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RCC-M规范附录ZG给出了2种断裂力学分析方法:第一种方法一般假设裂纹深度为结构的1/4壁厚,然后进行断裂力学计算及评定,该方法计算分析简单,但过于保守,主要用于有足够安全裕度的设备。第二种方法是进行疲劳裂纹扩展计算。假设一深度为15mm的初始裂纹,并对其进行裂纹扩展计算,得到寿期末的裂纹深度,然后再进行断裂力学评定。该方法较第一种方法更接近实际,但不足之处在于计算过程中涉及到大量数据的迭代组合计算,同时中间又存在许多参数修正以及选择判断的过程,因此,若单纯靠手工操作从有限元程序中提取应力结果,再根据规范相关公式进行计算,其过程繁琐,计算量庞大。
目前核电设计方面应用的主要力学有限元软件均不具备疲劳裂纹扩展计算功能,虽然国内外已经开发了一些专用疲劳裂纹扩展计算软件,但均未列入目前核电项目适用软件清单中。同时,专用疲劳裂纹扩展计算软件一般不具备应力计算功能,因此存在着与应力计算所用有限元程序的接口问题。
本文采用ANSYS程序中的APDL语言编制疲劳裂纹扩展计算程序,皆在避免断裂力学分析中第二种方法的不足,使其能广泛地应用于工程计算分析,并应用于反应堆压力容器疲劳裂纹扩展分析中。
1疲劳裂纹扩展计算方法
1.1初始裂纹的假设RCC-MZG3321.1中假设初始裂纹深度值为15mm,疲劳裂纹扩展计算以该初始裂纹尺寸为基础进行扩展计算。
1.2应力强度因子KI计算根据RCC-MZG6100的方法,应力强度因子KI按下式计算。
1.3应力强度因子变化幅值ΔKI的计算计算各设计瞬态重要时刻的应力强度因子KI,并选取其中的极大和极小值。所有设计瞬态计算所得的应力强度因子KI的极大和极小值形成一个集合,并且每个KI值均对应其相应瞬态发生的次数。选取集合中应力强度因子的极大和极小值KI(k)和KI(l),相应的发生次数分别为nk和nl;二者之差为应力强度因子的变化幅值ΔKI(k,l);该幅值发生的次数nkl取KI(k)和KI(l)的二者对应发生次数较小的值。整个疲劳裂纹扩展计算过程就是上述从应力强度因子计算到变化幅值计算再到裂纹扩展尺寸计算的循环重复过程,直至所有应力强度因子的次数用尽为止。
2疲劳裂纹扩展APDL语言程序的计算流程
(1)压力、温度瞬态下的应力计算:首先对所分析结构进行参数化有限元建模,根据不同的应力计算方式选取不同的单元进行网格划分;在有限元模型上施加第2类工况压力和温度瞬态、水压试验压力,计算各设计瞬态和水压试验压力下的应力。(2)应力强度因子计算:基于步骤(1)所计算的应力结果,根据RCC-MZG6100的方法计算各设计瞬态重要时刻的应力强度因子,选取并存储最大和最小应力强度因子值;所有瞬态的最大和最小应力强度因子值存储在一数组中,其中每个应力强度因子值都对应其相应瞬态发生的次数。(3)应力强度幅值计算:选取步骤(2)中数组中应力强度因子的极大和极小值KI(k)和KI(l),相应的发生次数分别为nk和nl,二者之差为应力强度因子的变化范围ΔKI(k,l),该值发生的次数nkl=min(nk,nl)。(4)根据规范ZG3322,对ΔKI(k,l)进行塑性修正。(5)计算裂纹扩展后的尺寸:基于步骤(4)的计算结果,根据RCC-M规范表ZG3322选取不同的疲劳裂纹扩展速率;确定了疲劳裂纹扩展速率,可根据前文所述计算公式得到扩展后的裂纹尺寸。(6)修正瞬态次数:更新应力强度因子值的次数:nk=nk-nk1,nl=nl-nk1,去掉次数用尽的应力强度因子值,更新存储应力强度因子值的数组;基于新的裂纹尺寸,应用APDL循环语句,重复步骤(3)至步骤(6)的过程,直到数组中所有应力强度因子所对应的次数全部用尽。(7)输出寿期末裂纹尺寸。计算流程见图1。
3反应堆压力容器疲劳裂纹扩展计算
应用上述程序对反应堆压力容器堆芯筒体段进行疲劳裂纹扩展计算。基于结构的轴对称性建立二维轴对称有限元模型。计算模型包括堆焊层及筒体母材。材料性能输入数据包括瞬态温度范围内各温度下的弹性模量、热导率、比热及线胀系数。载荷为第二类工况压力和温度瞬态以及水压试验压力,应用ANSYS程序计算压力-温度耦合场应力值。初始裂纹深度取15mm,应用编制的APDL语言疲劳裂纹扩展程序对其进行计算,最终得到寿期末裂纹尺寸为21.4mm。采用人工提取应力结果数据,并按规范中相应公式验算各个计算模块,如应力强度因子计算、某一组应力强度因子组合产生的裂纹扩展量的计算等,公式计算结果与程序计算结果相同,验证了分析流程的正确性。
4结论
本文根据RCC-M规范疲劳裂纹扩展计算方法,应用ANSYS程序APDL语言编制了疲劳裂纹扩展计算程序,并应用该程序对反应堆压力容器进行了疲劳裂纹扩展计算,得到了寿期末裂纹尺寸。该程序可用于依据RCC-M规范进行疲劳裂纹扩展计算的各项任务,降低了人工出错率,节省了大量计算人员的工作量,提高了计算效率。
作者:郑连纲 谢海 苏东川 邵雪娇 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