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钍基熔盐液态实验堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel 1,TMSR-LF1)反应堆压力容器(简称"堆容器")长期在650°C的高温下服役,对其进行蠕变损伤分析至关重要。本文旨在采用非弹性分析方法进行TMSR-LF1堆容器接管的蠕变损伤计算与评估。基于损伤力学理论,通过拟合650°C下UNS N10003合金的蠕变试验数据,得到了Lemaitre多轴蠕变损伤模型的材料常数。蠕变断裂寿命的理论预测值与试验结果基本吻合,最大误差7.38%。然后通过有限元分析,得到了TMSR-LF1堆容器接管正常运行工况下的等效应力,并根据Lemaitre多轴蠕变损伤模型得到了非弹性蠕变损伤值。计算结果表明:TMSR-LF1堆容器接管在10年寿期内的最大蠕变损伤约0.082,满足限值要求。 相似文献
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钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1)回路管道最高运行温度达650℃,高温服役下的管道蠕变-疲劳损伤分析及评定至关重要。目前仅ASME-BPVC-III-5-HBB规范中有适用于高温核一级管道的蠕变-疲劳损伤暂行评定方法,但该方法对于复杂管道系统使用起来过于繁琐。本文旨在使用管道分析软件PepS软件实现高温核一级复杂管系的分析与结构完整性评估。首先结合管道结构在多种载荷组合作用下的截面应力状态解析解,进行管道截面应力分析及应力线性化,并将结果与有限元数值解进行对比分析,两者的误差结果基本一致。随后,利用PepS软件对TMSR-LF1回路管道进行了力学分析和结构完整性评估,结其蠕变疲劳损伤结果位于包络线以内,满足蠕变疲劳极限的要求。该研究将管道分析软件与ASME评定规范进行了有效衔接,明确了评定方法,实现了高温核一级复杂管系的蠕变疲劳评估。 相似文献
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为了解决高温气冷堆示范工程(HTR-PM)无测量杆螺柱预紧力的控制问题,保证反应堆一回路压力边界的法兰密封,需要对无测量杆螺柱的预紧力进行标定。以HTR-PM中 M56无测量杆螺柱为例,采用液压拉伸机对其进行标定试验,找到螺栓拉伸机拉伸预紧力与螺柱残余预紧力的关系曲线;分析了螺栓拉伸机拉伸前后导致螺柱残余预紧力下降的原因,再通过材料力学本构关系,建立了螺栓拉伸机拉紧力与螺柱回弹后残余预紧力的理论关系式。结果表明,试验获得的螺柱联接体系中的残余预紧力及螺母旋紧前的预紧力关系式都与理论分析比较接近;螺栓拉伸机相同出力下,实际设备管嘴法兰螺柱的残余预紧力会比标定值大,但这更有利于法兰面的密封。 相似文献
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吸收球停堆系统在高温气冷堆中起到相当重要的反应性控制和调节作用。而驱动装置是吸收球停堆系统中控制吸收球下落的关键运动部件。高约5m、呈细长结构的吸收球停堆系统驱动装置通过贮球罐底座与金属堆内构件的上支承板安装面相连。吸收球停堆系统贮球罐和驱动机构均为抗震Ⅰ级设备,故驱动装置连接螺栓的抗震校核计算是非常重要的。在本文中,通过将复杂的驱动装置简化为3段变截面结构,分析结构的超静定问题,对驱动装置内贮球罐底部与顶部的螺栓进行了校核计算。计算结果表明:贮球罐底部与顶部螺栓均在抗拉强度的安全范围内,同时给出了驱动机构薄弱处的支承力。 相似文献
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NiTiNb形状记忆合金的应力松弛研究 总被引:1,自引:0,他引:1
