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第十六届全国反应堆结构力学会议

召开年：2010
召开地：深圳
出版时间： 2010-10-14

主办单位：中国力学学会;中国核学会

会议文集：第十六届全国反应堆结构力学会议论文集

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1.核级管道设计中楼板反应谱插值的比较
- 刘广东
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：大亚湾与岭澳电站只给出了各个楼板的反应谱.在核级管道的设计中,对于在两个楼板之间的管道在抗震分析时,工程应用中通常为保守起见,选取比管道标高更高一层的楼板反应谱进行包络计算.而在数值模拟计算中,对于未知的楼板反应谱,一般采用插值得到管道标高处的楼板谱.本文通过线性插值和对数插值楼板反应谱的比较,模拟和计算结果都表明线性插值比对数插值更保守一些,所以在工程应用中,对于未知的楼板反应谱通常采用线性插值楼板反应谱.
2.Incoloy800蒸发器传热管爆破压数值模拟研究
- 李志强;张丽艳;矫明;惠虎;李培宁
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：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.
3.HTR-10蒸汽发生器传热管束受力简化模型研究
- 徐宇;董建令
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：清华大学10MW高温气冷堆蒸汽发生器的传热管采用单头、小弯曲半径的螺旋管组件式结构,需要在包括设计、正常运行和事故等多工况下都能保证结构的受力能低于一定阈值,防止因为变形过大导致结构失效.因为结构特殊,针对螺旋管式传热管的应力分析较少,因此利用Abaqus有限元计算程序对该传热管结构在特定工况下的应力分布进行了分析对比,得到不同圈数下螺旋管的应力分布规律,确立传热管结构应力分析的简化模型,为薄弱部位的断裂分析做准备.
4.R.G.1.20新版《预运行和初始启动试验期间堆内构件振动综合评价大纲》增补的要求简述
- 姚伟达;张明;谢永诚;梁星筠;张锴
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：美国NRC在2007年出版了R.G.1.20<预运行和初始启动试验期间堆内构件振动综合评价大纲>第3版.该导则明确规定了对于在建造许可证申请、标准电厂取证申请、运行执照申请,厂址许可申请与联合执照申请时必须提交的文件.本文重点阐述了两个方面内容:(1)对照1996年第2版主要增补的主要注意环节进行阐述,包括流致振动分析中采用CFD加上必要的附加分析要求;以及对主蒸汽管系(包括管线、阀与干燥器等)声共振问题的评价要求.并对导则补充内容的背景作了说明.(2)例举一些国内外典型的流致振动失效原因分析的案例.说明了遵照该导则中要求的振动综合评价大纲对核电厂安全运行和经济核算上是何等的重要.
5.核电厂系统化老化管理大纲开发
- 谢永诚;窦一康;徐雪莲
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：文中根据IAEA系统化老化管理的理念和USNRC以执照更新为核心的老化管理方法出发,系统地论述了核电厂系统化老化管理大纲开发中需要考虑的要素.从法规体系、系统化老化管理的模型和实施步骤、老化管理组织机构、文件体系审查,数据库管理、系统筛选、老化机理分析等角度全面叙述了核电厂系统化老化管理大纲开发中涉及的内容.同时简要论述了针对专题的老化管理和针对技术退化的老化管理.
6.高温气冷堆主蒸汽隔离阀高温蠕变疲劳特性研究
- 王海涛;吴莘馨
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：主蒸汽隔离阀是高温气冷堆二回路的关键设备,其结构完整性对反应堆的安全至关重要.由于设计温度超过500摄氏度,蠕变和疲劳成为影响主蒸汽隔离阀结构完整性的重要因素.本文根据ASME第III卷第1册NH分卷,对主蒸汽隔离阀阀体的高温蠕变疲劳特性进行研究。分析阀体在高温、高压和地震载荷作用下的应力和变形水平,计算阀体关键部位的蠕变与疲劳损伤程度,并进一步探索阀体寿命对应力类型和水平的敏感性.结果验证了高温蠕变和疲劳对主蒸汽隔离阀结构完整性的重要影响.
7.基于Master Curve方法的反应堆压力容器(RV)用钢断裂韧性研究
- 方颖;李辉;贺寅彪;惠虎;李培宁
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：本文通过在韧脆转变区对A508-Ⅲ钢进行了拉伸实验、夏比冲击实验,获得该材料在此区域内的力学性能和夏比冲击功随温度的变化曲线,以夏比冲击功为28J或41J所对应特征温度关联预估得到MasterCurve方法的试验温度T,最后分别采用多温度试验法和单温度试验法获得了0.5TSE(B)试样的MasterCurve曲线,并对其参考温度T0分别进行了有效性判定.
8.简述我国含缺陷核承压设备完整性评定标准
- 唐毅;聂勇;刘鸿运;李思源
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：2007年到2009年,核动力运行研究所主持编制了我国核承压设备完整性评定标准,该标准编制过程中参考国内外先进成熟的结构完整性评定标准,吸收了我国核电设备完整性评定和修复的经验首次编制而成.它适用于我国压水堆核电站含缺陷核承压设备的完整性评定,为我国在役含缺陷核承压设备的完整性评定提供了技术方法,对役前检查中发现的超标缺陷的处理也具有一定参考价值.
9.控制棒驱动机构耐压壳下部接头不符合项应力分析
- 邵雪娇;邹鸣中;郑连纲
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：对某工程控制棒驱动机构耐压壳下部接头不符合项在各工况下进行了应力分析,并给出了与原设计结构的应力对比分析.其中,二类工况下的疲劳分析采用了瞬态分组技术,同时参考RCC-M2002规范对ANSYS程序中的弹塑性修正因子(Ke)进行热机解耦修正.结果表明:两种接头厚度的分析结果均满足RCC-M规范中的应力评定准则,其中,在存在不符合项位置处,由于不符合项的存在,接头厚度变薄,但疲劳分析结果更安全,其他几类工况下则原设计结构尺寸更安全;采用瞬态分组技术能够有效降低一次加二次应力之和的幅值和疲劳使用系数;在热和机械共同作用的一次加二次应力之和的幅值较高时,对Ke的修正能明显去除一定的保守量.
10.关于核安全设备抗震鉴定的监管要求
- 孙造占;路燕;朱秀云
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：简要回顾了核安全设备抗震鉴定的发展历史;阐述了我国核安全设备抗震鉴定的现状及客观需求;分析了美国核管会关于设备抗震鉴定的新的监管要求;就我国核安全设备鉴定有关规范标准的制定以及核安全监管要求提出了建议。
11.Abauqs在断裂力学分析中的应用
- 张涛
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：Abaqus的断裂力学分析功能是国际上公认最强的商业求解器,从满足客户需求出发,不断推出重要新功能:Cohesive单元、VCCT技术、扩展有限元XFEM,为学术研究和解决众多工程问题提供了有力的手段.
12.高温气冷堆反射层石墨砖的应力评价
- 张振声;立斌
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：在简述10MW高温气冷实验堆石墨堆内构件的组成结构后,重点对侧反射层石墨砖在整个寿期内正常运行工况和事故工况下的应力和变形进行了分析.引起石墨砖最大的应力和变形是由于石墨材料在高温快中子辐照条件下造成的,经计算得出了在反应堆寿命内的应力和变形的时间历程.最后对应力进行了评价,说明在20年的寿命内石墨砖上的应力和变形不会影响反应堆的安全运行.所产生的变形不会影响石墨结构的功能,证明10MW高温气冷实验堆石墨堆芯结构是安全的.
