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铅铋反应堆主容器疲劳、蠕变及裂纹分析

发布时间:2021-07-06 18:26
  随着核能事业的不断发展,美国能源部和国际核能专家提出了第四代核能系统的理念。第四代核能系统具有以下四个重要特点:安全性更可靠、经济性更好、核废物量更少和高效防止核扩散能力。在2002年9月在日本东京召开的第四代反应堆国际研讨会上确定了 6种第四代反应堆的基本堆型,铅铋反应堆是这六种先进反应堆的堆型之一。它采用液态重金属铅祕合金作为冷却剂,更加经济和安全。反应堆主容器是三道放射性防护屏障之一,是核电厂的关键核心设备,必须保证其在各种载荷(主要包括热应力载荷、重力载荷、液态重金属冷却剂载荷等)下结构的完整性、功能性和安全性。因此,力学计算和评价是铅祕反应堆主容器结构设计的一个重要课题。本文利用ANSYS有限元软件,以铅铋冷却反应堆CLEAR(China Lead Alloy Cooled Reactor)的主容器为研究对象,建立主容器模型,根据实际情况,计算出温度场分布,并计算了在热应力载荷、重力载荷、轴向载荷以及静水压力载荷下反应堆主容器的应力分布。根据得出的温度场及应力场,可以得出主容器最易发生疲劳失效的位置为主容器的下部支撑处,主容器最容易发生蠕变的位置为主容器的上端筒壁,根据线性累... 

【文章来源】:华北电力大学(北京)北京市 211工程院校 教育部直属院校

【文章页数】:59 页

【学位级别】:硕士

【部分图文】:

铅铋反应堆主容器疲劳、蠕变及裂纹分析


图1-1结构蠕变一疲劳寿命预测流程图??

局部坐标系,裂纹


华北电力大学硕士学位论文??整体应力分析)到微观分析(关键部位三维裂纹的分析)的演化计算模型[33_34]。??裂纹自动建模与扩展模拟流程如图2-4所示:??‘关键部位校喂及应力分昕'??[关键部位维裂纹插入建模???"??坫r?(维断裂判拋1?,????判断结构足作破坏?*?yes??M)?输出结??'认T?:维疲劳裂纹扩M邱论)??计箅裂纹前沿各点的扩展《??V?-/???]?|???'拟合得到新的裂纹前沿线??^??图2-4裂纹扩展模拟流程图??如图2-4所示,裂纹插入建模和确定新裂纹前沿线两个模块是需要解决的??关键技术问题。为此,本节将从裂纹前沿单元性质和断裂参数的提取、典型三??维裂纹子模型和裂纹前沿重自动重新建模儿个方面展开系统研究,在此基础上,??建立完整的裂纹扩展自动模拟技术平台[351。??裂纹前沿的局部坐标系如图2-5所示。??},????r?^??>??K?/??.、?<?(b)*?f?°?^??/?(a)?/?—??,?C?rack?front?? ̄ ̄\X??Crack?tip????????,???..

裂纹,模拟流程图,需要解决,裂纹扩展


华北电力大学硕士学位论文??整体应力分析)到微观分析(关键部位三维裂纹的分析)的演化计算模型[33_34]。??裂纹自动建模与扩展模拟流程如图2-4所示:??‘关键部位校喂及应力分昕'??[关键部位维裂纹插入建模???"??坫r?(维断裂判拋1?,????判断结构足作破坏?*?yes??M)?输出结??'认T?:维疲劳裂纹扩M邱论)??计箅裂纹前沿各点的扩展《??V?-/???]?|???'拟合得到新的裂纹前沿线??^??图2-4裂纹扩展模拟流程图??如图2-4所示,裂纹插入建模和确定新裂纹前沿线两个模块是需要解决的??关键技术问题。为此,本节将从裂纹前沿单元性质和断裂参数的提取、典型三??维裂纹子模型和裂纹前沿重自动重新建模儿个方面展开系统研究,在此基础上,??建立完整的裂纹扩展自动模拟技术平台[351。??裂纹前沿的局部坐标系如图2-5所示。??},????r?^??>??K?/??.、?<?(b)*?f?°?^??/?(a)?/?—??,?C?rack?front?? ̄ ̄\X??Crack?tip????????,???..

【参考文献】:
期刊论文
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[2]基于ANSYS/FE-SAFE的强夯机臂架疲劳寿命分析[J]. 杨庆乐,屈福政,王锡良.  起重运输机械. 2010(07)
[3]工程塑料齿轮疲劳寿命有限元分析[J]. 邓小雷,周兆忠,汪建平,吴明明.  轻工机械. 2008(06)
[4]非能动余热排出换热器传热特性研究[J]. 刘兆年,阎昌琪,尹莹.  应用科技. 2007(09)
[5]复合结构壳体蠕变变形有限元研究[J]. 任学平,关丽坤,张乃洪,周秉利.  力学与实践. 2005(03)
[6]金属基复合材料的蠕变力学研究进展[J]. 姜云鹏,岳珠峰,王心美,王亚芳.  燃气涡轮试验与研究. 2003(02)
[7]概率疲劳破坏寿命特性研究综述[J]. 邬华芝,高德平,郭海丁.  湖北工学院学报. 2002(04)
[8]疲劳学的研究进展[J]. 高镇同,熊峻江.  北京航空航天大学学报. 1996(03)
[9]12Cr1MoV钢在保载条件下的疲劳蠕变交互作用断裂特征图[J]. 陈国良,杨王玥,束国刚.  钢铁. 1992(05)

博士论文
[1]压力容器用钢1.25Cr0.5Mo高温下疲劳蠕变行为及寿命评估技术研究[D]. 杨铁成.浙江大学 2006

硕士论文
[1]蠕变条件下1.25Cr-0.5Mo钢疲劳裂纹扩展数值模拟分析[D]. 潘锦泰.中国石油大学 2009
[2]含凹坑缺陷薄壁圆筒形压力容器的安全评定以及疲劳寿命的数值模拟研究[D]. 纪晓懿.广西大学 2008



本文编号:3268751

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