为了解NiTiNb形状记忆合金的高温松弛性能,进行了高温下的松弛试验。由应力松弛与蠕变的关系,推导得到松弛曲线表达式。通过实验数据回归,发现松弛曲线表达式与实验结果吻合良好,并得到了表征材料抗松弛性能的材料松弛特征系数和剩余应力比。结果表明,温度越高,初始应力越大,应力松弛越明显;当温度在300~400℃,初始应力在260~360MPa时,NiTiNb的应力松弛很小;在高温下NiTiNb的抗松弛性能优于NiTiFe,更适合于高温下使用。 相似文献
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水平孔道“O”形环密封结构有限元接触分析 总被引:1,自引:0,他引:1
利用ABAQUS软件对研究堆水平实验孔道中异种材料法兰联接的密封结构进行了弹塑性接触计算.利用有限元分步加载技术,模拟了主螺栓预紧和加压过程,研究了主法兰的应力分布和结构的密封性能. .计算结果表明,在预紧状态和设计压力状态下,水平孔道中的异种材料法兰联接.双道"O"形环密封结构完全可以满足强度和密封要求. 相似文献
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采用线弹性瞬态热固耦合有限元方法对高温气冷堆蒸汽发生器试验本体主蒸汽法兰在快速降温试验过程中出现的泄漏现象进行了分析。建立了主蒸汽联箱及法兰螺栓连接模型,模拟了主蒸汽法兰的预紧、加压、升温和瞬态降温过程,分析得出了导致法兰密封结构泄漏的主要因素是快速降温过程中法兰的局部变形及螺栓残余预紧力降低,导致密封面张开量大于金属O型环的可靠密封回弹量。在此基础上模拟了不同降温速率下法兰密封面的张开位移,结果表明,限制蒸汽降温速率可改善压力容器法兰的密封性能。 相似文献
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反应堆压力容器强度可靠性分析 总被引:3,自引:1,他引:2
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。 相似文献
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热管冷却反应堆(简称“热管堆”)高温运行下的结构热膨胀效应会显著影响反应堆的传热和中子物理输运过程。本文提出了一种考虑固体堆芯显著膨胀的几何更新和反应性反馈方法,并构建了基于动态几何的中子物理/热工/力学3场核热力耦合分析程序。在核热力耦合中主要考虑温度引起微观截面的变化、材料密度的变化以及热膨胀引起堆芯尺寸的变化。基于提出的核热力耦合方法,对MegaPower热管堆进行了核热力耦合分析,分析了不同松弛因子下,堆芯功率分布和径向功率因子的收敛性。核热力计算表明,热膨胀造成堆芯边通道的中子泄漏增加,从而产生负反应性反馈;同时,边通道中子泄漏增加加剧了功率分布的不均匀性,传热恶化,考虑核热力耦合后,径向功率因子从非耦合情形的1.20提升到1.23,燃料峰值温度增加11 K。 相似文献
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通过计算小型长寿期铅铋堆主要部件和设备的原子离位数dpa,评估结构材料的辐照损伤程度。首先用MCNP计算反应堆内部最敏感的位置,采用SPECTER、SRIM程序分别计算包壳、组件外套管、异型钢、吊篮在寿期内的dpa。结果表明:SRIM与SPECTER计算结果对比,偏差在6%以内;铅铋堆堆内部件辐照损伤最严重的部件是堆芯中心补偿棒组件的外套管,在辐照寿期内dpa为17.95,远小于设计限值30;铅铋堆在寿期内运行,结构材料的辐照损伤均在安全限值范围内。研究结论对小型铅铋堆设计和安全运行具有参考价值。 相似文献
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重水堆核电厂因其具有不停堆换料的优势,不受燃料燃耗的限制,可安排较长的大修周期.通过大修周期的延长,可以减少电站寿期内计划大修的次数,减少机组停堆和启动的次数,有效提升机组寿期内容量因子、机组大修业绩和运行业绩.本文结合秦山CANDU核电厂和国外重水堆核电厂情况,提出大修周期延长的初步可行性分析和实施建议. 相似文献