ANSYS用户子程序USERCV在瞬态热分析中的应用

发布时间：2017-12-27 12:02

本文关键词：ANSYS用户子程序USERCV在瞬态热分析中的应用　出处：《核动力工程》2015年S2期 　论文类型：期刊论文

【摘要】：核一级设备的瞬态热分析结果对结构的疲劳、断裂分析评价具有重要影响,而热分析的关键环节是精确确定冷却剂与容器表面之间界面处的热交换系数。本文采用ANSYS用户子程序USERCV实现有限元分析中底层数据的交换,最终实现换热系数的准确施加。本文介绍了USERCV子程序的编写、编译与连接,并结合具体算例给出了应用过程。从结果对比可以看出,USERCV子程序能在一定程度上减少断裂力学评定和疲劳分析的保守性。
[Abstract]:The transient thermal analysis results of nuclear primary equipment have great influence on the analysis and evaluation of structure fatigue and fracture. The key step of thermal analysis is to accurately determine the heat transfer coefficient between the coolant and the surface of the container. In this paper, the ANSYS user subroutine USERCV is used to exchange the underlying data in the finite element analysis, and the heat transfer coefficient is accurately applied. This paper introduces the compilation, compilation and connection of the USERCV subroutine, and gives the application process in combination with a specific example. It can be seen from the comparison of the results that the USERCV subroutine can reduce the conservatism of fracture mechanics and fatigue analysis to a certain extent.
【作者单位】：中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室;
【分类号】：TM623
【正文快照】： 0引言在核电厂一级设备的力学分析领域中,瞬态热分析是十分重要的环节。对于大部分承压设备,如反应堆压力容器、蒸汽发生器和稳压器,瞬态温度波动导致的热交变应力都是产生疲劳效应的主要原因。在瞬态热分析中,如何准确施加冷却剂与容器表面之间的热交换系数是最为关键的步骤,

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