蒸汽發(fā)生器接管安全端焊縫缺陷狀況下強(qiáng)度分析.pdf

1、核電站核島內(nèi)的大型壓力容器，如蒸汽發(fā)生器、反應(yīng)堆壓力容器和穩(wěn)壓器等設(shè)備的殼體一般由專用的低合金鋼經(jīng)一定的卷制、焊接制成，而和核容器連接的各種管道大多采用奧氏體不銹鋼，因此在實(shí)際核電站設(shè)備制造中就存在大量的奧氏體鋼與低合金鋼的焊接問題，異種鋼焊縫的組織復(fù)雜，焊接難度也較大。
　　為保證核電設(shè)備的制造質(zhì)量、未來運(yùn)行安全，異種鋼焊接工作一般在設(shè)備制造廠完成施焊工作。制造廠先在殼體(或管座)上焊上一段不銹鋼管，即核電設(shè)備的安全端。安全端作

2、為核電站中蒸汽發(fā)生器等設(shè)備上的一種異種鋼焊接結(jié)構(gòu)，其焊接質(zhì)量對(duì)核電站的安全運(yùn)行起著至關(guān)重要的作用。
　　最新設(shè)計(jì)的百萬(wàn)千瓦級(jí)核電站蒸汽發(fā)生器安全端，采用鎳基690材料作為填充金屬焊接，該材料在焊接工程實(shí)踐中易發(fā)生焊接未熔合缺陷。本課題以百萬(wàn)千瓦級(jí)核電站蒸汽發(fā)生器入口接管安全端為分析研究對(duì)象，以斷裂力學(xué)理論為理論基礎(chǔ)，根據(jù) ASME第Ⅸ卷《核電廠部件在役檢測(cè)規(guī)則》附錄G推薦的方法，對(duì)接管安全端在假想缺陷下進(jìn)行了強(qiáng)度分析。
　　

3、首先利用三維建模軟件Pro/E建立實(shí)際結(jié)構(gòu)的三維模型，之后選用國(guó)際通用的結(jié)構(gòu)分析程序ANSYS ICEM軟件進(jìn)行有限元網(wǎng)格的劃分，最后采用ANSYS軟件對(duì)蒸汽發(fā)生器接管安全端兩種缺陷位置的最大假想缺陷進(jìn)行了強(qiáng)度分析，確定了缺陷位置處機(jī)械應(yīng)力及熱應(yīng)力的分布情況，從而得出相應(yīng)溫度下的瞬態(tài)應(yīng)力強(qiáng)度因子，通過與臨界應(yīng)力強(qiáng)度因子進(jìn)行比較，可以得出：在本課題研究的工況下兩處位置下存在的缺陷均不會(huì)引起結(jié)構(gòu)發(fā)生斷裂；在相同的結(jié)構(gòu)下，在臨近結(jié)構(gòu)不連續(xù)處存