[发明专利]一种主螺栓断裂对压力容器性能影响的分析方法有效
申请号: | 201811343359.3 | 申请日: | 2018-11-13 |
公开(公告)号: | CN109492308B | 公开(公告)日: | 2022-07-29 |
发明(设计)人: | 郑连纲;吕勇波;白晓明;王新军;卢喜丰;艾红雷;张锐;何风;袁艳丽;袁锋;杨凯;杨杰 | 申请(专利权)人: | 中国核动力研究设计院 |
主分类号: | G06F30/20 | 分类号: | G06F30/20;G06F30/17;G06F119/14 |
代理公司: | 成都行之专利代理事务所(普通合伙) 51220 | 代理人: | 梁田 |
地址: | 610000 四*** | 国省代码: | 四川;51 |
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摘要: | |||
搜索关键词: | 一种 螺栓 断裂 压力容器 性能 影响 分析 方法 | ||
本发明公开了一种主螺栓断裂对压力容器性能影响的分析方法,所述方法包括以下步骤:建立压力容器分析模型,分析模型必须建立足够的螺栓数量;施加载荷,计算主螺栓断裂以及多根主螺栓不同组合方式的断裂情况下的压力容器密封性能及受断裂螺栓影响的临近其他螺栓受力的变化情况;建立含半根主螺栓的压力容器模型进行结构完好即主螺栓未断裂时的密封性能、应力和疲劳分析;基于上述结果计算多根主螺栓不同组合方式的断裂情况下的压力容器密封性能及压力容器法兰及螺栓的应力和疲劳结果;本发明能够实现主螺栓断裂以及多根主螺栓不同组合方式的断裂情况时对压力容器应力、疲劳及密封性能的影响分析。
技术领域
本发明涉及反应堆结构力学分析领域,具体涉及一种主螺栓断裂对压力容器性能影响的分析方法。
背景技术
随着我国投入运行和在建的核电项目逐步增多,在反应堆压力容器的加工生产过程以及在役阶段产生缺陷的情况也越来越频繁,其中比较典型和严重的缺陷是主螺栓缺陷,包括螺纹缺陷、螺栓预紧力降低、螺栓应力松弛及螺栓断裂等,上述情况下将会降低压力容器密封性能,同时压力容器法兰及螺栓的应力和疲劳结果增大,危及核电厂的正常与安全运行。
螺纹缺陷严重情况下,如果没有替代螺栓,则需要在降低该螺栓预紧力的条件下使用,同时在螺栓的使用过程中也可能产生应力松弛,最极端情况是运行过程中发生螺栓断裂,其中螺栓预紧力降低和应力松弛则可被螺栓断裂情况包络。
目前,关于反应堆压力容器密封分析、应力及疲劳分析,以及主螺栓螺纹缺陷分析等技术均有文献发表,但关于螺栓断裂以及多根螺栓不同组合方式的断裂对压力容器应力、疲劳及密封性能的影响分析方法,还未检索到相关技术文献。
发明内容
为了得到螺栓断裂情况下压力容器的密封性能、应力及疲劳结果,本发明提出了一种主螺栓断裂对原来容器性能影响的分析方法,该方法可分析多种螺栓断裂情况对压力容器应力、疲劳及密封性能的影响。
本发明通过下述技术方案实现:
一种主螺栓断裂对压力容器性能影响的分析方法,包括以下步骤:
步骤一、建立反应堆压力容器分析模型;
步骤二、施加载荷,计算得到主螺栓断裂以及多根主螺栓不同组合方式的断裂情况下的压力容器密封性能、及受断裂螺栓影响的临近其他螺栓受力的变化情况;
步骤三、建立含半根主螺栓的压力容器模型,在温度瞬态下计算得到压力容器模型结构完好的密封性能,在运行工况载荷下计算得到压力容器模型结构完好的应力和疲劳性能;
步骤四、基于步骤二和步骤三的计算得到的性能参数,得到在运行工况下,主螺栓不同组合方式的断裂情况下的压力容器密封性能以及压力容器法兰及螺栓的应力和疲劳性能。
优选的,还包括步骤五、基于步骤四得到运行工况下的性能参数,建立主螺栓断裂对压力容器应力、疲劳以及密封性能影响结构数据库。
优选的,所述步骤一中,建立的压力容器分析模型包括压力容器顶盖、顶盖法兰、容器法兰、压力容器筒体及主螺栓,且必须把主螺栓断裂后收到影响的其他主螺栓均建立在该分析模型中。
优选的,所述步骤二中,施加载荷具体包括施加螺栓预紧力、内压、地震及自重载荷。
优选的,所述步骤二中,计算得到的压力容器密封性能包括密封环位置的分离量;计算得到的螺栓受力的变化情况包括螺栓应力增大系数。
优选的,所述步骤四具体包括以下步骤:
步骤4.1采用所述步骤三中计算得到的压力容器模型结构完好的密封性能,修正所述步骤二中计算得到的载荷下的压力容器密封性能,得到压力容器在运行工况下,主螺栓断裂以及多根主螺栓不同组合方式下的断裂情况下的压力容器密封性能;
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