反应堆压力容器的密封分析技术 被引量：11

1

作者 郑连纲 张丽屏 +1 位作者 杨宇 臧峰刚 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第3期4-6,共3页

反应堆压力容器内的冷却剂具有压力高、温度高、放射性剂量高等主要特点,保证压力容器的密封性能对整个核反应堆系统安全运行至关重要。本文针对密封结构的密封性能分析方法与技术进行了研究,包括螺栓预紧、弹塑性接触、热与结构的耦合... 反应堆压力容器内的冷却剂具有压力高、温度高、放射性剂量高等主要特点,保证压力容器的密封性能对整个核反应堆系统安全运行至关重要。本文针对密封结构的密封性能分析方法与技术进行了研究,包括螺栓预紧、弹塑性接触、热与结构的耦合分析技术等,完成了反应堆压力容器的三维弹塑性密封分析技术研究,全面地考虑了结构承受的各种载荷,实现了结构接触面之间有摩擦的弹塑性接触和接触传热问题的模拟。该分析方法弥补了专用密封分析程序适用范围狭小以及分析过程的烦琐等不足,较目前通用的二维密封分析技术考虑的因素更加全面。该技术已成功应用于工程设计中的压力容器设计与分析。 展开更多

关键词 压力容器 密封性能 分析方法

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C形密封环密封特性数值计算方法研究 被引量：9

2

作者 董元元 罗英 张丽屏 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第2期155-159,共5页

建立较精确的C形密封环三维有限元模型,考虑弹塑性-接触耦合问题,利用ANSYS对其进行数值计算,并分析其密封特性。通过研究,获得了C形密封环的压缩-回弹特性曲线,与试验结果符合良好,验证了数值计算方法的正确性。压缩状态下应力在弹簧... 建立较精确的C形密封环三维有限元模型,考虑弹塑性-接触耦合问题,利用ANSYS对其进行数值计算,并分析其密封特性。通过研究,获得了C形密封环的压缩-回弹特性曲线,与试验结果符合良好,验证了数值计算方法的正确性。压缩状态下应力在弹簧基体的0°、90°、180°和270°区域分布较大;回弹状态下,中间层和银层产生翘曲使得包覆层开口变大;各层结构间的相互作用对C形密封环的密封特性具有明显的影响。 展开更多

关键词 C形密封环 密封特性 三维有限元模型 数值计算

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弹簧金属C形环密封特性分析及优化设计方法研究 被引量：6

3

作者 姜露 李辉 +3 位作者 张瀛 邵雪娇 张丽屏 傅孝龙 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第S02期54-59,共6页

为完善弹簧金属C形环密封特性分析及设计方法,通过建立精细化分析模型,对压缩回弹特性曲线进行精确模拟,并通过试验数据验证数值方法的有效性和正确性;此外,采用试验设计方法开展结构参数敏感性系统分析,深入研究设计参数对密封特性的... 为完善弹簧金属C形环密封特性分析及设计方法,通过建立精细化分析模型,对压缩回弹特性曲线进行精确模拟,并通过试验数据验证数值方法的有效性和正确性;此外,采用试验设计方法开展结构参数敏感性系统分析,深入研究设计参数对密封特性的交互影响规律;并基于多岛遗传算法(MIGA)建立优化模型,对关键参数进行优化设计研究。研究结果表明,压缩回弹特性曲线模拟结果与试验数据吻合良好,且数值方法具有非常好的稳定性;弹簧丝直径、密封层和包覆层厚度对密封面接触压力特性产生重要影响,但弹簧丝直径不宜过大或过小;采用本文所建立的优化模型及方法,可以快速获得关键参数的最优组合,有效提高密封性能。 展开更多

关键词 C形环 压缩回弹 密封特性 遗传算法 优化设计

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反应堆压力容器堆芯筒体快速断裂分析 被引量：6

4

作者 张丽屏 郑连纲 +1 位作者 卢岳川 刘文进 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第5期30-32,共3页

