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机构地区:[1]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,成都610041
出 处:《核动力工程》2011年第1期6-9,20,共5页Nuclear Power Engineering
摘 要:稳压器波动管内流体的温度分层引起管壁温度分层,从而在管道截面产生整体弯曲应力、局部热应力以及管道系统超过预期的位移和支撑载荷。将稳压器波动管的热分层这种复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题,利用SYSTUS程序和ROCOCO程序对秦山核电二期扩建工程稳压器波动管热分层的应力及疲劳进行了分析研究,计算了考虑热分层情况下管道的最大应力和疲劳使用系数。分析结果表明,管道在热分层效应下的应力、疲劳强度均满足RCC-M规范相关要求。Thermal stratification of pressurizer surge line induced by the inside fluid results in the global bending moments,local thermal stresses,unexpected displacements and support loadings of the pipe system.In order to avoid a costly three-dimensional computation,a combined 1D/2D technique has been developed and implemented to analyze the thermal stratification and fatigue stress of pressurize surge line of QINSHAN Phase II Extension Nuclear Power Project in this paper,using the computer codes SYSTUS and ROCOCO.According to the mechanical analysis results of stratification,the maximum stress and cumulative usage factor are obtained.The results indicate that the stress and fatigue intensity considering thermal stratification satisfies RCC-M criterion.
分 类 号:TL353.14[核科学技术—核技术及应用]
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