有效应力图法在压水堆核电站管道热棘轮分析上的应用
压水堆核电厂：化学和容积控制系统(RCV)15页
化学和容积控制系统（RCV）一、概述化学和容积控制系统（RCV）是反应堆冷却剂系统（RCP）的一个主要的辅助系统。
它在反应堆的启动、停运及正常运行过程中都起着十分重要的作用，它保证了反应堆的冷却剂的水容积，化学特性的稳定和控制反应性的变化。
二、系统功能：主要功能：a)容积控制：通过上充和下泄功能维持稳压器水位，保持一回路水容积；b)反应性控制：与反应堆硼和水的补给系统（REA）相配合，调节冷却剂硼浓度以跟踪反应堆的缓慢的反应性变化;c)化学控制：控制反应堆冷却剂的PH值，氧含量和其他容积气体含量，防止腐蚀，裂变气体积聚和爆炸，降低冷却剂放射性水平，净化冷却剂。
辅助功能：（1）为主泵轴封提供经过过滤及冷却的水（2）为稳压器提供辅助喷淋水（3）一回路冷却剂过剩下泄（4）需要时，上充泵可作为高压安注泵运行三、系统功能描述：1. 容积控制所谓容积控制就是通过RCV吸收稳压器不能全部吸收的那部分一回路水容积的变化的量，维持稳压器水位在一个整定的范围内。
一回路水容积变化的原因主要是温度的改变，如图（1）所示：从图可见当反应堆冷却剂系统RCP 从冷态（60℃）增温到热态（291℃）时，其比容增加将近40%；正常运行时，冷却剂的平均温度随功率的变化而变化，从而比容也随之改变，也造成一回路中水的体积的改变。
另外，由于冷却剂系统处于155Bar 的高压下，也会不可避免地发生泄漏，需要调节水容积。
容控原理见图（2）化学和容积控制系统RCV 从RCP 二环路过渡段引出下泄流，经容控箱再由上充泵把上充流打回RCP ，反应堆稳定运行时，上充流量与下泄流量相等。
当温度变化引起一回路内水体积变化时，稳压器水位发生变化，当水位偏离设定值时，调节上充流量，使稳压器水位恢复到设定值。
但容控箱容量有限，在RCP 系统升温、降温过程，或其它瞬态，水容积发生很大变化时，可与其它系统配合，容控箱水位高时，可排放到硼回收系统（TEP ），容控箱水位低时，可由硼和水补给系统（REA ）按需要进行补给。
核电站管道系统“死管”现象探讨
核电站管道系统“死管”现象探讨摘要：依据RCC-P要求，核电站一回路系统需设置双重隔离，由此便容易形成所谓的“死管段”，死管段”内液体被一回路加热蒸发，管道内部分液体发生汽化，产生气（汽）液两相，从而导致管道、阀瓣或阀座被腐蚀进而出现“死管”现象。
“死管”现象不仅对管道、阀瓣部件表面造成腐蚀，还会导致管壁和阀门部件减薄或裂纹，严重时会影响阀门的密封性，甚至影响核电安全。
压水堆核电站余热排出系统（RRA）进口管道（即RCP212VP和RRA001VP之间，及其对称管道）就属于典型的“死管”（见图1）。
为了找到有效方法来降低甚至消除“死管”现象对管道及阀门的腐蚀进而影响核电安全，本文将以压水堆核电站余热排出系统（RRA）为例，针对死管段问题产生的原因和对管道系统的危害，结合福清、大亚湾和岭澳一期核电厂等国内工程实践，讨论消除死管段问题的技术改进措施，并提出改进建议。
关键字：死管现象；死管段；形成原因；改进措施1、“死管”现象“死管段”是指与一回路直接相连，两端有隔离阀或止回阀，且在正常运行期间被隔离，内部液体处于静止状态的管道。
在一回路升温升压及正常运行的过程中，通过热传导或阀泄漏，“死管段”内液体被一回路加热蒸发，管道内部分液体发生汽化，产生气（汽）液两相，从而导致管道、阀瓣或阀座被腐蚀的现象即为“死管”现象。