13.核电承压容器接管安全端失效评定曲线研究
- 刘志伟;王国珍;轩福贞;刘长军;涂善东
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：本文建立了典型核电压力容器接管安全端结构的三维有限元分析模型,通过对假想存在于焊缝中不同尺寸的内表面周向裂纹进行有限元断裂力学分析,按R6选择3的方法构建了与安全端复杂结构、焊接坡口几何、异种金属接头区复杂材料及裂纹尺寸相关的准确的失效评定曲线(FAC).研究发现,随裂纹深度和长度的增加,失效评定曲线下移,逐渐靠近R6选择1曲线,最大尺寸裂纹的FAC下移到了选择1曲线之下.说明对于核电安全端中的小尺寸裂纹,用选择1的通用FAC评定将得到过于保守的结果;而对于大尺寸裂纹将可能得到非保守的结果.因此安全端准确的缺陷评定应选择与裂纹尺寸相关的准确的FAC.文中对裂纹尺寸影响FAC的机理也进行了分析.
14.核电站调试期间核级管道振动的测量实施和评价
- 颜军明;袁少波;史庆峰;陈灿;徐伟祖
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：按照ASME规范要求,核电站在预运行及初始启动时(调试期间)需对核级管道进行振动测量.本文以秦山二期三号机组为例,对机组调试期间核级管道振动测量试验流程、试验对象、试验工况及试验结果评价等方面进行了详细描述.
15.金相分析技术在核设备失效分析中的应用
- 孙海涛
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：核电站机械设备的失效分析是处理设备运行服役缺陷,保证其安全和运行功能的重要手段,而金相分析技术包括光学显微镜、显微硬度、金相复型技术、扫描电镜、透射电镜、电子探针等,在核设备失效分析中得到广泛应用.文章主要探讨各种方法的原理,并结合在核设备实际失效分析案例中的应用展开讨论.
16.石墨砖碰撞动力学特性实验研究
- 王洪涛;孙立斌;王海涛;史力;马少鹏
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：由于石墨具有出色的材料特性,在高温气冷堆中被用做堆芯结构材料.石墨堆芯结构是由众多石墨砖所组成的一个体积庞大而复杂的散体结构,在地震等载荷的作用下石墨砖会发生相互碰撞.通过采用高速光学采集系统拍摄石墨砖的碰撞过程,并利用图像处理算法获取碰撞前后的速度、碰撞恢复系数和接触时间等参数,研究石墨砖在碰撞过程中的动力学响应特性,所得实验结果将为石墨堆芯结构的动力学模拟提供输入参数.所用实验方法具有直观、非接触和高精度的优点.
17.核级石墨材料断裂韧性的实验研究
- 史力;王洪涛;王海涛;孙立斌;胡玉琴;姚学峰;熊超
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：堆芯石墨构件将承受常见的机械载荷,不同运行工况下的热应力,辐照变形引起的应力,以及由地震等外力引起的循环载荷作用;在反应堆运行时,特别是运行寿命后期,做为结构材料的石墨构件上可能产生较大的应力变形而产生裂纹,从而影响整个堆芯结构的尺寸和结构完整性,因此对石墨材料断裂力学性能的研究显得十分重要.由于石墨本身属脆性材料,给该材料断裂韧性的研究带来了一定的困难,目前国内对其断裂韧性的研究相对较少,而且不同研究机构的研究方法和测试手段也各不相同,因而得出的结果也存在较大差异.本课题主要目的是通过广泛调研和深入地试验研究,测量了石墨材料断裂韧性和断裂功.实验采用单边切口试件(SENB)进行断裂韧性测试,探讨材料尺寸效应、各向异性和切口钝化效应对材料断裂行为的影响,并采用数字散斑法和电测法相结合的方法测试了试件的变形场和应变场,为评价和预测高温堆堆芯构件寿命奠定基础.
18.小冲杆试验法测量ODS铁素体钢力学性能的相关研究
- 钱昕;陆道纲;马雁
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：使用小冲杆试验法(SPT)对超临界水堆(SCWR)侯选材料ODS铁素体钢进行力学性能测试,通过分别改变试样厚度、试验加载速率和试验温度分析其对试验所得载荷-位移曲线的影响,然后确定出适用于ODS铁素体钢的试验参数,并进行试验,将所测屈服载荷与常规力学性能测试所得屈服强度进行拟合.
19.核电站反应堆厂房筏基整浇的裂缝控制
- 钟翔;余兵;程大业;张心斌
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：核电站反应堆厂房筏基大体积混凝土施工处于核电站建设的关键路径,以往都采用分段分层施工方法,施工时间较长,为了在保证施工质量要求的同时进一步缩短核电建设工期,必须实施整体浇筑.本文作者结合红沿河项目3号核岛反应堆厂房建设项目,提出了A/B/C层筏基整体浇筑的裂缝控制方法,首先应用Ansys软件建立了筏基混凝土整体浇筑的三维有限元数值仿真模型,然后合理优化设计混凝土原材料配合比,制定切合实际的温度应变监控方案,并在施工和养护过程中严格落实执行.拆模后该混凝土表面无明显裂缝,且施工时间较原定进度计划提前一个月,具有良好的施工效果和明显的经济效益,非常值得在其他核电站进行推广应用.
20.基于SYSWELD软件的TC4电子束焊接过程的数值模拟
- 王西昌;左从进;刘方军;王罡;杨立新
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：本文基于有限元软件SYSWELD对14mm厚TC4钛合金平板电子束焊接过程进行三维实时动态模拟的研究。通过对温度场、应力场以及变形的模拟计算,并结合相应的试验验证,提出了一种焊接过程数值模拟的分析方法,这种方法为掌握实际电子束焊接过程中温度和应力的变化规律提供了方便,也更有助于优化结构设计,指导焊接工艺.
21.AP1000设备鉴定要求及国内现有试验能力的差异比较
- 谢永诚;王赤虎;窦一康
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：文中首先对AP1000设备鉴定(EQ)的要求,包括地震和环境鉴定要求,主要为热,辐照、电磁和无线电干扰(EMI/RFI)和LOCA等,进行了简要的介绍,重点对抗震和LOCA鉴定要求作了描述.同时将AP1000设备鉴定的要求与国内从事设备鉴定主要实验室的能力进行了比较,就目前国内现有试验能力与AP1000设备鉴定要求之间存在的差距进行了比较.
22.核电厂全寿期的老化管理
- 窦一康;谢永诚
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：国际原子能机构2009年颁布的<核电厂老化管理核安全导则(NS-G-2.12)>为依据,梳理了核电厂从设计、建造、调试,到运行、延寿,直至退役的全生命周期各阶段需要开展的老化管理工作,分析了上一阶段工作与下阶段工作的内在联系,说明了反应堆结构力学等各相关专业对核电厂各阶段老化管理的积极作用,论述了老化管理核安全导则的全面实施,对核电厂设计理念、设备制造、设备鉴定、建造调试、营运管理、检查维修、执照取证、延寿模式、退役模式等带来新的挑战,对促进核电厂核安全水平的全面提高,对正在积极发展中的核电行业安全稳定可持续发展有重要意义。
23.分析法设计中对一次和二次应力理解时容易混淆的问题解剖
- 姚伟达;贺寅彪
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：承压容器按分析法设计时要求将评定截面上分出一次应力、二次应力和峰值应力.对于一次应力、二次应力、峰值应力在承压容器规范中均有明确的定义,但是对它的理解却有各种解释,并出现在一些科技刊物和著作中.其中,最典型的说法有"一次应力是由结构的静定问题得到,二次应力是由结构的静不定问题得到","一次应力是由平衡条件得到,而二次应力是由变形协调条件得到"等等.为了纠正一些容易混淆的观点与问题,本文从厚壁圆筒受内压、固定梁受集中力与平板小孔受拉等为例的理论解析法出发,从求解过程来探讨和说明规范中关于一次应力定义为"是为了满足外力或内力以及力矩的平衡规律所必要的,它的特性是非自限的"这句话的真正含义,以及说明该名词解释应是严格的.
