本文關(guān)鍵詞：ANSYS用戶(hù)子程序USERCV在瞬態(tài)熱分析中的應(yīng)用　出處：《核動(dòng)力工程》2015年S2期 　論文類(lèi)型：期刊論文

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【摘要】：核一級(jí)設(shè)備的瞬態(tài)熱分析結(jié)果對(duì)結(jié)構(gòu)的疲勞、斷裂分析評(píng)價(jià)具有重要影響,而熱分析的關(guān)鍵環(huán)節(jié)是精確確定冷卻劑與容器表面之間界面處的熱交換系數(shù)。本文采用ANSYS用戶(hù)子程序USERCV實(shí)現(xiàn)有限元分析中底層數(shù)據(jù)的交換,最終實(shí)現(xiàn)換熱系數(shù)的準(zhǔn)確施加。本文介紹了USERCV子程序的編寫(xiě)、編譯與連接,并結(jié)合具體算例給出了應(yīng)用過(guò)程。從結(jié)果對(duì)比可以看出,USERCV子程序能在一定程度上減少斷裂力學(xué)評(píng)定和疲勞分析的保守性。
[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.
【作者單位】： 中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室;
【分類(lèi)號(hào)】：TM623
【正文快照】： 0引言在核電廠(chǎng)一級(jí)設(shè)備的力學(xué)分析領(lǐng)域中,瞬態(tài)熱分析是十分重要的環(huán)節(jié)。對(duì)于大部分承壓設(shè)備,如反應(yīng)堆壓力容器、蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器,瞬態(tài)溫度波動(dòng)導(dǎo)致的熱交變應(yīng)力都是產(chǎn)生疲勞效應(yīng)的主要原因。在瞬態(tài)熱分析中,如何準(zhǔn)確施加冷卻劑與容器表面之間的熱交換系數(shù)是最為關(guān)鍵的步驟,

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