反应堆压力容器的堆芯筒体受中子辐照最高,是辐照脆化敏感的关键部位。为防止堆芯筒体的快速断裂,在核电工程设计中有必要对该部位进行断裂力学分析,采用法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的2种断裂力学分析方法对... 反应堆压力容器的堆芯筒体受中子辐照最高,是辐照脆化敏感的关键部位。为防止堆芯筒体的快速断裂,在核电工程设计中有必要对该部位进行断裂力学分析,采用法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的2种断裂力学分析方法对某核电工程的压力容器进行详细的快速断裂力学分析。分析结果表明,反应堆压力容器堆芯筒体在运行过程中不会发生快速断裂。 展开更多

关键词 堆芯简体 反应堆压力容器 快速断裂

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石墨垫片密封泄漏率计算方法研究 被引量：1

5

作者 姜露 傅孝龙 +3 位作者 张丽屏 张瀛 庾明达 田俊 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第1期141-147,共7页

为完善核级主设备密封分析及设计方法,基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型,对石墨垫片密封接触应力进行了分析研究;结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型;基于理论预测模型计算... 为完善核级主设备密封分析及设计方法,基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型,对石墨垫片密封接触应力进行了分析研究;结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型;基于理论预测模型计算了设计工况、试验工况和启动瞬态工况下的质量泄漏率,对主要影响参数进行了分析和讨论。研究结果表明,石墨垫片密封接触应力沿周向分布较为均匀,而石墨环沿径向的中间区域接触应力值略低于石墨环两侧;在温度和压力上升瞬态中,密封接触应力随时间呈现出下降的规律,密封质量泄漏率与接触应力呈负相关,增大密封接触应力可以降低质量泄漏率,但降低效率逐渐减小,减小粗糙度可以显著降低质量泄漏率。本文分析方法可为核级主设备密封泄漏率分析和紧密度评价提供重要参考。 展开更多

关键词 稳压器人孔 石墨垫片 密封接触应力 质量泄漏率

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核反应堆压力容器主密封瞬态性能研究 被引量：1

6

作者 姜露 张丽屏 +3 位作者 傅孝龙 孙英学 刘文进 杨宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第1期185-191,共7页

为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能,本文建立了主密封结构三维数值模型,分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性,从法兰和主螺栓变形协调机理角度,研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因... 为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能,本文建立了主密封结构三维数值模型,分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性,从法兰和主螺栓变形协调机理角度,研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因,总结了密封面处法兰轴向分离量变化机制,并对瞬态循环条件下密封面累积塑性变形和法兰分离量演化规律进行了预测研究。研究结果表明,温度滞后效应导致主螺栓在瞬态条件下应力交变幅值大;瞬态温度和压力对密封面处分离量影响很大,急速升压会使得分离量快速增大;在启停堆瞬态循环作用下,密封面处分离量曲线呈现周期性特征,经历若干次循环后分离量曲线达到稳定,密封面局部弹塑性变形达到安定,整体塑性变形分布趋于均匀。 展开更多

关键词 压力容器主密封 瞬态条件 主螺栓应力 密封分离量 累积塑性变形

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反应堆压力容器接管嘴内隅角应力强度因子计算研究 被引量：5

7

作者 张丽屏 苏东川 +1 位作者 高世卿 张瀛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第11期2042-2048,共7页

本文针对反应堆压力容器接管嘴内隅角,采用含真实裂纹的三维有限元法对温度与压力作用下应力强度因子的计算进行了研究。以某工程压力容器接管嘴内隅角为例,用含真实裂纹的三维有限元法和目前使用的简化工程算法对压力与热载荷作用下的... 本文针对反应堆压力容器接管嘴内隅角,采用含真实裂纹的三维有限元法对温度与压力作用下应力强度因子的计算进行了研究。以某工程压力容器接管嘴内隅角为例,用含真实裂纹的三维有限元法和目前使用的简化工程算法对压力与热载荷作用下的接管嘴内隅角应力强度因子进行了计算,并对两种方法的计算结果进行对比分析。结果表明:当简化工程算法得到的应力强度因子接近规范限值时,应对热载荷引起的应力强度因子进行详细有限元计算,以规避简化工程算法的不保守性给压力容器带来的快速断裂风险。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 内隅角 接管嘴 应力强度因子