24.核电厂管系振动评定方法分析
- 何超;袁少波;喻丹萍
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：本文根据ASME OM-S/G-2000 Part3的要求,通过理论分析及相关经验介绍了选取管道振动测量点的一般原则,并推导了几种结构形式管系的振动位移和速度的限值计算式,可作为管道振动评定是否超标的基本准则,适于对管系可能出现过大的振动应力进行安全监控。
25.5MW低温供热堆厂房结构的抗震分析
- 魏韦;张征明
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：清华大学5MW低温供热堆建成于上世纪八十年代末,厂房结构为框架-剪力墙结构,当时采用简化的分析方法,准确度不高,且设计规范的安全性不足,所以,为审查其结构安全性,现对其厂房结构进行抗震分析,考察其抗震性能.抗震分析利用SAP2000有限元分析软件,对该厂房建立有限元模型,简化考虑土壤对结构的影响,通过线弹性方法计算出地震动作用下结构构建的内力,并根据规范计算结构构件的实际承载力,对比内力和承载力以评价厂房结构是否安全可靠.计算表明,该厂房框架结构部分构件相对薄弱,在强烈地震动下会发生结构会发生局部坍塌,需要加固。
26.某大型储液罐抗震分析
- 田金梅;徐小刚;王艳苹;张双旺;刘树斌
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：为了对某大型储液罐进行抗震分析,首先对工程上的相关文献和方法进行了归纳和总结。在此基础上,借鉴了GB50191-93和GB50341-2003中介绍的方法,对某大型圆筒形平底储液罐进行了抗震分析。并且采用特征屈曲分析方法和文献1中的方法对计算结果进行了验证。
27.悬挂类支撑结构地震应力分析
- 郭扬;施勣
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：对于只约束位移自由度的悬挂支撑结构,由于缺乏转动方向的约束,因而不适用于谱分析方法分析.并且由于重力场对悬挂支撑体产生影响,导致悬挂结构的存在刚性摆动频率。文章主要讨论使用时程法得到重力场作用下的悬挂物对支撑结构的地震反力来对该支撑结构进行应力分析。
28.轴对称模型施加非轴对称载荷的结果规律小结——基于PRHR管嘴和CVS管嘴设计工况下的应力评定
- 朱翊洲;梁星筠;邓晶晶
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：蒸汽发生器下封头是一个半球形结构,位于蒸汽发生器下封头上的PRHR(非能动余热排出系统)管嘴和CVS(化学和容积控制系统)管嘴可分别建为轴对称模型.由于设计规范书中对设计载荷的要求,这两个管嘴的接管载荷是非轴对称的.由于载荷的方向性,所以存在多种载荷组合.在ANSYS中建立平面轴对称模型并对其施加具有非轴对称载荷的载荷组合进行计算分析.根据ASME(美国机械工程师学会)相关评定准则判定计算结果通过应力评定,验证了PRHR管嘴和CVS管嘴设计满足规范要求.对设计载荷规定的不同载荷组合的计算结果进行了分类比较并对出现的规律进行了小结.
29.SG蒸汽出口接管组件两种不同有限元模型对比分析
- 熊光明;邓小云;金挺
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：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.
30.高温堆压力容器主螺栓预紧过程的有限元模拟
- 张添翼;万力;史力;张传勇
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：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了数值模拟.预紧分为7组两个阶段进行.分析结果表明:不同组螺栓不同阶段的预紧,对其他螺栓的预紧力会产生不同的影响.该模拟方法不仅可用于核能行业,并可推广至化工、机械等其他领域.
31.核级管道中螺栓连接法兰的密封性研究
- 杨帆;岑鹏
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：法兰密封失效是核级管道的最基本失效形式之一,研究其密封性能具有十分重要的意义.本文应用RCC-M规范,研究法兰的安全评定的方法,并且通过建立螺栓连接法兰结构的三维有限元模型,对比RCC-M规范和有限元分析结果,考虑各工况下管道的载荷以及螺栓的预紧力,以研究各因素对螺栓连接法兰强度和密封性的影响.
32.反应堆冷却剂系统不可隔离滞流分支管热疲劳瞬态的CFD研究
- 秦洁
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：本文应用ANSYSCFX程序,对反应堆冷却剂系统不可隔离滞流分支管进行了CFD分析.分别以不同布置结构的安注系统管线(上部水平分支管)、化容系统中不投入运行的上充管线(水平分支管)及余热排出系统的进口管线(下部水平分支管)为例,建立模型进行分析计算.研究分析了上述管线中存在热分层的可能性,研究了阀门泄漏位置、泄漏流量、泄漏流体温度、水平和垂直管段的长度等因素对热分层的影响,为进一步优化管道布置设计提供参考依据.得到的结论不仅适用于30万千瓦核电站,也适用于其它各种核电站中的类似情况.
33.反应堆堆芯二次支承结构流致振动分析
- 张明;张翟;朱焜;姚伟达
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：反应堆堆芯二次支承结构是反应堆中堆芯下部支承结构的一个重要组成部分.堆芯二次支承结构的功能是一旦发生吊篮断裂而跌落事故时,起到吸收能量,保护压力容器的作用.堆芯二次支承结构所处位置是在堆内流场中复杂的流体交混区,流致振动载荷对结构的影响较大.本文为堆芯二次支承结构在流致振动载荷下的结构响应分析.堆内流致振载荷主要是由湍流引起的载荷和漩涡脱落引起的载荷组成,本文用随机振动分析方法来确定结构在流致振动载荷作用下的响应,其中湍流力引起的结构响应使用功率谱密度(PSD)方法进行计算,旋涡脱落引起的结构响应使用谐波响应方法计算.最后得到在流致振动载荷下的结构响应.
34.过剩下泄热交换器力学分析
- 崔赪昕
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：过剩下泄热交换器是辽宁红沿河核电一期工程的安全二级设备,是化学和容积控制系统(RCV)的设备之一,其功能是当化学和容积控制系统(RCV)正常下泄管线不能运行时,使用过剩下泄通道,用设备冷却水系统(RRI)的冷却水将下泄流的温度从反应堆冷段温度冷却到约55℃,需承受压力、温度、自重、地震和管道接管载荷,为了保证该设备安全运行按照RCC-M规范的规定,需对其进行力学分析与应力评定.文中采用ANSYS程序分别建立该热交换器及其支撑的总体有限元模型及支撑吊耳的局部分析模型,并按RCC-M规范分别对其进行了抗震分析和应力评定,为辽宁红沿河核电一期工程提供了设计参考.
35.CEFR二回路主冷却系统冷端管道360度工况下应力分析与评定
- 唐龙;齐敏;余华金
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：CEFR二回路主冷却系统冷端管道的设计温度为350℃,正常使用温度为310℃,由于要做热平衡试验需要把二回路主冷却系统管道都升到360℃.用Peps1.0和ANSYS程序对360℃工况下的二回路主冷却系统管道和与冷端管道连接的设备的接管进行应力分析与评定.结果表明,满足ASME规范的强度要求.
