VENUS程序应力结果线性化处理程序V2MB的研发

在反应堆压力容器与锅炉的设计中，国际上比较通用的规范（包括美国的ASME规范、法国的RCC—M规范、日本的JIS规范等）在对设备进行评价时均要求对应力结果进行分类，将应力结果沿壁厚线性化处理，给出薄膜、薄膜加弯曲应力，然后在此基础上完成强度评价。     

论高强度钢在核动力反应堆压力容器中的应用

本文论述高强度钢在核动力反应堆压力容器中的应用前景.着重指出,在技术工艺水平高度发展的今天,限制高强度钢应用的主要障碍不在于材料和制造工艺,而在于现行的压力容器规范:建议改变现行规范规定的取用设计许用应力的方法,修改材料的极限强度对设计许用应力的限制,而代之以针对不同材料和不同类型的容器规定一个合适的材料屈强比要求.     

反应堆主泵抗震强度的三维实体模型计算

用有限元方法做泵的强度验算,一般是使用壳单元．泵的厚度为一个固定值本文通过CATIA软件建立了与真实主泵完全一致的三维模型,使用四面体单元对建立的模型划分有限元网格,克服了采用壳体单元的近似,使模型的计算结果更加可靠计算了反应堆主泵的抗震性能．在地震载荷、温度场的作用下,反应堆主泵的最大Mises等效应力为29.9MPa,根据ASME—III ND3400所确定的该材料许用应力极限值132．825MPa,其完全满足相关规范抗震强度的要求.     

示范快堆堆芯熔融物收集装置的安全分析

针对示范快堆堆芯熔融物收集装置的高温结构完整性问题，采用堆芯熔融物滞留在反应堆压力容器策略有效性评估方法（IVR-DOE10460），建立了316H本构模型、多轴修正以及具体的分析评价方法。通过搜集与分析ASME规范和R66材料数据手册中316H钢相关的材料数据，确定了输入数据。在此基础上，利用有限元分析软件ABAQUS开展堆芯熔融物堆积形态下堆芯熔融物收集装置的应力应变分析，并基于时间分数法与延性耗竭法（应变分数法）对堆芯熔融物收集装置进行蠕变强度校核。有限元分析结果表明：堆芯熔融物收集装置在设计时间内可满足时间分数和应变分数小于1的蠕变强度考核要求，且满足竖直位移小于设计指标的功能性要求。堆芯熔融物收集装置在堆芯熔化严重事故后能保持结构的完整性。     

反应堆压力容器堆芯支承块及附近下封头应力分析和评定

堆芯支承块用以限制堆芯吊篮的周向转动,其结构完整性影响反应堆的安全运行。为保证堆芯支承块的结构完整性,本文建立CAP1000反应堆压力容器下封头、堆芯支承块及部分筒体的三维有限元模型,进行热分析、结构分析、疲劳分析及断裂分析,并根据ASME B&PVC-III-NB-3200和ASME B&PVC-III-1附录G的相关规定对计算结果进行评定。结果表明,堆芯支承块及附近下封头满足上述规范的相关要求。本文所采用的分析方法可应用于百万级以上核电厂反应堆压力容器的堆芯支承块的分析。     

YG-1型运输容器跌落分析与结构优化

利用ANSYS/LS-DYNA程序进行了YG-1型运输容器9 m动态压碎试验的显示动力学分析。根据材料力学试验确定金属材料和非金属材料各项参数,建立合理的有限元模型进行模拟。初步计算结果表明,箱盖上的角钢结构不利于碰撞能量的吸收,导致燃料元件应力过大,不满足ASME规范BPVC-Ⅲ的强度要求。经过对容器防撞结构的重新设计,最终使YG-1型运输容器设计满足ASME规范强度要求。     

聚变堆实验包层模块第一壁温度场及热结构分析

铍相对于众多聚变反应堆的第一壁护甲材料,有着许多优点,这些优点使它和钨及碳基材料一起被选作国际热核聚变实验堆（ITER）第一壁的候选防护材料。对中国氦冷固态增殖剂实验包层模块（CHHCSBTBM）第一壁进行多场耦合模拟分析结果表明,使用表面热负荷模拟分析时,未考虑中子负载情况下,模拟分析结果与其它结果有较大出入,故使用表面热负荷模拟分析时必须考虑中子负载情况。而对第一壁热结构分析表明,铍保护板的应力超过了其许用应力,可以寻找其它铍合金或第一壁护甲材料以满足第一壁护甲材料热结构应力要求。     