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316H不锈钢蠕变-疲劳缺口效应及损伤考核准则分析

8

作者 龚伟忠 谈建平 +4 位作者 曾鑫 张丽屏 邵雪娇 苏东川 刘长军 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2023年第5期519-525,共7页

通过开展光滑试样和不同V型缺口试样载荷控制下的蠕变-疲劳试验,研究了载荷水平、保载时间、缺口尺寸对316H不锈钢在600℃试验温度下蠕变-疲劳寿命的影响及缺口效应,探讨了ASME BPVC III-NH卷中316不锈钢蠕变-疲劳考核准则对于316H缺口... 通过开展光滑试样和不同V型缺口试样载荷控制下的蠕变-疲劳试验,研究了载荷水平、保载时间、缺口尺寸对316H不锈钢在600℃试验温度下蠕变-疲劳寿命的影响及缺口效应,探讨了ASME BPVC III-NH卷中316不锈钢蠕变-疲劳考核准则对于316H缺口试样的适用性。结果表明:316H不锈钢蠕变-疲劳寿命在短时保载下表现出缺口削弱作用,长时保载下表现出缺口强化作用;随着保载时间的增加,可观察到断口处裂纹扩展区凹坑和凸起变多,瞬断区韧窝变大变深;根据现有的试验结果,ASME规范中316不锈钢蠕变-疲劳考核准则适用于缺口构件。 展开更多

关键词 316H不锈钢 缺口效应 蠕变-疲劳 考核准则

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反应堆结构三维非线性抗震分析研究 被引量：4

9

作者 刘文进 吴万军 +2 位作者 兰彬 张丽屏 黄旋 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第6期24-26,35,共4页

对反应堆结构抗震分析软件进行研究,编制必要的接口程序和载荷组合及敏感性分析程序,将抗震分析中的商用软件、国外引进软件和编制的载荷组合及敏感性分析程序等组合成一个软件系统。对反应堆结构三维非线性抗震分析的建模技术和分析技... 对反应堆结构抗震分析软件进行研究,编制必要的接口程序和载荷组合及敏感性分析程序,将抗震分析中的商用软件、国外引进软件和编制的载荷组合及敏感性分析程序等组合成一个软件系统。对反应堆结构三维非线性抗震分析的建模技术和分析技术进行研究,对采用三维非线性时程法进行反应堆结构抗震分析的必要性和可行性进行研究。建立反应堆结构三维非线性模型,利用ANSYS软件采用时程法中的直接积分法完成了反应堆结构抗震分析计算,给出了应力分析评定所需的载荷和控制棒驱动机构抗震鉴定试验所需的加速度时程。 展开更多

关键词 反应堆结构 抗震 三维非线性

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循环电载下热效应对铁电材料畴变的影响 被引量：3

10

作者 张丽屏 余寿文 《固体力学学报》 CAS CSCD 北大核心 2006年第4期335-340,共6页

铁电材料在力、电载荷作用尤其是循环载荷作用下有明显的热效应.热效应会在铁电材料中引起应力场和电场.另外,在外载作用下铁电材料发生约束畴变时也会产生附加的应力场,这些附加的应力场和电场都会对铁电材料的畴变产生影响.而且在循... 铁电材料在力、电载荷作用尤其是循环载荷作用下有明显的热效应.热效应会在铁电材料中引起应力场和电场.另外,在外载作用下铁电材料发生约束畴变时也会产生附加的应力场,这些附加的应力场和电场都会对铁电材料的畴变产生影响.而且在循环载荷作用的情况下,这种影响会逐渐累积.但在以往的研究中,很少涉及这种影响.该文就循环电载下热效应引起的力、电场和约束畴变时产生的附加应力场对铁电材料畴变的影响进行了初步研究. 展开更多

关键词 热效应 畴变 循环电场 裂纹 铁电材料

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控制棒驱动机构耐压壳下部密封环应力与疲劳分析 被引量：3

11

作者 邵雪娇 张丽屏 +1 位作者 杜娟 谢海 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第3期148-151,共4页