36.反应堆结构流致振动试验研究综述
- 马建中;喻丹萍;席志德;李天勇;杨杰;高李霞;胡永陶
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：本文简要描述了近年来完成的多个反应堆的堆内构件流致振动试验研究工作,以及按照美国核管会导则RG1.20的要求对结构进行的流致振动综合评价.内容包括秦山二期反应堆堆内构件流致振动试验研究、中国先进研究堆全堆芯和单组件流致振动试验研究、CNP1000堆内构件模型流致振动试验研究、螺旋式传热管束流致振动试验研究,以及流致振动分析工作的进展等。这些研究,不仅为结构的安全评价提供了依据,也积累国内流致振动试验研究和评审的经验.最后探讨了反应堆结构流致振动评价问题,并对流致振动未来的研究工作进行了展望。
37.核电厂2吨吊车振动问题的分析和诊断
- 沈小要;曹艳芳
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：核电厂乏燃料厂房2吨吊车是乏燃料贮存系统的一个关键设备。该吊车现场安装后,在调试时发现吊车人行操作平台振动偏大,为保证人员安全和吊车的正常运行,需找出该吊车振动过大原因。本文采用有限元软件对该吊车进行力学计算,建立该吊车的有限元模型,并分别进行静力分析和动态分析,诊断出原设计中导致吊车振动的问题所在,并最终提出该吊车的改造方向。
38.装备可压缩短管限制器的管道甩击动力分析研究
- 袁锋;张毅雄;王伟;艾红雷
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：根据RCC-P规范要求,必须防止高能流体管道的甩动造成核电厂重要系统和设备的损坏,在管道破口位置装备可压缩不锈钢短管限制器是防止高能管道甩动的一种常见有效方法.文章用ANSYS软件,采用非线性瞬态动力分析方法,对装备可压缩短管限制器的管道进行甩击动力分析并与专用管道甩击分析程序MOTUS软件采用能量平衡法分析的结果进行了对比.结果表明:对于相同的简化分析对象,两种分析方法计算结果一致.相对于MOTUS程序对分析对象进行多方面简化和大量保守性假设而言,ANSYS程序能更真实的模拟甩击过程,同时ANSYS软件具有良好的通用性,能够对MOTUS程序不能处理的特殊或复杂管道系统甩击行为进行综合分析。
39.基于ANSYS的新型地坑过滤器滤筒力学分析
- 朱贺
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：本文以紧凑型地坑过滤器双层滤筒为研究对象,通过地坑过滤器冲击板力学实验和和地坑过滤器传输力学实验分别对滤筒所用的材料性质和结构在LOCA及地震作用下的附连水质量进行了测定,并采用ANSYS软件对滤筒进行了模态分析,以及各类工况下的应力计算,为地坑过滤器双层滤筒的设计提供了依据.
40.大亚湾核电厂核岛电气厂房气体灭火系统抗震分析
- 罗传杰;孙延鹏;向文元
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：为了满足环保法规的要求,大亚湾核电厂核岛电气厂房采用七氟丙烷气体消防系统取代了原设计的1301气体系统.根据RCC-I的规定,核岛消防系统设备分级为IPS-NC,需要满足抗震要求.依据<核电厂抗震设计规范>GB50267-1997和<电力设施抗震设计规范>GB50260-1996,对该系统在SSE地震情况下各种受力模式进行了分析,并采用等效静力法进行了力学计算,对联接部位的承载安全性进行了校核,以验证其是否满足相关标准的要求.计算结果表明,该系统的安装方式是安全的,满足法规和相关标准的要求.改进得到了NNSA的批准,并已经在大亚湾核电厂现场实施,达到了预期的目的.
41.大亚湾核电站继电器机架改造支撑动力时程分析
- 张晓玲;孙磊;李天勇;李锡华
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：为更为准确的得到结构在地震作用时的应力响应,本文对大亚湾核电站继电器机架改造支撑结构在水平和垂向地震载荷共同作用下进行动力时程分析,计入继电器机架上下支撑点处相对位移的影响,并按最不利组合施加于计算模型;得到输出与输入的传递函数,可验证计算结果的真实性,为结构支撑改造提供参考.
42.AP1000二次堆芯支承组件流致振动初步分析
- 钱浩;谢永诚;张可丰
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：三代非能动核电技术AP1000自2007年开始从美国西屋引进,目前正在三门、海阳建造世界最早的AP1000核电站.核电站反应堆堆内构件下部支承结构的重要组成部分二次堆芯支承组件所处位置在堆内流场中复杂的流体搅浑区,为保证结构完整性,结构的流致振动分析是重要且必须的.秦山一期核电站在第四次换料检修期间发现吊篮防断支承组件(二次堆芯支承组件)有严重故障,究其原因,就是流致振动.目前根据技转进度,尚未获得西屋AP1000二次堆芯支承组件流致分析的完整性资料.作为预研,本文对AP1000堆内构件二次堆芯支承组件做了模态分析和流致振动(本文流场输入未考虑流量分配裙的作用),比较了AP1000二次堆芯支承组件和秦山修复后防断支承组件结构的差异和振动特性的差异.同时,本文探索了考虑结构流固耦合效应的分析方法.本文对将来消化吸收西屋AP1000堆内构件流致振动技术有一定借鉴意义.
43.核容器许用接管载荷计算方法探讨
- 黄庆;张丽艳;赵飞云;陈孟
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：以容器为准的计算方法(而不是以管道系统为准的计算方法)是确定核容器许用接管载荷的两种常用方法之一.本文介绍了该方法的假设条件、计算方法和评定准则,并以某容器进口接管的许用载荷为例进行计算.本计算方法可用于核电站稳压器、堆芯补水箱等设备的许用载荷计算.
44.水下支撑分析方法研究及优化
- 田振强
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：在核电站的设计中,存在着水下管道,比如在AP1000换料水箱和乏燃料池中就有一些水下管道.这些水下管道的支撑是整个或部分淹没在流体中的.位于流体中或流体表面的支撑会受到晃动水流的拖曳载荷及惯性载荷并且在地震情况下其本身的振动会受到附着在其表面的流体的影响,这些影响导致水下支撑的分析方法与空气中支撑的分析方法有所不同.本文针对水下支撑承受的载荷进行研究,对额外的水流拖曳载荷以及附着流体的影响进行适当的模拟,再根据NF-3300对支撑进行分析评定,分析流体对水下支撑应力的影响程度,以便找出简便包络的加载方法,用于指导工程设计.此外,还研究了型钢截面形状与附加载荷的关系,得出了水下支撑设计的优化方案.
45.D/L1/2LHP/LHQ-706/714-FL管段改造抗震分析
- 崔赪昕
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：大亚湾-岭澳核电站运行中,在D/L1/2LHP/LHQ-706/714-FL管段上出现了橡胶波纹管破漏现象,为了解决破漏对管道的影响,需将橡胶波纹管改为膨胀节,本文利用ANSYS有限元程序,对该管段橡胶波纹管的安装位置在自重、热膨胀和地震联合作用下的轴向、径向补偿量(变形量)及扭转变形值进行了分析计算,确定了膨胀节改造方案,并对改造后的管道进行了抗震分析,按RCC-M规范进行了应力评定,为大亚湾-岭澳核电站橡胶波纹管管段改造提供了参考.
46.不同使用年限的核电结构抗震设计与分析
- 侯钢领;孙晓丹;陈树华
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：为延长核电结构的使用寿命,基于结构可靠度理论,以结构抗震为例探讨不同使用年限核电结构抗灾设计理论.首先,通过分析建筑结构可靠度理论的特点揭示设计使用年限是结构可靠度的时间特征,表明应根据设计使用年限确定地震荷载标准;其次,根据Performance-Based Seismic Design(PBSD)与现行抗震设计方法的联系,提出了基于结构可靠度的PBSD的抗震设防标准,进而确定不同结构的抗震目标可靠度,同时较好地解决了性能设计多目标性能优化;最后应用本文研究成果给出不同使用年限的核电结构抗震设计方法与实现途径.
47.核电厂稳压器抗震分析方法研究
- 杨能仁;钦军伟;刘攀
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：稳压器是反应堆冷却剂系统的主要设备之一,是对一回路压力进行控制和超压保护的重要设备,属于RCC-M核一级部件,抗震1I级设备.稳压器的抗震性能应从两个方面进行分析评定:一是稳压器在地震载荷作用下的应力应低于许用极限,二是稳压器的固有振动频率应避开地震激励的共振频率区间.使用通用有限元软件ANSYS11.0,采用三维和一维两种建模方法对稳压器进行抗震分析,分析稳压器在正常运行工况和反应堆初始启动工况两种工况下的抗震性能,并进行比较分析.