典型的特征为在阀瓣上出现明显的“水线”或“腐蚀线”，直接影响到系统可用性甚至是核安全，并导致检修费用的增加。
80年代中期，法国电力公司（EDF）率先在BUGEY3机组的BC1（主管道冷段）安注管线上发现由“死管段”现象产生的腐蚀裂纹。
之后EDF就制定了针对“死管段”的检查、试验和鉴定计划。
该现象已经导致EDF核电站以及大亚湾和岭澳一期核电站的一些阀门阀座产生腐蚀，并影响了这些阀门的密封性。
特别是岭澳一期2RCP215VP阀座在机组才刚刚运行一个循环后就发现下游阀座已严重腐蚀，且经过多次研磨也无法完全消磨蚀坑，该问题已经威胁了机组的安全稳定运行。
压水堆核电厂二回路热力系统
核电厂二回路热力系统压水堆核电厂二回路热力系统是将热能转变为电能的动力转换系统。
将核蒸汽供应系统的热能转变为电能的原理与火电厂基本相同，两种情况都是建立在朗肯循环基础之上的，当然二者也有重大差别，现代典型的压水堆核电厂二回路蒸汽初压约6.5MPa，相应的饱和温度约为281℃,蒸汽干度99.75%; 而火力发电厂使用的新蒸汽初压约18MPa，温度为535℃甚至更高。
因此，压水堆核电厂的理论热效率必然低于火电厂。
火力发电厂与压水堆核电厂毛效率的参考数字分别约为39%和34%。
火力发电厂通常将在高压缸作功后的排汽送回锅炉进行火力再热; 在核电厂，用压水堆进行核再热是不现实的，只能采用新蒸汽对高压缸排汽进行中间再热。
此外，火电厂的烟气回路总是开放的。
在一个开式系统中，排入大气的工作后的载热剂温度总是高于周围环境的温度，也就是说，一些热量随载热剂排入大气而损失掉了。
而核电厂的冷却剂回路总是封闭的。
这不仅从防止放射性物质泄漏到环境是必须的，从热力学角度讲，它提高了循环的热效率。
核电厂二回路系统的功能如下：构成封闭的热力循环，将核蒸汽供应系统产生的蒸汽送往汽轮机作功，汽轮机带动发电机，将机械能变为电能。
作为蒸汽和动力转换系统，在核电厂正常运行期间，本系统工作的可靠性直接影响到核电厂技术经济指标。
从安全角度讲，二回路的另一个主要功能是将反应堆衰变热带走，为了保证反应堆的安全，二回路设置了一系列系统和设施，保障一回路热量排出，如蒸汽发生器辅助给水系统、蒸汽排放系统、主蒸汽管道上卸压阀及安全阀等就是为此设置的。
控制来自一回路泄漏的放射性水平。
二回路系统设计上，能提供有效的探测放射性漏入系统的手段和隔离泄漏的方法。
同常规发电厂的实际热力系统一样，核电厂二回路热力系统，可分为局部热力系统和全面热力系统（又称为全厂热力系统）。
局部热力系统表示某一热力设备同其它设备之间或某几个设备之间的特定联系，而全面热力系统则表示全部主要的和辅助的热力设备之间的特定联系。
核电站支吊架力学分析自动化程序开发及应用
核电站支吊架力学分析自动化程序开发及应用
随着核电站建设规模的不断扩大，核电站支吊架的力学分析一直是核电站安全运行的重要环节。
因此，如何通过自动化程序来实现核电站支吊架力学分析并加以应用，成为了一个亟待解决的问题。
核电站支吊架是核电站重要组成部分之一，其作用是支撑、固定和平衡各种设备，以保证核电站的安全稳定运行。
而在实际应用中，由于支吊架的数量和结构复杂，其力学分析工作需要耗费大量人力和物力，而且容易出现漏洞和误差。
因此，采用自动化程序对支吊架的力学分析进行处理，可以有效提高核电站支吊架力学分析的精度和效率。
核电站支吊架力学分析自动化程序的开发需要借助于各种计算机相关技术，例如CAD 绘图、有限元分析等。
