鄭榮和臺灣大學:機械工程學研究所包漢聰Bao, Hung-TsungHung-TsungBao2007-11-282018-06-282007-11-282018-06-282004http://ntur.lib.ntu.edu.tw//handle/246246/61394國內三座核能電廠皆已運轉二十年以上的歷史。但隨著電廠運轉時數的增加,構件也因各種破壞機械持續進行下,無可避免地發生了各種構件龜裂的問題。 本研究主旨在於針對核能電廠反應爐(含沸水式與壓水式)組件之裂紋成長後的安全評估,首先選擇可能發生龜裂之設備,並考慮該組件可能的負荷組合,其次利用有限元素分析方法,結合破壞力學及極限負載的觀念,來決定組件的臨界裂縫深度以及裂縫成長後殘餘壽命。The three nuclear power plants in Taiwan have been in operation for many years. Besides the impending requirements, all power plants are alike, after years of service, components inevitably cracked under repeated stress and corrosion. This project is aimed at performing safety evaluation for some cracked components of the boiling water reactor (BWR) and pressurized water reactor (PWR). After choosing component, we would consider the possible loading combinations. Finite element analysis will be used to combine with fracture mechanics and limit load analysis method. Critical crack length and residual life of the component under loading will be determined from these analyses.摘要 i Abstract ii 目錄 iii 表目錄 v 圖目錄 vi 第一章 緒論 1 1.1 前言 1 1.2 研究動機與目的 2 1.3 研究流程與方法 2 1.4 論文架構 3 第二章 反應爐之結構簡介與文獻回顧 5 2.1 沸水式反應爐結構簡介 5 2.1.1 側板支撐結構簡介 6 2.1.2 側板支撐結構受力狀況 6 2.2 壓水式反應爐結構簡介 7 2.2.1 PWR分析組件選擇 8 2.2.2 頂跼惆豱峎龠V管結構簡介 9 2.3 文獻回顧 10 2.3.1 IGSCC產生原因 10 2.3.2 PWSCC產生原因 12 2.3.3 GE計算組件壽命方法 13 2.3.4 Westinghouse容陬儹_評估方法 14 第三章 研究方法 25 3.1 破壞力學簡介 25 3.1.1 線彈性破壞力學 26 3.1.2 壽命計算方法 28 3.2 極限負載簡介 30 3.3 BWR側板支撐結構裂縫壽命分析 31 3.3.1 有限元素分析程序 32 3.3.2 側板支撐組件模型建立 33 3.3.3 材料性質 34 3.3.4 邊界條件與初始條件 34 3.3.5 負載形式 36 3.3.6 裂縫成長速率 36 3.4 PWR CRDM穿越管裂縫壽命預測分析 37 3.4.1 有限元素分析程序 38 3.4.2 分析組件模型建立 38 3.3.3 材料性質 39 3.3.4 邊界條件與初始條件 40 3.3.5 負載形式 40 3.3.6 裂縫成長速率 41 第四章 側板支撐結構裂縫壽命分析之結果與討論 58 4.1 LEFM分析結果 59 4.2 LLA分析結果 60 4.3 結果與討論 61 4.3.1 LEFM 61 4.3.2 LLA 64 4.3.3 結論 66 第五章 控制棒穿越管裂縫壽命分析之結果與討論 75 5.1 應力分析結果 75 5.2 LEFM分析結果 77 5.3 LLA分析結果 78 5.4 結果與討論 78 第六章 結論與未來方向 87 6.1 結論 87 6.2 未來方向 88 參考文獻 892082796 bytesapplication/pdfen-US有限元素分析極限負載沸水式破壞力學壓水式Limit load analysisBoiling water reactorPressurized water reactorFracture mechanicsFinite element analysis核能電廠反應器組件裂縫成長後之安全評估Safety Evaluation for Crack-Grown of Nuclear Power Reactor Componentsthesishttp://ntur.lib.ntu.edu.tw/bitstream/246246/61394/1/ntu-93-R91522523-1.pdf