采用有限元分析方法对某核电工程控制棒驱动机构耐压壳下部密封环的2种对接厚度进行了应力和疲劳分析对比,在疲劳分析中采用瞬态分组技术,同时参考RCC-M 2002规范对ANSYS程序中的弹塑性修正因子(Ke)进行解耦修正。结果表明,2种接头厚度... 采用有限元分析方法对某核电工程控制棒驱动机构耐压壳下部密封环的2种对接厚度进行了应力和疲劳分析对比,在疲劳分析中采用瞬态分组技术,同时参考RCC-M 2002规范对ANSYS程序中的弹塑性修正因子(Ke)进行解耦修正。结果表明,2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,较薄密封环结构疲劳分析结果相对更安全,较厚密封环结构在其余工况相对更安全;在疲劳分析中对瞬态进行分组能明显降低使用系数和一次加二次应力之和幅值的保守性;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的修正能明显提高计算结果精度。 展开更多

关键词 控制棒驱动机构 疲劳 弹塑性修正因子

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非均匀冷装配合数值模拟分析与试验研究 被引量：2

12

作者 陈聪 张丽屏 +5 位作者 李鹏飞 唐彬 郑洪涛 王月 汪宇 赵京 《机械与电子》 2016年第11期29-33,共5页

对容积补偿器上过渡套管的非均匀冷装配合进行了模拟分析与试验研究,以确定合理的拔脱力值。参考核电标准RCC-M中的计算方法,确定了拔脱力的最小理论值。选取具有代表性的安装孔尺寸并初步拟定了过盈量范围。针对非均匀配合、不同过盈... 对容积补偿器上过渡套管的非均匀冷装配合进行了模拟分析与试验研究,以确定合理的拔脱力值。参考核电标准RCC-M中的计算方法,确定了拔脱力的最小理论值。选取具有代表性的安装孔尺寸并初步拟定了过盈量范围。针对非均匀配合、不同过盈量开展了数值模拟分析,分析结果给出了参考范围。装配工艺试验结果验证了数值分析结果的有效性,装配过程顺利,拔脱力值较高,建议产品在装配时采用该过盈量范围。 展开更多

关键词 冷装 非均匀 数值模拟 工艺试验

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基于耦合损伤本构模型的508-3钢循环塑性变形模拟 被引量：2

13

作者 张丽屏 田俊 +2 位作者 李建 杨宇 阚前华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第1期165-168,共4页

基于耦合损伤本构模型开展了508-3钢在200℃下的循环累积塑性变形模拟研究。通过单轴拉伸和循环加载实验获得了试验数据并拟合确定了材料的损伤本构模型参数,然后利用该本构模型模拟了材料的单调加载变形行为和循环累积塑性变形行为。... 基于耦合损伤本构模型开展了508-3钢在200℃下的循环累积塑性变形模拟研究。通过单轴拉伸和循环加载实验获得了试验数据并拟合确定了材料的损伤本构模型参数,然后利用该本构模型模拟了材料的单调加载变形行为和循环累积塑性变形行为。与经典Chaboche模型的模拟结果相比,耦合损伤的本构模型能更好地模拟508-3钢的单调拉伸行为、应变和应力控制循环软化变形行为,且模拟结果与实验数据吻合良好,为508-3钢制造的核电设备的累积塑性变形模拟奠定了基础。 展开更多

关键词 508-3钢 损伤 本构模型 循环塑性变形

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反应堆压力容器快中子辐照影响分析 被引量：2

14

作者 虞晓欢 傅孝龙 +2 位作者 张丽屏 石凯凯 王涛 《机械工程师》 2017年第10期106-109,共4页

针对某设计寿命30 a、欲再延寿20 a的核电厂反应堆压力容器,文中利用NRC-RG1.99(Rev.2)以及ASME规范等,从材料辐照脆化参数、压力-温度限制曲线、材料承压热冲击分析、快断评价的角度,讨论中子辐照对该反应堆压力容器的影响,分析结论认... 针对某设计寿命30 a、欲再延寿20 a的核电厂反应堆压力容器,文中利用NRC-RG1.99(Rev.2)以及ASME规范等,从材料辐照脆化参数、压力-温度限制曲线、材料承压热冲击分析、快断评价的角度,讨论中子辐照对该反应堆压力容器的影响,分析结论认为,该反应堆压力容器能够满足50 a的使用寿命要求。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 辐照 脆化 老化