其中，CAD绘图主要是指采用计算机软件对支吊架的结构进行三维建模和绘制，以便进行后续的力学分析。
有限元分析则是指运用有限元理论对建立的支吊架模型进行分析，得到支吊架在不同工况下的应力、变形等参数，以评估其安全性。
在核电站支吊架力学分析自动化程序的应用方面，其主要应用于核电站建设的各个阶段中。
首先，在设计阶段，通过自动化程序对支吊架进行力学分析，可以优化支吊架的设计方案，提高其结构的安全性和稳定性；其次，在施工阶段，利用自动化程序可以减少施工时间和人力成本，同时保证支吊架的质量和可靠性；最后，在运行维护阶段，通过自动化程序可以对支吊架进行定期检测和分析，及时发现问题并进行处理，保证核电站的安全运行。
总之，核电站支吊架力学分析自动化程序的开发和应用，可以支持核电站的建设、运行和维护，提高其安全性和效率，为核电站在能源领域的可持续发展提供有力支撑。
核电厂补水工况下管道三通应力强度与疲劳分析方法研究
核电厂补水工况下管道三通应力强度与疲劳分析方法研究发布时间：2022-10-10T07:48:58.496Z 来源：《中国电业与能源》2022年6月11期作者：杨妍[导读] 目前我国已是世界第三核电大国，核电在我国的清洁能源中具有重要的地位。
在运行核电厂中，由于系统水容量要求，或者水化学浓度要求等，经常存在补水需求。
当补水温度和原管道中的水温存在较大温差时，可能在管道中引起严重热分层，叠加冷冲击和温度不连续的影响，杨妍( 国家电投集团电能核电设备有限公司 264000)摘要：目前我国已是世界第三核电大国，核电在我国的清洁能源中具有重要的地位。
在运行核电厂中，由于系统水容量要求，或者水化学浓度要求等，经常存在补水需求。
当补水温度和原管道中的水温存在较大温差时，可能在管道中引起严重热分层，叠加冷冲击和温度不连续的影响，导致管道三通应力强度不满足规范要求且累积疲劳因子过大，影响管道的使用寿命和电厂的正常运行。
本文研究了一种疲劳优化分析方法，对于存在严重热分层的管道，考虑分层温差沿管道截面非中心对称分布，使用ANSYS三维计算稳态力矩；对于存在局部温度不连续的部件建立其三维实体模型，分区域施加瞬态参数，精确考虑冷冲击和温度不连续效应；根据ASME规范NB-3200进行疲劳评定。
本文的优化分析方法有效避免了热分层和局部温度不连续的过度保守量，使得部件应力强度满足规范要求，且累计疲劳因子较常规计算方法大幅减小。
本文的研究结果可用于核电厂补水引起管道三通疲劳问题的处理，也为类似管道的疲劳分析提供了参考方法。
关键词：疲劳分析，热分层，局部温度不连续，三维计算。
1引言管道三通是一种常用的管道配件，具有改变流体流向、混合不同介质的作用，广泛应用于核电厂管路中。
三通管件总体结构不连续，受到介质流动、流体压力、管道热膨胀、冷热流体掺混等复杂边界的影响，易产生破坏或断裂，严重影响核电厂的安全运转。
因此，三通管件的应力强度和疲劳问题受到了国内外学者的广泛关注。
压水堆核电厂二回路系统管道热效率的影响因素分析
压水堆核电厂二回路系统管道热效率的影响因素分析发布时间：2022-05-06T06:39:39.549Z 来源：《中国科技信息》2022年第1月第2期作者：吴良鹏[导读] 文章针对核电厂二回路系统管道热效率问题吴良鹏福建福清核电有限公司福建福清 350318摘要：文章针对核电厂二回路系统管道热效率问题，从二回路热力系统结构、热效率的计算方法入手，分析了主蒸汽管道疏水门泄露、厂用蒸汽、给水管道散热、主蒸汽管道散热和蒸汽发生器排污对热效率的影响。