48.流体CFD计算中容易混淆的一个问题解剖
- 姚伟达;张锴;姚彦贵
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：随着计算机与大型分析软件的迅速发展,计算流体动力学(CFD)分析程序已在反应堆结构力学领域广泛应用.它与其它分析程序联合使用对设备设计平台工作效率的提高,以及经济效益的增加十分显著.由于计算流体动力学(CFD)远比结构力学复杂,所以在使用过程中必须慎重小心.如技术人员在使用CFD计算时,往往将注意力集中在流体自身参数与进出口边界条件上,而将流体壁面边界条件疏忽掉,认为按程序自身"缺省"条件设置无大错.例举突扩管流动阻力问题考题的理论解解剖来说明如何合理选取壁面边界条件才能使计算结果与经典理论解相匹配.针对计算流阻为主还是流固耦合传热为主的问题还需注意壁面附面层.对两类问题的壁面附面层要求差异做了说明.
49.湍流普朗特数识别的随机抽样算法
- 朱嵩;毛根海;刘国华
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：在电厂的水工工艺设计过程中,需要解决大量的湍流传热问题.湍流普朗特(Prandtl,Pr)数是控制温度等被动标量分布的主要参数.对于一个特定的问题,Pr数主要根据经验或通过试错法来确定,因而具有一定盲目性和低效性.为了提高Pr数确定的可靠性,采用马尔科夫链蒙特卡罗(Markov chain Monte Carlo,MCMC)随机抽样的方法-Metropolis-Hastings算法来对湍流Pr数进行识别,其中湍流计算采用了标准k-ε模型,温度分布采用稳态热传导方程计算.算例计算结果表明,MCMC方法对湍流Pr数的识别具有良好的适用性和较高的识别精度.
50.含缺陷压力容器安全评定方法研究
- 王月英;齐敏;余华金;唐龙
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：本文在调研含缺陷结构完整性评定规范的基础上,研究了在役含缺陷压力容器的安全评定方法.以线弹性和弹塑性断裂力学为理论基础,采用常规评定方法,结合应力强度因子和通用失效评定图制定了缺陷安全评定方案,并给出算例.
51.核电厂设备闸门结构强度分析评估
- 杜坤;吴高峰
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：核电厂设备闸门在核电厂建造和停堆换料期间,是反应堆厂房内大型设备的进出通道.在核电厂运行期间和事故状态下,设备闸门处于关闭状态,与反应堆安全壳一起组成第三层屏蔽,防止放射性物质外泄,是安全壳压力边界的重要组成部分.本文基于ANSYS有限元分析方法和RCC-M规范理论,对设备闸门及其支架部件进行了详细全面的计算分析,应力结果评估满足RCC-M规范要求,确保了结构强度的可靠性.该分析方法正确合理,通过国家核安全局审查,可应用于实际的核电工程项目.
52.EPR核电厂高能贯穿件热-机械耦合分析
- 覃曼青;曹雷生
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：对EPR核电站高能贯穿件进行热-机械耦合分析方法进行了论述,分析了在热-机械载荷作用下贯穿件的力学行为涉及载荷,以及论证贯穿件满足相关规范德具体要求.首先,根据结构的对称性采用平面模型对贯穿件进行传热分析,考虑热对流和热辐射对温度场及混凝土的影响.然后,采用Fourier分解法将非对对称载荷简化,基于平面模型的温度场分布进行热-机械耦合分析,根据对称性考虑所有可能的载荷组合并求解.最后,根据Fourier变换原理求出三维各个角度各类工况下的最大应力并进行结果评定.
53.核级电动截止阀的实体建模和应力分析
- 齐敏;余华金;王月英;唐龙
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：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.
54.控制棒驱动机构流体阻力影响分析
- 张明;刘刚;翁羽;姚伟达
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：控制棒驱动机构(CRDM)是关系到反应堆正常运行和安全可靠的重要设备之一,它一般采用了磁力提升式驱动机构,用以提升、下降、保持和快速下插控制棒组件(落棒),以达到反应堆安全启动、调节反应堆功率的目的.本文是驱动机构衔铁部分的流体动力学分析,其主要目的是通过在衔铁提升运动时,对衔铁与耐压壳体之间存在的水间隙进行敏感性分析,以获得在不同间隙下流体对衔铁的阻力作用,为钩爪部件的动态计算提供流体阻力载荷,并为驱动机构机构改进设计提供支持.
55.平放圆柱体内液体二维晃动特性分析
- 卢军;杨翊仁;李朋洲
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：本文基于势流理论研究了圆形贮箱内任意充液比液体晃动问题.用Galekin方法求解该边值问题.研究液体自由晃动问题,计算不同充液比例下液体的晃动频率,并分析液体晃动频率随充液比例和半径变化的情况,并与已有实验进行了对比,取得良好结果.
56.封闭流体中自由振动刚体的ALE有限元分析
- 刘力菱;易丽清;魏泳涛
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：基于任意Lagrange–Euler描述,本文建立了分析流固耦合问题的平衡迭代算法.对具有运动边界的不可压缩粘性流,采用ALE格式的Galerkin/最小二乘有限元法进行数值模拟;改进了更新Lagrange描述下的伪弹性体算法,使流体单元始终维持中节点位于单元边中点的直线形态.流体通过耦合界面施加在固体的作用力被作为耦合平衡迭代的收敛控制参数.数值算例分析了质量?弹簧系统在封闭流体中的自由振动,得出了因流固耦合而产生的等效阻尼比、附加质量以及流场的形态.
57.方柱扰流流致振动的低雷诺数数值研究
- 王雪娥;李兵
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：利用CFD软件FLUENT对并列两方柱绕流的干扰流场进行了数值计算,研究了在层流低雷诺数状态下,不同双方柱间距下的涡量分布,速度分布和压力分布,而涡量,速度,压力的变化又导致两方柱间吸力和斥力的变化,从而影响控制棒结构所受的应力和应变,进而引起流致振动.
58.乏燃料贮存格架的流固耦合抗震分析
- 徐征宇
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：本文采用用于结构显式非线性有限元分析软件,对核电厂中位于乏燃料水池中的乏燃料贮存格架进行抗震分析.乏燃料贮存格架是自由地放在乏燃料水池中,其在地震SSE下的响应是非线性响应,必须考虑水池中的水对于格架的耦合作用,同时考虑其对于水池的复杂相对物理运动,比如摩擦滑移、倾覆、屈曲、碰撞等各种强非线性运动.
59.ANSYSCAE分析技术在核能行业中的应用概述
- 雷先华
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：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.
60.快堆堆容器跌落分析
- 刘强;余华金;王月英;唐龙;齐敏
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：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性变形,因此需要对该部位进行加固以避免主容器局部损坏.
61.管道抗冲击设计规范保守性分析研究
- 黄文慧;李朋洲;陈学德
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：该文以试验为依据,开展了对现有抗冲击设计规范军标GJB1060.1-91的分析评估工作,并借鉴国际上对核安全级管道抗震设计保守裕度进行缩减的处理办法,提出了可供借鉴的初步修改建议:若保持应力限值σa不变,可取管道在冲击载荷下按线弹性方法计算得到弯矩Mi的1/3,即Mi/3用于评定,或将应力指数B2减小为现在的0.33倍;若保持名义应力计算式不变,则可考虑放宽应力限值为现在的3倍左右.该修改建议可供新型核动力装置管道设计参考.
62.田湾核电站VVER-1000堆内构件流致振动实测
- 周正平;袁少波
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：简要介绍了田湾核电站在调试阶段的启动调试测量系统(SAMS系统)中对堆内构件振动测量的方法和结果.通过对调试阶段SAMS系统测量数据的分析,并和前期同类型VVER-1000堆型调试和运行积累的统计标准值相比较,结果表明实测结果基本满足统计标准值要求,另外,通过试验数据计算表明,堆内构件的疲劳强度满足要求.