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核设备弹塑性疲劳分析方法研究 被引量：2

15

作者 王东辉 张丽屏 傅孝龙 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第11期2036-2041,共6页

核电设备在运行寿命期间承受温度、压力变化恶劣的瞬态,应力交变幅值通常会超过材料的屈曲极限,此时简化弹塑性疲劳分析很难满足ASME规范要求。本文基于应变的塑性疲劳分析研究了去除简化弹塑性疲劳分析的保守性,并对蒸汽发生器给水管... 核电设备在运行寿命期间承受温度、压力变化恶劣的瞬态,应力交变幅值通常会超过材料的屈曲极限,此时简化弹塑性疲劳分析很难满足ASME规范要求。本文基于应变的塑性疲劳分析研究了去除简化弹塑性疲劳分析的保守性,并对蒸汽发生器给水管与管接头的塑性疲劳分析进行了研究。结果表明塑性疲劳很好地去除了简化弹塑性疲劳分析带来的保守性,本文方法很好地解决了工程实践中恶劣瞬态条件下的疲劳问题。 展开更多

关键词 蒸汽发生器 给水管 弹塑性分析 疲劳

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钛合金材料弹塑性修正因子研究 被引量：2

16

作者 杜娟 邵雪娇 +2 位作者 张丽屏 阚前华 郭素娟 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第1期101-105,共5页

对核级设备的疲劳分析计算通常是采用美国工程师机械学会(ASME)或法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的简化弹塑性疲劳分析方法。进行简化的弹塑性疲劳分析需要确定弹塑性修正因子(Ke)及其相关参数。规范给出了核级... 对核级设备的疲劳分析计算通常是采用美国工程师机械学会(ASME)或法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的简化弹塑性疲劳分析方法。进行简化的弹塑性疲劳分析需要确定弹塑性修正因子(Ke)及其相关参数。规范给出了核级设备常用材料的Ke基于大量试验数据拟合的经验公式及其相关系数。但目前,规范并没有提供钛合金材料的这些相关数据。由于试验获取钛合金材料Ke需要耗费大量时间和物力,因此,通过数值分析方法获取钛合金材料的Ke,并验证核级设备常用材料规范提供的经验公式是数值分析方法获取Ke的包络值,同时确定包络的最小保守裕量。以此为依据,确定钛合金材料Ke的表达式及其相关系数,以满足钛合金TA17的简化弹塑性疲劳分析要求。 展开更多

关键词 弹塑性修正因子Ke 钛合金 简化弹塑性疲劳分析

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反应堆压力容器接管三维有限元分析 被引量：1

17

作者 张丽屏 杜娟 刘文进 《东方电气评论》 2012年第4期62-67,共6页

反应堆压力容器接管在反应堆运行期间,要承受压力瞬态、温度瞬态、地震、热膨胀等各种载荷的作用。因此在结构设计过程中,需要对反应堆接管在各种载荷组合作用下的应力进行分析。本文采用ANSYS程序完成了反应堆压力容器接管在各载荷作... 反应堆压力容器接管在反应堆运行期间,要承受压力瞬态、温度瞬态、地震、热膨胀等各种载荷的作用。因此在结构设计过程中,需要对反应堆接管在各种载荷组合作用下的应力进行分析。本文采用ANSYS程序完成了反应堆压力容器接管在各载荷作用下的三维应力和疲劳分析,并按照RCC-M规范的相关应力限值准则对计算结果进行了评定。评定结果表明接管应力满足RCC-M规范的要求。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 接管 三维 有限元分析

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反应堆结构类裂纹不连续区的疲劳损伤评价方法研究

18

作者 庾明达 张丽屏 +3 位作者 傅孝龙 杜娟 邵雪娇 姜露 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第12期2707-2716,共10页