结果表明：以上因素均会影响二回路系统管道的热效率，不同因素的影响机理和程度存在差异。
关键词：核电厂；二回路系统；热效率；影响因素在压水堆核电厂中，因蒸汽管道散热、疏水门不严密等原因，蒸汽发生器传输的热量不能完全进入动力系统做功。
管道热效率，是评价蒸汽动力转换系统利用程度高低的指标[1]。
分析管道热效率的影响因素，采取针对性的解决对策，有助于进一步提高核电厂的运行水平，达到降本增效的目标。
1．压水堆核电厂二回路热力系统1.1 系统结构以990MW压水堆核电厂二回路热力系统为例，系统结构见图1。
图1：二回路热力系统组成结构示意图1.2 热效率概念压水堆核电机组中，热功率经过多个环节转换，经发电机输出电功率，能量传递的计算方式是：式中，代表反应堆传递给一回路冷却剂的热量，代表一回路冷却剂在蒸汽发生器内释放的热量，代表二回路工质在蒸汽发生器内吸收的热量，代表工质带入蒸汽动力转换系统的热量，代表汽轮机的实际内功率，代表汽轮机的轴端功率，单位均为kW。
代表反应堆热效率，代表一回路管道热效率，代表蒸汽发生器热效率，代表二回路管道热效率，代表循环热效率，代表汽轮机机械效率，代表发电机效率，单位均为%。
那么，核电厂全厂热效率是：.对比式1、式2，可以得到二回路管道热效率，即工质带入蒸汽动力转换系统的热量、二回路工质在蒸汽发生器吸收的热量两者比值：分析式3可知：二回路工质在蒸汽发生器吸收的热量一定时，工质带入蒸汽动力转换系统的热量越大，那么管道热效率就越高。
《有效应力原理》课件
泥石流稳定性
有效应力是评估泥石流稳定性的一个重要参数。 它与滑坡稳定性、地震灾害等问题有着密切关 联。
压缩特性
有效应力的变化还能够影响压缩特性。岩土工 程中，对其进行实验测定和分析也是相对比较 重要的。
有效应力在变形和破坏分析中的应用
1
变形分析
在土力学和岩石力学中，有效应力对于预测变形和变形变量的准确性具有非常重 要的作用。
2
破坏分析
有效应力还是评估破坏机制和破坏模式的一个关键参数。对于预测地下隧道和建 筑物的稳定性具有至关重要的作用。
3
土动力学
有效应力分析对于土动力学中的爆炸和冲击波效应的分析也非常重要。它可用于 计算爆炸波及其他动力荷载的应力。
有效应力在岩土工程中的应用
在地下工程、水力工程、矿山工程、地质勘探、土木工程等多个领域，有效 应力都具有重要的应用价值。它的实际应用将有助于改善岩土工程的质量和 可靠性。
工程实践
理论与实践相结合，应该加强有效应力原理在工程 中的应用，促进岩土工程领域技术的发展和进步。
《有效应力原理》PPT课 件
探索有效应力原理，深入了解有效应力的定义、计算和作用，并了解它在土 力学和岩石力学中的应用。
什么是有效应力？
1 定义
有效应力是实际应力与孔隙水压力之差。它 反映了岩石或土壤所承受的有效载荷。
2 应用
在土力学和岩石力学中，有效应力对于解释 地质现象和开发地下资源至关重要。
未来有效应力研究的展望
分子模拟技术
利用分子模拟技术和计算机辅助分析方法，以更准 确、更深入的方式理解有效应力。
多物质组分分析
多物质材料的组分分析为有效应力实验提供了新旅 程，并且提供了解决地质破坏和稳定性问题的新思 路。
某项目安注管线热棘轮效应分析与评定