63.基于SBFEM的核电厂地基动阻抗数值求解算法研究
- 朱秀云;李建波;林皋;胡志强
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：基于比例边界有限元方法(SBFEM)对于处理无限域问题具有突出的优点,文中从SBFEM无限域动力刚度控制方程的建立出发,借鉴递推近似算法-连分式求解无限域地基动力刚度矩阵,细致推导了一套按不同激振方向,适于非均质分层地基条件的随激振频率变化的核电厂地基动阻抗数值求解方法,并通过长方形基坑算例验证了上述算法的合理性.最后,分别以三维半无限均质/分层开挖场地算例的形式,给出了本文方法和基于谐响应的粘弹性场地地基动阻抗数值求解算法的结果比较,验证了其精度的合理性.
64.核设备力学分析中轴对称结构半解析有限元技术的应用
- 刘攀;尚尔涛
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：核设备制造和运行过程中在保证其安全的同时,对工期进度的要求也同样严格,由于结构中存在较多轴对称接管部位,对该类结构进行力学分析时一般采用二维轴对称模型,但载荷、温度等不一定是轴对称的,需要应用轴对称结构的半解析有限元技术,将任意载荷分解为轴对称载荷、正对称载荷和反对称载荷进行求解.基于上述前提,对ANSYS软件提供的轴对称单元施加非轴对称载荷功能(谐单元)进行了介绍,并对该方法采用的理论基础傅里叶级数进行说明,最后采用实例计算并对其结果进行分析,论证了上述方法的可行性.
65.手动蝶阀的有限元分析
- 莫亚飞;李海龙
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：本文采用ANSYS有限元程序对手动蝶阀在自重、地震的等多种载荷作用下进行应力分析.按相关规范[1,2]对阀门各部位的应力进行评价,保证其满足强度要求.
66.化学试剂添加箱力学分析
- 黄文慧;陈学德
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：辽宁红沿河核电厂一期工程一、二号机组化学试剂添加箱具有相同的功能、性能参数及结构形式,并且均位于标高-6.70m的K厂房内,仅房间号有所不同,本文选取了二号机组化学试剂添加箱进行分析与评定.该化学试剂添加箱是核电站专设的安全设施,是安全壳喷淋系统中的一项主要设备,内贮存有10m3的NaOH溶液,溶液重量百分比为30%.采用有限元分析方法对该结构进行了力学分析与评定,目的是校核其在各种工况载荷作用下的结构强度.通过对化学试剂添加箱进行力学计算分析,并按照RCC-M2000+2002补遗和ASME规范相关规定进行详细的评定,结果表明化学试剂添加箱的设计满足规范的要求.
67.控制棒驱动机构传热模型简化处理以及在疲劳分析中的应用
- 金挺;张庆红;熊光明
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：控制棒驱动机构承压部件的热环境较为复杂,难以直接分析各种换热方式对热分布的影响.以某型号控制棒驱动机构为例,运用传热学的三种换热形式理论,将控制棒驱动机构的外部换热等效为对流换热,将内部的换热行为等效为导热,简化换热方式进行瞬态热分析,继而采用雨流记数法进行疲劳分析.
68.重型双孔管夹应力分析与评定
- 李海龙;高付海
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：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.
69.中国先进研究堆(CARR)二次水系统管道应力分析及支架设置优化
- 戴守通;汪军;韩治
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：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.
70.高性能有限元分析在反应堆结构中的应用与开发
- 万力;郭垒磊;吴莘馨;于溯源
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：有限元分析方法作为反应堆规范(如ASME-III和RCC-M)中关于结构分析相关规定的有益补充,已经被广泛应用于反应堆结构分析,成为反应堆设计不可缺少的工具.INET建立了高性能有限元分析平台,并在反应堆结构中进行了多方面应用,包括一回路压力容器的分析设计、大型复杂核级设备的抗震分析等.还介绍了高性能有限元分析软件的自主研发情况,包括开发目标、技术手段和当前的成果进展等。
71.爆破阀拉力螺栓动力学分析
- 祁涛
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：在AP1000核电站设计中,爆破阀的引入是一重要特点.在爆破阀未打开前,拉力螺栓一端连接阀盖,另一端连接活塞.当接到阀门开启的信号时,点火器引燃爆破单元,由爆破单元产生的高压推动活塞将拉力螺栓拉断,并保证活塞有足够的能量快速下降冲击剪断剪切盖,从而开启阀门,同时要保证阀门在爆炸高压下压力边界的完整性.本文采用动力学软件LS-DYNA,对爆破阀的拉力螺栓进行动态仿真分析,模拟了爆破阀内活塞在爆炸高压下拉断拉力螺栓的动态过程,得到拉力螺栓拉断断面直径以及活塞的速度-时间曲线与爆炸产生的压力-时间曲线之间的关系。
72.指数形号筒声场共振的理论及模拟研究
- 张锴;姚伟达;沈小要
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：近年来,部分在功率提升工况下运行的核电厂蒸汽发生器干燥器因声致振动出现大量裂纹而失效,导致电厂计划外停堆和低功率运行.蒸汽干燥器的声共振特性及破坏机理目前尚没有研究清楚。以指数形号筒为研究对象,从理论分析和模拟计算角度研究声共振现象.理论上给出了号筒声场的频域和时域解析表达式,揭示声共振原理,解释了号筒的各种声学现象;模拟上用有限元、直接边界元和间接边界元三种声学模拟方法模拟计算号筒声场并与理论解对比,得到不同模拟方法的精度,指出各自优缺点和适用范围,选择间接边界元作为研究干燥器声致振动问题合适的模拟方法,为进一步研究复杂条件下的声致振动问题打下了基础。
73.核电厂1E级计算机控制系统机柜的地震反应分析研究
- 张翟
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：核电厂1E级计算机控制系统机柜主要安装核电站电控模块.为确保电控模块在地震载荷下能安全、可靠地动作,要求设计的机柜结构在地震载荷作用下不仅满足结构完整性要求,同时应尽量使安装在机柜中的电控模块承受较小的地震载荷作用.本文对1E级计算机控制系统机柜结构的地震反应进行分析研究。应用有限元法对机柜进行了在自重下的静态分析、结构模态分析和地震载荷下的谱分析.对机柜结构的地震反应结果,按RCC-M规范要求的准则等级进行应力组合与评定,并将结构的动态反应与机柜的试验结果进行了比较.结果表明分析结果与试验结果的动态特征较为吻合,证明了本文的有限元计算模型的可靠性。最后本文据计算结果对机柜结构提出了改进措施,以使其具有更好的抗震性能,同时去除了一些不必要的部件,以降低复杂性并降低制造和安装成本。
74.爆破阀剪切盖的动力学分析及优化设计方法
- 周劭翀
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：在新一代核电站设计中首次应用了爆破阀.在收到触发信号后,爆炸单元引爆,推动活塞快速下落,打断剪切盖开启阀门.剪切盖的设计要点之一是,在阀门需要开启时必须保证剪切盖能够被可靠切断.使用显式动力学有限元程序LS-DYNA,采用和应变率相关的弹塑性材料模型,对活塞高速撞击并切断剪切盖的过程进行动态防真,研究了材料应变率、内压等因素对计算的影响。并在初始构型的基础上,结合不同结构参数,对爆破阀剪切盖进行优化,以得到可靠性更高的方案。
75.基于LS-DYNA的主蒸汽管道甩动仿真分析
- 王春霖
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：应用LS-DYNA软件建立主蒸汽管道防甩计算模型,并对管道破裂后与防甩件U-bolt的碰撞过程进行仿真分析,从整体上得到U-bolt应力、应变以及甩击力的分布规律,为主蒸汽管道的防甩研究提供了有价值的探索.