反应堆压力容器强度可靠性分析

应用ANSYS有限元程序,采用蒙特卡洛法中的直接抽样法和拉丁方抽样法、响应面法中的中心指数设计抽样法和Box-Behnken矩阵抽样法完成反应堆压力容器强度可靠性分析,给出指定输入条件下压力容器强度的可靠度。结果表明,对压力容器母材可靠度的影响程度由大到小依次为内压、母材许用应力和母材弹性模量;对主螺栓可靠度的影响程度由大到小依次为螺栓材料许用应力、螺栓预紧力和内压。     

中国实验快堆堆容器应力强度计算与评定

概述了中国实验快堆（CEFR）堆容器应力强度的计算与评定过程，重点介绍了在计算与评定中遇到的等效热民率、温度场热应力计算、热冲击计算、套管接管力旋加及复杂结构的粗细网格过渡等设计中需解决的问题。计算与评定结果表明：CEFR堆容器的应力强度满足《ASME规范》和《核电厂抗震设计规范》（GB50267－95）要求。     

碳含量超标情况下的反应堆压力容器快速断裂评价方法研究

按照RCC-M规范对设备进行快速断裂评价时,材料的初始无延性转变温度是重要的输入条件之一。材料中的碳含量超标会影响材料初始无延性转变温度,但目前2者之间还没有定量关系。当反应堆压力容器（RPV）出现碳含量超标时,为保证结构完整性,必须在缺乏定量关系的情况下完成结构的快速断裂分析。本研究对碳含量超标情况下的反应堆压力容器的快速断裂评价方法进行了研究,并以发生碳含量超标的反应堆压力容器堆芯段筒体为例,考虑了筒体的缺陷修复情况,通过反算满足规范要求的最高初始无延性转变温度,对反应堆压力容器堆芯段筒体的快速断裂情况进行了分析评估。该方法可为碳含量超标的压力容器运行和在役检测提供技术支持。      

316不锈钢长时总体一次薄膜应力强度许用值预测方法研究

General primary membrane stress (S_mt ) of material is the important parameter used for the mechanical analysis of high temperature reactor design, and the data of Smt at 300000 hours in the ASME code and RCC-MR code cannot meet the needs of long-life nuclear reactor design. Based on the data of allowable stress intensity (S_t), expected minimum stress-to-rupture (S_r ) and stress rupture factors (R ) at 300000 hours in the ASME code, the Smt at 500000 hours of 316 stainless steel base metal and weld required by long-life reactor design are obtained successfully by Larson-Miller extrapolation model.     

Comparison of near threshold fatigue crack growth data by Kmax-constant method with the post-construction codes

In this paper we obtain near threshold fatigue crack growth (FCG) data for several carbon steels and type 304 stainless steel by the K_max-constant method. Since the FCG rate obtained by the K_max-constant method is considered to give the upper limit of the FCG data obtained by the stress ratio-constant method, this data was compared with the FCG evaluation diagrams given in the ASME and Japan Society of Mechanical Engineers (JSME) pressure vessel post-construction codes to ensure their validity. Though the FCG rate for carbon steel S55C was somewhat affected by the K_max value, the results show that the obtained near threshold FCG data is close to the upper bound of the JSME code diagram, which is an extrapolation of the ASME FCG diagram to the near threshold region.     

核安全一级主管道疲劳校核

本文对某核电厂主管道疲劳及热棘轮进行了独立校核。校核采用基于RCC-M标准的ROCOCO软件,比较了RCC-M标准与ASME标准在核安全一级管道疲劳评价方面的差异。对比的主要方面包括疲劳设计的计算范围界定、一次加二次应力强度的计算方法、弹塑性修正系数的计算、动态载荷叠加方法等。通过对ROCOCO中与ASME标准不一致的算法进行修正,得到主管道冷段壁厚65 mm和55mm的疲劳使用系数和热棘轮设计裕量。结果表明:某核电厂主管道最小壁厚不能小于55 mm,55mm壁厚的热棘轮设计值达到许用值的95%。     

Integrity assessment of the high temperature engineering test reactor (HTTR) control rod at very high temperatures

The high temperature engineering test reactor (HTTR) is the first high temperature gas-cooled reactor (HTGR) in Japan with a reactor outlet coolant temperature of 950°C at high temperature test operation. The HTTR contains 16 pairs of control rods for which Alloy 800H is chosen of the metallic parts. Because the maximum temperature of the control rods reaches about 900°C at reactor scrams, structural design guideline and design material data on Alloy 800H are needed for the high temperature design. The design guideline for the HTTR control rod is based on ASME Code Case N-47-21. Design material data is also determined and shown in this paper. Under the guideline, temperature and stress analysis was conducted, and it is confirmed that the target life of the control rods of 5 years can be achieved.     