某项目安注管线热棘轮效应分析与评定刘雪林;王明毓;汤凤;黄飞翔【摘要】核电站在运行期间,核反应堆的压力容器和管道会承受内压、循环热载荷及振动等各种复杂载荷工况,这些工况会导致材料或结构发生棘轮效应,缩减材料或结构的疲劳寿命,严重影响压力容器和管道的安全可靠性.RCC-M规范中对压水堆核电站管道的热棘轮效应是基于BREE图进行规定的,计算发现,当管道受到很大热冲击瞬态载荷时,可能会出现不能满足此规范要求的情况,这时就需要进一步对管道棘轮安定性进行分析.分析RCC-M规范对于管道热棘轮的计算公式及评定要求后发现,可以采用薄壁圆筒近似公式对管道棘轮效应进行评价,分析结果表明,在循环热冲击载荷作用下产生的热棘轮效应能够满足RCC-M规范要求,对工程设计有一定参考价值.%The pressure vessels and pipelines of the nuclear reactor bears various complex load conditions such as internal pressure,circulating heat loads and vibrations during the operation of the nuclear power plant,which will cause ratcheting effect to reduce the fatigue life of the material or structure,seriously affecting the safety and reliability of the pressure vessels and pipelines.The RCC-M code about the thermal ratchet effect of the PWR nuclear power plant is based on the BREE diagram.It is found that when a pipeline is subjected to a large thermal shock transient load,it may not meets the requirements of this specification,and further analysis of the stability of the pipe ratchet is necessary.This paper analyzed the RCC-M code for the calculation formula and evaluation requirements of the pipe thermal ratchet effect.It can be found that the ratcheting effect of the pipe can be evaluated by the thin-wall cylinder approximation formula.Theresults show that the thermal ratcheting effect produced by cyclic thermal shock able to meet the RCC-M code requirements.The project design has a certain reference value.