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復(fù)雜載荷下核電管道棘輪變形分析

發(fā)布時(shí)間:2021-11-29 07:14
  核電站管道在使用過程中由于環(huán)境的作用會(huì)承受復(fù)雜的載荷條件,外界載荷的長期作用可能引起管道變形的不斷累積,最終可能出現(xiàn)失效。本文采用模擬研究的方法對(duì)直管和彎管的棘輪變形情況進(jìn)行研究,比較了不同本構(gòu)模型對(duì)于直管變形情況的預(yù)測(cè)效果,研究載荷路徑對(duì)彎管棘輪應(yīng)變的影響。采用試驗(yàn)的方法對(duì)材料和熱老化條件對(duì)彎管變形影響進(jìn)行了更加深入的研究。本研究對(duì)核管道棘輪變形設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)的制定具有一定的理論意義。通過ANSYS有限元軟件研究不同本構(gòu)模型對(duì)內(nèi)壓直管變形進(jìn)行預(yù)測(cè),塑性本構(gòu)模型包括Chaboche模型、OW-Ⅱ模型和CJK模型。通過模擬結(jié)果和試驗(yàn)結(jié)果對(duì)比可以看出采用CJK模型的模擬結(jié)果更加準(zhǔn)確。利用CJK模型研究軸向載荷對(duì)直管棘輪效應(yīng)進(jìn)行模擬研究,結(jié)果表明拉伸載荷會(huì)使棘輪應(yīng)變減小,壓縮載荷和對(duì)稱載荷會(huì)使棘輪變形增大。采用ANSYS軟件研究不同載荷路徑對(duì)彎管棘輪變形的影響,拉伸彎曲載荷條件下最大應(yīng)變出現(xiàn)在頂線位置,壓縮載荷和拉壓對(duì)稱載荷條件下最大應(yīng)變都出現(xiàn)在內(nèi)緣線位置。通過載荷路徑的分析發(fā)現(xiàn)彎曲載荷條件升高的過程中的內(nèi)壓水平會(huì)對(duì)棘輪變形產(chǎn)生明顯的影響。研究了缺陷對(duì)于彎管棘輪效應(yīng)的影響,頂線缺陷的影響明顯高于外... 

【文章來源】:天津大學(xué)天津市 211工程院校 985工程院校 教育部直屬院校

【文章頁數(shù)】:88 頁

【學(xué)位級(jí)別】:碩士

【部分圖文】:

復(fù)雜載荷下核電管道棘輪變形分析


不同溫度條件下Zr-4直管的棘輪變形

棘輪效應(yīng),本構(gòu)模型,彎管


入有限元軟件中,然后進(jìn)行管道棘輪效應(yīng)的模擬,結(jié)果如圖 1-3 所示。采用這些模型都可以得到應(yīng)變隨循環(huán)圈數(shù)的變化,但與試驗(yàn)結(jié)果對(duì)比就會(huì)發(fā)現(xiàn)前兩種模型存在較大問題,試驗(yàn)結(jié)果顯示頂線位置存在的棘輪變形不斷累積情況,但這兩種模型模擬結(jié)果卻是安定的狀態(tài)。后五種模型對(duì)于該彎管試驗(yàn)的預(yù)測(cè)結(jié)果都比較理想,但對(duì)于有的位置也存在模擬結(jié)果的應(yīng)變與試驗(yàn)結(jié)果的應(yīng)變方向相反的情況,這說明塑性本構(gòu)模型的不能完全準(zhǔn)確預(yù)測(cè)試驗(yàn)結(jié)果。Chen[33, 34]對(duì)內(nèi)壓條件下直管和彎管模擬和試驗(yàn)進(jìn)行了大量的研究,采用了 CH3 模型、OW 模型、CJK 模型以及 MJS 模型進(jìn)行 ANSYS 有限元模擬,通過本構(gòu)模型對(duì)比發(fā)現(xiàn) CJK 模型對(duì)于直管和彎管棘輪效應(yīng)的模擬結(jié)果還是比較理想的。

棘輪應(yīng)變,熱老化,老化溫度,延伸率


度和延伸率沒有明顯變化。圖 1-4 可以看出,在 500℃和 700℃條化時(shí)間的增加,棘輪應(yīng)變逐漸增大。對(duì)于 700℃溫度條件,老化很料性能已經(jīng)產(chǎn)生了明顯的變化,這說明老化溫度的升高可以加速晶生。

【參考文獻(xiàn)】:
期刊論文
[1]核電廠壓力容器熱棘輪效應(yīng)評(píng)定方法研究[J]. 楊小林,金挺,劉攀.  中國特種設(shè)備安全. 2014(09)
[2]淺議福島核電事故對(duì)我國核電發(fā)展的影響及借鑒[J]. 潘金釗.  核動(dòng)力工程. 2012(04)
[3]棘輪效應(yīng)預(yù)測(cè)及其循環(huán)本構(gòu)模型研究進(jìn)展[J]. 陳旭,焦榮,田濤.  力學(xué)進(jìn)展. 2003(04)

博士論文
[1]材料多軸棘輪效應(yīng)本構(gòu)描述及壓力管道棘輪效應(yīng)預(yù)測(cè)[D]. 高炳軍.天津大學(xué) 2005

碩士論文
[1]核電壓力容器材料疲勞壽命評(píng)估方法與預(yù)測(cè)模型研究[D]. 構(gòu)旭新.華中科技大學(xué) 2015
[2]大型先進(jìn)壓水堆核電廠壓力容器下筒體及下封頭應(yīng)力評(píng)定[D]. 霍永華.首都經(jīng)濟(jì)貿(mào)易大學(xué) 2015
[3]壓水堆一回路輔助管道奧氏體不銹鋼單軸棘輪—疲勞特性研究[D]. 王勇.天津大學(xué) 2013



本文編號(hào):3526080

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