高温气冷堆一回路压力容器42个M88主螺栓的分组分阶段预紧过程进行