反应堆结构中存在大量类裂纹形式的局部结构不连续区,其焊趾处由于应力集中,结构的疲劳性能将极大降低,因此类裂纹不连续区的疲劳损伤评定是反应堆结构分析中的一个重要问题。本文以反应堆压力容器贯穿件焊缝为对象,对规范通用的疲劳损... 反应堆结构中存在大量类裂纹形式的局部结构不连续区,其焊趾处由于应力集中,结构的疲劳性能将极大降低,因此类裂纹不连续区的疲劳损伤评定是反应堆结构分析中的一个重要问题。本文以反应堆压力容器贯穿件焊缝为对象,对规范通用的疲劳损伤评价方法及类裂纹不连续区疲劳损伤评价方法进行了研究,并对各评价方法的保守性进行了比较。结果表明,相比通用疲劳评价方法,类裂纹疲劳评价方法能准确模拟应力集中的影响,并通过引入特征距离,使疲劳损伤系数计算时所对应的应力水平趋于合理。同时,类裂纹疲劳评价方法能避免通用疲劳评价方法中无法确定合理的焊缝疲劳修正系数及疲劳减弱因子的困难,解决了通用疲劳评价方法在类裂纹不连续区疲劳分析评估中存在一定局限性的问题,因此类裂纹疲劳评价方法更适用于类裂纹不连续区的疲劳损伤评定。 展开更多

关键词 反应堆 类裂纹不连续区 疲劳损伤评价

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反应堆压力容器疲劳时限老化分析研究 被引量：1

19

作者 邵雪娇 谢海 +5 位作者 张丽屏 杨宇 杜娟 田俊 邝临源 高世卿 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第5期60-64,共5页

基于美国核管会(U.S.NRC)的管理导则RG1.207提出的2种考虑冷却剂环境对设备疲劳寿命的影响评估办法,对比了美国NUREG/CR-6909和日本JNES两大体系不同环境疲劳修正因子(Fen)表达式和边界条件对环境疲劳的影响,对比了Fen和环境疲劳曲线2... 基于美国核管会(U.S.NRC)的管理导则RG1.207提出的2种考虑冷却剂环境对设备疲劳寿命的影响评估办法,对比了美国NUREG/CR-6909和日本JNES两大体系不同环境疲劳修正因子(Fen)表达式和边界条件对环境疲劳的影响,对比了Fen和环境疲劳曲线2种分析方法对环境疲劳寿命评估的差异。最后,将考虑应变率历程的详细Fen方法、环境疲劳曲线方法、参数保守取值的Fen方法3种方式都应用于某核电厂反应堆压力容器进口接管嘴部位的疲劳评定中。结果表明,相比环境疲劳曲线的方法和参数保守取值的Fen计算方法,考虑应变率历程的详细Fen方法能更准确评估结构的环境疲劳寿命。 展开更多

关键词 环境疲劳曲线 环境疲劳修正因子 疲劳寿命

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国产508-3钢不同温度下非比例多轴循环变形行为研究 被引量：1

20

作者 田俊 唐妍婕 +6 位作者 张丽屏 傅孝龙 邝临源 张瀛 姜露 李辉 刘贞谷 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第S02期89-92,共4页

国产508-3钢是压水反应堆压力容器的关键材料,为了研究国产508-3钢不同温度下的非比例多轴循环变形行为,本文在25、200和350℃下,对国产508-3钢开展了多轴非比例路径下应变控制和应力控制的全寿命疲劳试验。试验中采用了沙漏形和蝶形的... 国产508-3钢是压水反应堆压力容器的关键材料,为了研究国产508-3钢不同温度下的非比例多轴循环变形行为,本文在25、200和350℃下,对国产508-3钢开展了多轴非比例路径下应变控制和应力控制的全寿命疲劳试验。试验中采用了沙漏形和蝶形的非比例路径,揭示了材料在不同加载路径和不同加载条件下的循环变形特征和棘轮变形行为。研究表明,国产508-3钢的非比例多轴循环变形行为具有明显的温度相关性,由于动态应变时效效应影响,在350℃时材料表现出循环硬化或稳定的特征。 展开更多

关键词 508-3钢 非比例 不同温度 循环变形

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