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核反应堆压力容器的热-机械耦合及断裂分析
  • ISSN号:0253-2778
  • 期刊名称:《中国科学技术大学学报》
  • 时间:0
  • 分类:O346.1[理学—固体力学;理学—力学] TL341[核科学技术—核技术及应用]
  • 作者机构:浙江工业大学特种装备制造与先进加工技术教育部/浙江省重点实验室,浙江杭州310014
  • 相关基金:国家自然科学基金(51275471,51105339)资助
中文摘要:

为研究承压热冲击对含表面裂纹的核反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)的承载能力的影响,利用ABAQUS软件对裂纹周围的环带区建立三维有限元模型,得到了瞬态温度场和应力场.使用扩展有限元法对热-机械耦合场中裂纹的扩展情况进行模拟.对不同的无延性转变温度下容器的极限承载力进行了弹塑性断裂分析,并与弹性分析的结果进行对比,总结出材料的断裂特性.通过网格的细化发现,由不同单元尺寸得到的裂纹扩展路径及损伤程度是相当的,从而避免了病态网格的依赖性.

英文摘要:

To study the influence of pressurized thermal shock on the bearing capacity of the nuclear reactor pressure vessel(RPV)with a surface crack,the 3Dfinite element model was established for the beltline region around the crack by ABAQUS software.The transient temperature field and stress field were obtained.The XFEM was used to simulate the crack propagation in the thermo-mechanical coupling field.The ultimate bearing capacity of the vessel at different nil-ductility transition temperatures was tested employing elastic-plastic fracture analysis,and the results were compared with those obtained from elastic analysis to sum up the fracture characteristics of the material.Through mesh refinement,it was found that the crack propagation paths and the damage degrees for different element sizes are equivalent,which avoids pathological mesh dependence.

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期刊信息
  • 《中国科学技术大学学报》
  • 北大核心期刊(2011版)
  • 主管单位:中国科学院
  • 主办单位:中国科学技术大学
  • 主编:何多慧
  • 地址:安徽省合肥市金寨路96号
  • 邮编:230026
  • 邮箱:JUST@USTC.EDU.CN
  • 电话:0551-63601961 63607694
  • 国际标准刊号:ISSN:0253-2778
  • 国内统一刊号:ISSN:34-1054/N
  • 邮发代号:26-31
  • 获奖情况:
  • 1999年,全国优秀高等学校自然科学学报及教育部优...,2001年,安徽省1999-2001年度优秀科技期刊一等奖,2002年,第三届华东地区优秀期刊奖
  • 国内外数据库收录:
  • 俄罗斯文摘杂志,美国化学文摘(网络版),美国数学评论(网络版),德国数学文摘,荷兰文摘与引文数据库,美国剑桥科学文摘,英国科学文摘数据库,日本日本科学技术振兴机构数据库,中国中国科技核心期刊,中国北大核心期刊(2004版),中国北大核心期刊(2008版),中国北大核心期刊(2011版),中国北大核心期刊(2014版),中国北大核心期刊(2000版)
  • 被引量:8237