中国实验快堆堆容器应力强度计算与评定

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1、第37卷第2期原子能科学技术Vol.37,No.22003年3月AtomicEnergyScienceandTechnologyMar.2003中国实验快堆堆容器应力强度计算与评定余华金(中国原子能科学研究院快堆工程部,北京 102413)摘要:概述了中国实验快堆(CEFR)堆容器应力强度的计算与评定过程,重点介绍了在计算与评定中遇到的等效热导率、温度场热应力计算、热冲击计算、套管接管力施加及复杂结构的粗细网格过渡等设计中需解决的问题。计算与评定结果表明:CEFR堆容器的应力强度满足《ASME规范》和《核电厂抗震设计规范》(GB50267295)要求。关键词:堆容器;ASME规范;应力强度;

2、评定中图分类号:TL351.6文献标识码:A文章编号:100026931(2003)0220116205CalculationandAssessmentoftheStressIntensityfortheMainVesselinChinaExperimentalFastReactorYUHua2jin(ChinaInstituteofAtomicEnergy,P.O.Box275295,Beijing102413,China)Abstract:Thepaperisconcernedinthecalculationandassessmentofthestressintensityformain

3、vesselinChinaexperimentfastreactor(CEFR),andintroducesstresslythenewpro2blemsandmethodsrelatedtothedesign,suchastheassessmentsofclass21conponentsandhigh2temperaturevessel,thecalculationsoftheequivalentthermalconductivity,thetempe2raturefieldandthermalstress,thermalshock,thecannula’sloadstress,andth

4、egriddingtransitionofthecomplexstructureetc.ThecalculatedresultsshowthatthestressintensityofvesselinCEFRmeetstherequirementsofASMEcode.Keywords:CEFR’mainvessel;ASMEcode;stressintensity;assessment  堆容器是中国实验快堆(CEFR)的重要部结构的粗细网格过渡等问题。件。CEFR堆容器应力强度的计算与评定依据[1]《ASME规范》和《核电厂抗震设计规范》1 结构和材料[2](GB50267295),采用

5、有限元方法和堆容器是用不锈钢材料焊制而成的双层壳ANSYS514程序,以在设计中解决核安全一级体,由保护容器、主容器和堆容器支承裙构成。设备和高温设备的评定、温度场热应力计算、热主容器和堆容器支承属于安全一级、抗震Ⅰ类,冲击计算、等效热导率、套管接管力施加及复杂保护容器属于安全二级、抗震Ⅰ类。主容器支收稿日期:2002205221;修回日期:2002209217作者简介:余华金(1977—),男,安徽全椒人,助理工程师,在读硕士研究生,反应堆结构力学专业©1994-2006ChinaAcademicJournalElectronicPublishingHouse.Allrightsreser

6、ved.http://www.cnki.net第2期  余华金:中国实验快堆堆容器应力强度计算与评定117承环以上部分的材料为316钢,以下部分、保护容器和堆容器支承的材料均为304钢,保温层材料为钢箔结构。按照ASME规范要求,处理氩气层问题应考虑传导、对流、辐射3种传热方式的混合换热。在ANSYS程序的温度场计算中,辐射传热涉及大量的矩阵运算,3种传热方式综合在一起,需占用大量内存,如每一模型均按此计算,温度场计算将大量耗时。为此,计算中采用等效热导率方法:将氩气层作为一种实体材料与堆容器同时建模分网,用比较法确定氩气层的等效热导率。采用此热导率计算的温度场应与辐射、传导、对流同时作用的

7、温度场一致。选取一种模型的一个时间点,分别计算有和无氩气层两种情况下的温度场,调节有氩气层模型中氩气层的热导率,直至两种模型计算的温度场一致,此时的热导率值即为氩气层的等效热导率。选取不同模型的不同时间点进行若干次图1 堆容器上部模型计算所得某一时间点的两种温度场验证,证明该方法是可行的,并将有氩气层模型Fig.1Thetemperaturefieldoftwoupsidemodels计算得到的每一个温度场与

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