【期刊名称】《压力容器》【年(卷),期】2017(034)007【总页数】6页(P45-49,72)【关键词】热棘轮;RCC-M;热冲击【作者】刘雪林;王明毓;汤凤;黄飞翔【作者单位】深圳中广核工程设计有限公司,广东深圳518057;深圳中广核工程设计有限公司,广东深圳518057;深圳中广核工程设计有限公司,广东深圳518057;深圳中广核工程设计有限公司,广东深圳518057【正文语种】中文【中图分类】TH703;TL353.11;O343.6结构在载荷作用下，可能出现3种状态，第1种是塑性应变不断累积，直至结构破坏，这种现象称为棘轮效应(见图1(a))；第2种是塑性应变不断反复，形成稳定的交变塑性，这种状态称为塑性安定状态(见图1(b))；第3种是若干次循环后，塑性应变趋于稳定，在后续的循环中结构表现为纯弹性响应，这种状态称为弹性安定状态(见图1(c))。
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有效应力 图法在压水堆核 电站管道热棘轮分析上的应用
０ 引言
图 １中 ：
一 百 ７０＂ ＝ 丁 ， ｓ为刀屉Ｊｌ出服强度
棘 轮效 应是指 金属 材料 和结构 承受一 个一 次 载荷并叠加循环载荷时所产生的渐进变形 ，它是 核 电管道工 程设 计 中需 要 考 虑 的一 个 重 要 问题 。 建立 在核 电设计 规范基 础上 的压力 管道设 计均 需
ｓｕｂｊｅｃｔｅｄ ｌａｒｇｅ ｔｈｅｒｍ ａｌ ｓｈｏｃｋ ａｎｄ ｎｅｅｄ ｔｏ ａ ｆｕｒｔｈｅｒ ａｎａｌｙｓｉｓ．Ｔｈｅ ｒｅｑｕｉｓｉｔｉｏｎ ｏｆ ＲＣＣ—Ｍ ｃｏｄｅ ｏｎ ｔｈｅ ｃａ—
ｍｕｌａｔｉｖｅ ｄｅｆｏｒｍ ａｔｉｏｎ ｄａｍａｇｅ ａｎｄ ｆｅａｓｉｂｌｅ ｅｎｇｉｎｅｅｒ ｃｒｉｔｅｒｉｏｎ ｉｓ ｄｉｓｃｕｓｓｅｄ ｉｎ ｔｈｉｓ ｐａｐｅｒ．Ｔｈｅ ｔｈｅｒｍａｌ ｒａｔｃｈ— ｅｔｉｎｇ ｓｔａｂｉｌｉｚａｔｉｏｎ ｏｆ ａ ｔｙｐｉｃａｌ ｐｒｅｓｓｕｒｉｓｅｒ ｄｉｓｃｈａｒｇｅ ｌｉｎｅ ｉｓ ａｎａｌｙｚｅｄ ｔｈｒｏｕｇｈ ｔｈｅ ｅｆ ｉ ｃｉｅｎｃｙ ｄｉａｇ ｒａｍ ｒｕｌｅ ｆｒｏｍ ｔｈｅ ｍａｔｅｒｉａｌ ｅｘｐｅｒｉｍｅｎｔ ｄａｔａ．Ｉｔ ｉｓ ｒｅｐｒｅｓｅｎｔｅｄ ｔｈａｔ ｔｈｅ ａｆｆｅｃｔｉｏｎ ｏｆ ｔｈｅｒｍ ａｌ ｒａｔｃｈｅｔｉｎｇ ｄｅｆｏｒｍ ａｔｉｏｎ ｏｎ ｐｉｐｅ ｏｐｅｒａｔｉｏｎ ｉｓ ｓｍａｌｌ ｕｎｄｅｒ ５００ ｔｉｍｅｓ ｃｙｃｌｅ ｔｈｅｒ ｍ ａｌ ｓｈｏｃｋ，ｔｈｅ ｃｕｍｕｌａｔｉｖｅ ｄｅｆｏｒ ｍ ａｔｉｏｎ ｉｓ ｉｎ ａ ｌｉｍｉｔ ｂｏｕｎｄ，ＳＯ ｔｈｅ ｐｉｐｅ ｉｓ ｓｔｉｌｌ ｍｅｅｔ ｔｈｅ ＲＣＣ —Ｍ ｃｏｄｅ．Ｔｈｅ ｅｆｉ ｃｉｅｎｃｙ ｄｉａｇｒａｍ ｒｕｌｅ ｂａｓｅｄ ｏｎ ｔｈｅ ｍａｔｅｒｉａｌ ｅｘ－ ｐｅｒｉｍ ｅｎｔ ｄａｔａ ｉｓ ａ ｓｉｍｐｌｅ ｍｅｔｈｏｄ ｗｈｉｃｈ ｉｓ ｓｕｉｔａｂｌｅ ｉｎ ｔｈｅ ｅｎｇｉｎｅｅｒ ｄｅｓｉｇｎ ａｎｄ ｃｏｕｌｄ ｂｅ ｕｓｅｄ ｉｎ ｔｈｅｒｍａｌ ｒａｔｃｈｅｔｉｎｇ ａｎａ ｌｙｓｉｓ ｏｆ ｔｈｅ ＰＷ Ｒ ｐｏｗｅｒ ｓｔａｔｉｏｎ． Ｋｅｙ ｗ ｏｒｄｓ：ｔｈｅｒｍａｌ ｒａｔｃｈｅｔｉｎｇ ａｎａｌｙｓｉｓ；ｅｆｆｉｃｉｅｎｃｙ ｄｉａｇｒａｍ ｒｕ ｌｅ；ＲＣＣ — Ｍ
有 效 应 力 图法 在 压 水 堆核 电站 管 道 热棘轮 分析上的应用
王 明毓 ，刘 震顺 。汤 凤 （深圳 中广核 工程 设计 有 限公 司 ，广 东 深圳 ５１８０５７）
