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核一级管道温度梯度计算与分析
被引量：
2
1
作者
黄海峰
李亮
李艳
《压力容器》
北大核心
2021年第2期48-54,共7页
温度梯度求解是对核一级管道进行RCC-M A级准则分析的重要步骤。采用RCC-M规范中的简化分析法和ANSYS 15.0软件,详细研究了几何参数、瞬态工况参数对核一级管道温度梯度影响的一般性规律。研究结果表明:温度梯度参数在一定范围内随瞬态...
温度梯度求解是对核一级管道进行RCC-M A级准则分析的重要步骤。采用RCC-M规范中的简化分析法和ANSYS 15.0软件,详细研究了几何参数、瞬态工况参数对核一级管道温度梯度影响的一般性规律。研究结果表明:温度梯度参数在一定范围内随瞬态工况的温度变化速率、温度变化幅度、流量和管径的增大而增大;升温过程温度梯度参数的最小值组合均为负值,最大值组合为零;降温过程的温度梯度参数的最小值组合为零,最大值组合为均为正值;阶越载荷下,温度梯度参数与温度变化幅度呈近似线性变化关系。
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关键词
核一级管道
RCC-M
温度梯度
对流换热系数
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职称材料
核安全一级主管道疲劳校核
被引量：
5
2
作者
王庆
房永刚
+2 位作者
初起宝
徐宇
李海龙
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2015年第8期1428-1433,共6页
本文对某核电厂主管道疲劳及热棘轮进行了独立校核。校核采用基于RCC-M标准的ROCOCO软件,比较了RCC-M标准与ASME标准在核安全一级管道疲劳评价方面的差异。对比的主要方面包括疲劳设计的计算范围界定、一次加二次应力强度的计算方法、...
本文对某核电厂主管道疲劳及热棘轮进行了独立校核。校核采用基于RCC-M标准的ROCOCO软件,比较了RCC-M标准与ASME标准在核安全一级管道疲劳评价方面的差异。对比的主要方面包括疲劳设计的计算范围界定、一次加二次应力强度的计算方法、弹塑性修正系数的计算、动态载荷叠加方法等。通过对ROCOCO中与ASME标准不一致的算法进行修正,得到主管道冷段壁厚65 mm和55mm的疲劳使用系数和热棘轮设计裕量。结果表明:某核电厂主管道最小壁厚不能小于55 mm,55mm壁厚的热棘轮设计值达到许用值的95%。
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关键词
核
安全
一级
管道
疲劳分析
热棘轮
ASME
RCC-M
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职称材料
基于PIPESTRESS的核一级辅助管道疲劳分析方法研究
被引量：
14
3
作者
李兴华
覃曼青
杨帆
《压力容器》
2015年第3期29-35,共7页
为防止管道失效,RCC-M规范规定除应考虑自重、压力等载荷变化导致的应力变化外,核一级辅助管道必须考虑热膨胀和热弯曲应力变化对疲劳累积使用系数的影响。重点研究基于PIPESTRESS的核一级辅助管道疲劳分析的基本方法,并以某电站核一级...
为防止管道失效,RCC-M规范规定除应考虑自重、压力等载荷变化导致的应力变化外,核一级辅助管道必须考虑热膨胀和热弯曲应力变化对疲劳累积使用系数的影响。重点研究基于PIPESTRESS的核一级辅助管道疲劳分析的基本方法,并以某电站核一级辅助管道为例,通过专用管道力学分析软件PIPESTRESS确定管道在温度载荷(热膨胀、温度梯度和锚固点热位移)、压力载荷和机械载荷等交变载荷作用下各瞬态工况应力变化幅值,采用雨流计数法计算疲劳累积使用系数进行疲劳分析和评定。
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关键词
核
一级
辅助
管道
热梯度
疲劳累积使用系数
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职称材料
题名
核一级管道温度梯度计算与分析
被引量：
2
1
作者
黄海峰
李亮
李艳
机构
中珐国际核能工程有限公司
出处
《压力容器》
北大核心
2021年第2期48-54,共7页
文摘
温度梯度求解是对核一级管道进行RCC-M A级准则分析的重要步骤。采用RCC-M规范中的简化分析法和ANSYS 15.0软件,详细研究了几何参数、瞬态工况参数对核一级管道温度梯度影响的一般性规律。研究结果表明:温度梯度参数在一定范围内随瞬态工况的温度变化速率、温度变化幅度、流量和管径的增大而增大;升温过程温度梯度参数的最小值组合均为负值,最大值组合为零;降温过程的温度梯度参数的最小值组合为零,最大值组合为均为正值;阶越载荷下,温度梯度参数与温度变化幅度呈近似线性变化关系。
关键词
核一级管道
RCC-M
温度梯度
对流换热系数
Keywords
nuclear class 1 piping
RCC-M
temperature gradient
coefficient of convective heat transfer
分类号
TH49 [机械工程—机械制造及自动化]
TL353.11 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
核安全一级主管道疲劳校核
被引量：
5
2
作者
王庆
房永刚
初起宝
徐宇
李海龙
机构
环境保护部核与辐射安全中心
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2015年第8期1428-1433,共6页
文摘
本文对某核电厂主管道疲劳及热棘轮进行了独立校核。校核采用基于RCC-M标准的ROCOCO软件,比较了RCC-M标准与ASME标准在核安全一级管道疲劳评价方面的差异。对比的主要方面包括疲劳设计的计算范围界定、一次加二次应力强度的计算方法、弹塑性修正系数的计算、动态载荷叠加方法等。通过对ROCOCO中与ASME标准不一致的算法进行修正,得到主管道冷段壁厚65 mm和55mm的疲劳使用系数和热棘轮设计裕量。结果表明:某核电厂主管道最小壁厚不能小于55 mm,55mm壁厚的热棘轮设计值达到许用值的95%。
关键词
核
安全
一级
管道
疲劳分析
热棘轮
ASME
RCC-M
Keywords
nuclear safety Class 1 pipe
fatigue analysis
thermal ratcheting
ASME
RCC-M
分类号
TL353 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
基于PIPESTRESS的核一级辅助管道疲劳分析方法研究
被引量：
14
3
作者
李兴华
覃曼青
杨帆
机构
深圳中广核工程设计有限公司
出处
《压力容器》
2015年第3期29-35,共7页
文摘
为防止管道失效,RCC-M规范规定除应考虑自重、压力等载荷变化导致的应力变化外,核一级辅助管道必须考虑热膨胀和热弯曲应力变化对疲劳累积使用系数的影响。重点研究基于PIPESTRESS的核一级辅助管道疲劳分析的基本方法,并以某电站核一级辅助管道为例,通过专用管道力学分析软件PIPESTRESS确定管道在温度载荷(热膨胀、温度梯度和锚固点热位移)、压力载荷和机械载荷等交变载荷作用下各瞬态工况应力变化幅值,采用雨流计数法计算疲劳累积使用系数进行疲劳分析和评定。
关键词
核
一级
辅助
管道
热梯度
疲劳累积使用系数
Keywords
auxiliary class 1 piping
thermal gradients
cumulative usage factor
分类号
TH49 [机械工程—机械制造及自动化]
TL353.11 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
核一级管道温度梯度计算与分析
黄海峰
李亮
李艳
《压力容器》
北大核心
2021
2
在线阅读
下载PDF
职称材料
2
核安全一级主管道疲劳校核
王庆
房永刚
初起宝
徐宇
李海龙
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2015
5
在线阅读
下载PDF
职称材料
3
基于PIPESTRESS的核一级辅助管道疲劳分析方法研究
李兴华
覃曼青
杨帆
《压力容器》
2015
14
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