76.核安全壳隔振减震分析研究初探
- 侯钢领;陈树华;李冬梅
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：安全壳是核电站安全的最后保障,本文主要探讨应用隔震技术提高核安全壳的抗震性能.首先,从隔震技术的原理出发,基于核安全壳的动力特性,分析表明核安全壳采用隔震技术的可行性.其次,以某核电站安全壳为例,对比传统和采用隔震技术核安全壳的地震响应,应用数值模拟说明隔震技术对核安全壳的有效性.最后,根据隔震核安全壳的地震响应特点,结合现行抗震技术,总结给出采用隔震技术核安全壳的优点.
77.辐照监督组件运输容器跌落试验的有限元分析
- 韩治;衣大勇;冯嘉敏
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：本文通过合理的简化策略,对辐照监督组件运输容器的可能的跌落试验方案进行了一系列的瞬态有限元动力学分析,确定了运输容器跌落试验的跌落角度,优化了运输容器的设计方案,验证了运输容器设计方案的可行性,计算结果表明运输容器可以经受跌落试验,防护容器以及螺栓的应力强度在设计应力强度许可的范围内,运输容器是安全可靠的.
78.泵类设备支承结构的传递导纳计算
- 林松;张鲲;孙磊
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：导纳是结构振动噪声研究的重要内容.本文以泵类设备支承结构的试验模型为计算实例,利用有限元法和统计能量分析计算该模型的传递导纳,与试验值进行比较,验证该方法对导纳特性预报的有效性.
79.反应堆压力容器支承环应力分析和评定
- 张庆红;刘攀;尚尔涛
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：采用有限元分析软件ANSYS11.0,建立了反应堆压力容器支承环三维模型,并对其最严重工况进行了非线性有限元分析.根据RCC-M规范的要求,对反应堆压力容器支承环各部分别进行应力强度评定.结果表明,反应堆压力容器支承环在最严重工况下满足规范要求.该计算模型采用三维实体单元建模,能更为真实的模拟实际工程结构以及再现实际工程边界条件和外加载荷,有效降低了模型简化导致的误差.
80.核用水平安装式浮子流量计应力分析与评定
- 李楠;李晓轩;李海龙
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：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.
81.基于热流固耦合效应的堆芯围筒温度分析方法研究
- 赵飞云;张明;朱焜;黄庆
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：针对堆芯围筒及吊篮结构的固体和流体耦合问题,采用三维实体热单元、三维表面热效应单元及三维耦合热-流体管单元建立有限元分析模型,重点探讨堆芯围筒、吊篮筒体、冷却剂流体热流固耦合的温度分析方法,为堆内构件关键技术研究提供借鉴.
82.基于HOMOGENIZATION方法的棒束流固耦合模态分析
- 王鲁波
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：浸没于液体中的棒束与周围液体的流固耦合问题广泛发生于反应堆堆芯等工程结构.此类结构的几何体系大多比较复杂,从而导致了数值分析庞大的数据量.HOMOGENIZATION方法以均匀、连续介质的思想描速流固体系,以此进行大范围棒束流固耦合数值模拟时,能够大大减少单元数量,缩短计算时间.文章中给出了HOMOGENIZATION方法的理论基础,以二维4×4棒束流固耦合的模态分析为例,采用HOMOGENIZATION方法及传统的直接耦合方法分别建模、求解,并对两种进行了比较.
83.核2、3级管壳式换热器管束流致振动分析方法探讨
- 郎红方;叶泉流;陈福龙
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：在核电站中,换热器是非常重要的单元设备,其中折流板管壳式换热器是应用最广泛的一种.但是,这类换热器的一个严重的缺点是传热管束易发生流体诱导振动,造成设备破坏.在介绍国内外对管束流致振动分析的工程应用情况的基础上,针对核2、3级管壳式换热器水-水无相变换热这种实际运行工况下,依据TEMA标准,探讨了卡门旋涡、紊流抖动、流体弹性不稳定、声振动引发流致振动的分析方法,给出了在核2、3级管壳式换热器设计中管束流致振动的判据,并对存在管束流致振动破坏风险的管壳式换热器提出了解决办法,将折流板管壳换热器改为纵流壳程换热器.
84.基于核级管壳式换热器流致振动的分析研究
- 唐琼辉;黄甲;孟阿军
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：核级热交换器是核电厂的重要设备,而流致振动所致的传热管破损是热交换器失效的主要原因.对核级热交换器的流致振动研究对于保证核电厂正常运行具有重大的实际意义.目前主要通过半经验公式为基础进行工程计算设计,并最终通过试验加以验证的方法保证换热器的可靠性,避免流致振动导致的失效.一直以来,由于计算机软硬件的限制,对于热交换器的流致振动的仿真研究比较缺乏、技术路线不够成熟.随着三维计算机仿真技术的飞速发展,多物理场之间的耦合(如流场、结构和电磁场的耦合)成为计算机仿真的主要发展方向,在这种趋势下采用流固耦合方法对热交换器的流致振动进行仿真正逐渐成为现实.本文回顾了国内外换热器流致振动研究的重要成果,分析了采用国标分析管壳式换热器流致振动可能的不足之处,阐明了采用CFX和ANSYS对管壳式换热器进行流致振动仿真的技术路线,讨论了研究过程中遇到的问题及可能的解决方案.
85.蒸汽发生器管束流致振动计算与分析
- 张宝锋
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：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.
86.严重事故下CPR1000安全壳设备舱门密封性能分析
- 刘鹏亮;彭翠玲;向文元;朱贺
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：严重事故下,安全壳设备舱门是安全壳的薄弱环节之一.主要对严重事故下设备舱门密封性能进行研究。通过有限元软件ANSYS,建立CPR1000安全壳设备舱门有限元模型,进行严重事故下设备舱门密封性能分析,通过分析得到了影响安全壳设备舱门密封性能的主要因素,并结合RCC-M规范对设备舱门结构优化设计提出改进建议。
87.压力管道振动分析与控制
- 朴磊;张铁坚;施建华
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：管道振动是引起管道损伤的一个重要因素,严重的管道振动会加速裂纹扩展,导致疲劳破坏、介质外泄,引起严重的安全事故,威胁管道系统的安全运行.在压力管道设计中,分析、研究影响管道振动的因素,掌握其对管道破坏的规律,采取一些必要的技术措施,将管道振动控制在一定的范围内,为系统安全运行提供保障是十分必要的,具有重要的安全意义和经济效益.阐述了管道振动产生的原因与机理,管道振动分析使用的控制标准以及减小和防止管道振动的技术方法,提出了后续研究压力管道振动的方向,指出压力管道振动控制具有良好的研究与应用前景.
88.应急柴油机冷却管道振动控制优化设计
- 张鲲;崔赪昕;乔红威;林松;孙磊
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：大亚湾核电站应急柴油机运行时会引起与柴油机连接的冷却水管的强烈振动,为柴油机的运行带来了安全隐患.为了考察通过加装动力吸振器来降低管道振动的可行性,对该方法在应急柴油机冷却管道上的应用效果进行了仿真计算及优化.首先建立应急柴油机管道系统的有限元模型,采用现场实测的管道响应值作为激励条件,施加在管道模型上,计算管道的动态响应.根据计算的响应特征确定吸振器的物理参数,然后采用遗传算法,以管道关键位置的振动响应为优化目标,对吸振器在管道上的安装位置进行优化.数值仿真结果表明,加装吸振器的方法对冷却管道振动有较为显著的控制效果.
89.动态子结构方法在设备与管道接口模拟中的应用
- 丁凯;陈星文
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：对于大多管道计算,在处理管道和设备接口处存在一定不足,有的将设备对于管道的约束假定为完全固定,有的应用管道单元模拟设备,这两种方法不能完全模拟设备复杂结构与管系之间的相互影响,特别是其动力响应的相互作用.通过对比固定界面模态综合法与自由界面模态综合法,分析这两个动态子结构方法的作用与特点,并以AP1000包含蒸汽发生器的主蒸汽管分析模型为例,应用ANSYS程序,研究和确定合理、适用的管道与设备接口的动态子结构简化方法.