Rules for design of nuclear graphite core components — Some considerations and approaches

The use of graphite as a structural element presents unusual problems both for the designer and stress analyst. When the structure happens to be a nuclear reactor core, these problems are significantly magnified both by the environment and the attendant safety requirements. In the high temperature gas reactor (HTGR) core a large number of elements are constructed of nuclear graphite. This paper discusses the attendant difficulties, and presents some approaches, for ASME code safety-consistent design and analysis. The statistical scatter of material properties, which complicates even the definitions of allowable stress, as well as the brittle, anisotropic, inhomogeneous nature of the graphite was considered. The study of this subject was undertaken under contract to the U.S. Nuclear Regulatory Commission.     

Thermal and mechanical characteristics of an instrumented capsule for a material irradiation test

In this study, the thermal and mechanical characteristics are analyzed for the structural integrity evaluation of the instrumented capsule used for the irradiation test of reactor vessel materials in the research reactor, hi-flux advanced neutron application reactor (HANARO). The temperature of test specimens inserted in the capsule mainbody by γ-flux is calculated using a heat transfer code, HEATING 7.2f. The maximum temperature is 556.75 K at the center of the capsule mainbody, thus the temperature satisfies the user's requirement. To estimate the mechanical characteristics of the capsule due to the pressure and thermal loading, stress analysis is carried out with a finite element analysis program, ANSYS. The strength of the capsule's external tube is also evaluated by considering the buckling stress of the capsule mainbody under coolant pressure loading. The results of the analysis show that the temperature distributions are significantly affected by the gap size between the holder and the specimen. The calculated stresses of the capsule structure are well within the allowable stress values of the ASME code. It is expected that the results presented in this paper will be useful in the design and safety evaluation of instrumented capsules for material irradiation tests.     

应变幅对国产锻造奥氏体不锈钢环境疲劳寿命影响的试验研究

为验证模拟压水堆核电站冷却剂服役环境对国产锻造主管道用奥氏体不锈钢疲劳寿命的影响,采用高温高压循环水疲劳测试系统对从产品锻件取样加工后的标准试样进行了低周疲劳试验,分析了试验数据与美国机械工程师学会(American Society of Mechanical Engineers,ASME)规范平均/设计疲劳曲线的关系,获得了应变幅对奥氏体不锈钢环境疲劳寿命的影响规律,并初步评价了ASME规范设计疲劳曲线和环境疲劳修正系数的适合性。     

用于快堆非能动停堆系统的磁性连接对的设计优化与完整性综合评价

按照ASME规范要求,完成了用于快堆非能动停堆系统的磁性连接对的设计;对工况进行了分析,总结出了磁性连接对在正常运行工况下的载荷,并利用大型有限元分析软件ANSYS对连接对进行计算,得到正常运行工况下的应力值。按照ASME规范,对磁性连接对在正常运行工况下进行了应力强度分析和评定及疲劳评定。结果显示,磁性连接对在正常运行工况下的一次和二次应力强度及疲劳评定均满足ASME规范的要求。     

主曲线方法在核电厂压力容器老化延寿中的应用

反应堆压力容器的压力-温度限值曲线（P-T限值曲线）方法是确保压力容器完整性的重要方法，在处理压力容器老化延寿问题中有着重要意义。传统的方法利用由t-R_TNDT曲线表征的材料准静态断裂韧性限值（K_Ic）绘制P-T曲线，这种方法不能直接测量材料辐照后的材料无延性转变温度的参考温度（R_TNDT），且过于保守。本文针对某核电厂压力容器，利用现有的辐照监督管数据估计50 a延寿期末主曲线参考温度R_TT0，并采用ASME Code Case N629中的主曲线应用方法，计算寿期末的P-T限值曲线。与传统方法得到的P-T限值曲线相比，利用主曲线方法可以得到更大的运行窗口，能够提高设备的经济性。