摘 要：热棘 轮分 析是 核 电管道 设 计 中重 要 的分 析 内容 ，压 水 堆 （ＰＷＲ）核 电站 一 般 基 于 Ｂｒｅｅ图对 管道 热 棘轮 效应 进行 了规 定 ，但 当管道 受到很 大 的热冲 击载荷 时往往 不 能够 满足 此 要求 ，需要 进 一 步对 管道 棘 轮 安定 性进 一步分 析 。详 细 分析 了 ＲＣＣ—Ｍ 规 范对 于 管 道 渐进 性 变形 破 坏 的 要 求和 工程 上 可行 的评 定准 则 ，并采 用基 于材 料试 验 数据 的有效 应 力 图法对 稳 压器 排 放 管进 行 了热棘 轮 安定 性 分析 ，分析 结 果表 明，在 ５００次 循环 热冲 击载荷 作 用 下产 生 的热棘轮 变形 不会 对管道 的可运 行 性产 生 影响 ，累 积变形 对 塑性 稳定 性 边 界 的影 响在 有 限范 围 内，管道 依 然 满足 ＲＣＣ—Ｍ 规 范 要 求 。基 于试 验 的有 效应 力 图法使 用简 单 ，非 常适合 工 程设 计 应 用 ，可用 于 ＰＷＲ核 电站 管道 热 棘 轮 分 析 。 关键词：热棘 轮 分析 ；有 效应 力 图法 ；ＲＣＣ—Ｍ
中图分类号 ：ＴＨ４９；ＴＬ３５；０３４４．１ 文献标志码 ：Ｂ 文章编号 ：１００１－４８３７（２０１６）Ｏ１—００５７－０５ ｄｏｉ：１０．３９６９／ｊ．ｉｓｓｎ．１００１—４８３７．２０１６．０１．０１０
Ａｐｐｌｉｃａｔｉｏｎ ｏｆ Ｅｆ ｉ ｃｉｅｎｃｙ Ｄｉａｇｒａｍ Ｒｕｌｅ ｏｎ ＰＷ Ｒ Ｐｏｗｅｒ Ｓｔａｔｉｏｎ Ｐｉｐｅ Ｔｈｅｒｍ ａｌ Ｒａｔｃｈｅｔｉｎｇ Ａｎａｌｙｓｉｓ
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
区域 Ｅ一 纯 弹性状态 ，ｆ， ＋ ： 以下
区域 Ｓ 一 外表 面屈 服 ，几次循 环后 安定
４
３
区域 Ｓ：一 内表 面屈服 ，几次 循环后 安定 ｝５．
区域 Ｐ＿一塑 性 区 ，几 次循 环后 有 反 复 的塑 性
要进行 棘轮 效应 分 析 ，如 美 国 的锅 炉 与压 力 容 器 规范 ＡＳＭＥ（第 Ⅲ卷 和第 Ⅷ 卷第 二 分 册 ）… 、德 国 的核 岛安全标 准 ＫＴＡ ｊ、法 国的压 水堆 机 械设 备 设计 和建造 标准 ＲＣＣ—Ｍ 和快 中子反应 堆机 械 设备 设计 和建 造标 准 ＲＣＣ—ＭＲ＿４ 及 欧 盟 的非 直 接火 压力 容器 规范 ＥＮ １３４４５—３ Ｅｓ］。
Ｗ ＡＮＧ Ｍ ｉｎｇ—ｙｕ，ＬＩＵ Ｚｈｅｎ—ｓｈｕｎ，ＴＡＮＧ Ｆｅｎｇ
（Ｃｈｉｎａ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｄｅｓｉｇｎ Ｃｏ．，Ｌｔｄ．（Ｓｈｅｎｚｈｅｎ），Ｓｈｅｎｚｈｅｎ ５ １ ８０５７，Ｃｈｉｎａ）
Ａ ｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅｒｍａｌ ｒａｔｃｈｅｔｉｎｇ ａｎａｌｙｓｉｓ ｉｓ ａｎ ｉｍｐｏｒｔａｎｔ ｐａｒｔ ｏｆ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｓｔａｔｉｏｎ ｐｉｐｅ ｄｅｓｉｇｎ，ｗｈｉｃｈ ｉｓ ｐｒｅｓｃｒｉｂｅｄ ｂａｓｅｄ ｏｎ ｔｈｅ Ｂｒｅｅ ｄｉａｇｒａｍ ｉｎ ＰＷ Ｒ ｐｏｗｅｒ ｓｔａｔｉｏｎ．Ｂｕｔ ｕｓｕａｌｌｙ ｉｔ ｃａｎ＂ｔ ｂｅ ｍｅｅｔ ｗｈｅｎ ｔｈｅ ｐｉｐｅ