90.管道瞬态传热模型的简化处理及在疲劳分析中的应用
- 倪正超;朴磊;刘震顺;刘浪;吴高峰
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：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.
91.过剩下泄热交换器壳程部分外压稳定性分析
- 吕爱民;聂林成;王明毓;梁明邦
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：过剩下泄热交换器为核级设备,该热交换器的壳程部分为薄的壳体结构,在事故工况下需承受0.5MPa的外压.因此需对该设备的壳程部分进行外压屈曲分析.对于结构的屈曲分析,可以用RCCM规范第ZIV篇进行分析,但计算结果偏于保守.本文应用ANSYS有限元分析软件对该设备的壳程部分进行了外压屈曲分析.
92.基于ANSYS的高温高压管道弯头塑性极限分析
- 李兴华;曹雷生;聂林成
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：管道弯头是核电站管道系统中重要的管部件之一,而工程实践经验表明管道弯头失效破坏常常是由塑性极限载荷和弹塑性断裂控制.无论管道弯头的失效破坏模式是塑性垮塌还是弹塑性断裂,在安全评定中,管道弯头的塑性极限载荷都是一个必不可少的重要参量.在核电站管道系统设计中,压力与温度是管道弯头的工作载荷,也是管道弯头结构设计时考虑的主要载荷形式,因此本文利用ANSYS有限元分析软件,将弯头材料简化为理想弹塑性,同时考虑几何非线性,重点分析核电站安全注入系统中某管道弯头在压力和温度载荷作用下的塑性极限载荷分布规律,为核电站管道系统设计提供理论依据.
93.核电站稳压器下封头加热管应力分析
- 陈涛;尚尔涛;金挺
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：主要研究核电站稳压器在正常和扰动工况下封头加热管附近对流换热系数的计算方法,评价热应力和机械应力耦合后对容器强度的影响.利用有限元软件Ansys建立模型,考虑了弹性模量、比热、热膨胀系数等物理参数随温度变化的情况,计算瞬时温度场的变化引起的结构内部温度分布,并对此结构进行了热-机械耦合场下的应力分析.最后按照RCC-M规范进行评定,结果表明,该结构满足RCC-M规范相关要求.
94.小冲杆试验装置及试样设计的有限元分析
- 聂君锋;徐彤;庄茁
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：小冲杆试验是一种微型试样试验技术,通过该技术,可以获得在役设备上材料的屈服强度、拉伸强度的机械性能,从而为材料劣化程度的评价、成套装备的安全评估和寿命评价提供支撑,但是我国目前还没有关于此类试验的系统的标准和规范.通过有限元分析手段,结合试验数据,可以方便地对小冲杆试验的装置和样品的几何参数、材料参数以及边界条件等进行分析.结果显示,试验装置的接收半径、压头半径以及加载杆的对中程度对试验结果有明显的影响,试验样品的厚度、摩擦系数以及不均匀性也对试验结果有较大影响.因此,通过对该试验各参数的有限元计算分析,为建立我国承压设备金属材料的小冲杆试验标准提供了参考依据.
95.完整石墨晶体的层间距与间隙原子的平衡位置计算
- 方向;于溯源;王海涛
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：在高温气冷堆中,石墨作为慢化剂、反射层和主要堆内材料被广泛使用.堆内的高温和高中子辐照剂量工况能够改变石墨的微观结构,并对宏观上的机械性能、热性能和几何尺寸产生较大影响,而石墨的蠕变效应在此过程中扮演了举足轻重的角色.本文从微观晶格尺度入手,使用Lennard-Jones势能函数研究石墨晶体在中子辐照工况下的结构变化,计算了完整石墨晶体层间距以及单个间隙原子存在时的平衡位置.
96.岭澳二期DCS失电分析的一般过程和基本方法
- 郑文波;王振营;李红林
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：DCS是岭澳二期项目的重大改进项之一,相应的DCS失电分析也是首次开展.DCS失电分析的一般过程包括确定假设始发事件、列出失去电源的设备清单、分析设备失电所影响的信号和控制功能、汇总分析结论、评价电厂功能、判断是否满足安全要求等几个步骤.分析设备失电所影响的信号和控制功能是分析的主要工作和难点.为了克服机柜间传输信号复杂、设计初期有关信息缺失、分析工作量大的困难,本文提出了功能组分析法并加以推广应用,使失电分析工作得以顺利开展.
97.核动力厂高能管道LBB分析技术概述
- 李强;岑鹏;甄洪栋
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：自上世纪70年代初针对核动力厂高能管道的设计首先提出的LBB(Leak-before-break,破前漏)分析技术,已经得到了长足的发展和广泛的应用,对于简化核动力厂的设计,节省投资和缩短建造周期,方便在役检查和维护,降低职业辐照剂量,发挥了重要作用.本文对核动力厂高能管道的LBB分析技术的发展背景,应用现状和一般分析流程进行了回顾和总结.对LBB分析技术规范文件和研究文献进行了综述,对LBB分析技术中需要解决的问题进行分析,以期对开展核动力厂LBB分析技术的应用提供参考.
98.核辅助系统管道LOCA分析方法研究
- 何风;张毅雄;王伟;艾红雷
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：反应堆冷却剂系统发生失水事故(LOCA)时,会诱发核辅助系统管道运动产生惯性效应和牵连位移效应.本文采用通用有限元分析软件ANSYS和专用管道力学分析软件SYSPIPE,对这两种动力效应进行分析(即核辅助管道LOCA分析).结果表明:相对于SYSPIPE软件,采用ANSYS软件的瞬态动力分析功能能够更加准确地模拟核辅助系统管道LOCA动力效应.同时通过对获得的LOCA惯性效应、牵连位移效应以及惯性效应和牵连位移效应的组合效应进行比较后认为:在进行核辅助管道事故工况应力分析评定时如果完全忽略LOCA惯性效应产生的一次应力的分析方法是不合理的;如果考虑LOCA发生概率,采用LOCA牵连位移效应产生的二次应力弥补惯性效应产生的一次应力的分析方法从可靠性方面讲是比较合理的;为了能更真实地模拟核辅助管道LOCA动力效应,应真实考虑LOCA惯性效应和牵连位移效应,从确定论上保证在发生LOCA事故时核辅助管道的安全.
99.HTR-PM余热排出系统主设备抗震分析
- 张丽;史力;李晓伟;罗建国
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：余热排出系统是球床式高温气冷堆与固有安全性相关的重要安全系统之一,需要对该系统中的主要设备进行详细的抗震分析。文使用有限元方法对余热排出系统的主设备表面冷却器与冷却水管在自重及地震载荷下的响应进行了详细的应力分析,抗震分析中采用了响应谱法。并使用ASME规范评价了抗震分析结果,表明在事故工况下,表面冷却器与冷却水管的结构强度满足ASME规范要求。
100.离线啜吸检测系统水下装置抗震分析
- 刘文进
- 《第十六届全国反应堆结构力学会议》 | 2010年
摘要：离线啜吸检测系统水下装置安装在燃料厂房内,其作用是定性检测辐照后的燃料组件的严密性和定量检测燃料包壳破损的情况。它是PMC系统(燃料操作系统)的一部分。设备的抗震级别为1I级,安全等级为NC,根据相关规定需要对其作抗震分析。采用ANSYS8.0程序对其进行了在自重、1/2SSE地震和SSE地震作用下的分析计算,并按照RCC-M和EJ/T833-2006规范的规定对计算结果进行了评定。所分析的离线啜吸检测系统水下装置在各种工况下的应力满足相关规范的要求。