共查询到19条相似文献,搜索用时 109 毫秒
1.
2.
对某公司存放15年的超高压自增强反应管备管的残余应力进行了理论计算和试验测试,采用镗削法测定了自增强超高压反应管的残余应力值,根据M ises变形能量理论推导出残余应力的计算公式,计算出自增强处理后的超高压反应管的残余应力。 相似文献
3.
在实验室内对自增强厚壁管的残余应力衰减规律进行了一系列模拟强化实验 ,在总结试验结果的基础上用单因素叠加理论得出工程实用的残余应力衰减率的计算式[1] 。该计算式虽然得到一个工程实例的验证 ,这是不够的 ,还应经足够数量的工程实例的检验。然而 ,对昂贵的反应管进行破损检验是不现实的 ,这必然要求找到一种能够对高压聚乙烯反应管内壁残余应力进行无损检测的有效方法。另外 ,反应器内壁残余应力的大小可作为反应器安全的一个重要指标来加以检验。因此 ,研究反应管内壁残余应力无损测量方法是十分必要的。到目前为止 ,国内还没有自增… 相似文献
4.
为了确定残余应力松弛和自增强处理压力对在役高压容器安全性能的影响,通过分析测试结果获得了残余应力的松弛规律,计算了在工作压力、残余应力作用下的当量等效应力沿壁厚分布情况,模拟计算出了不同的工作压力、自增强处理压力下的安全系数,推导出了最佳自增强处理压力。结果表明所研究的高压聚乙烯反应管在使用10年后,环向应力在近内壁区衰减最快,从-600MPa衰减到-333MPa,衰减率达45%;在弹性区衰减较小,残余应力峰值位置外移,但其峰值大小变化不大。对于自增强处理后的压力容器,在工作压力作用下,随着残余应力的松弛,内壁面当量等效应力增大,当量等效应力在弹塑性交界处最大,应该按此处的当量等效应力计算安全系数。依据示例聚乙烯反应管尺寸,模拟计算出在工作压力分别为180、280、380MPa时,经过自增强处理压力分别为606、677、743MPa的最佳自增强处理后,其安全系数比残余应力全部衰减为0时分别高16%、26%、37%。压力容器工作压力越大,经最佳自增强处理后安全系数增大得越多,但残余应力衰减对其安全影响越大。 相似文献
5.
6.
7.
采用自行搭建的管道内壁残余应力测试平台,通过切割法测得核电蒸汽发生器传热管/管板接头传热管内壁的焊接残余应力,结合有限元模拟,研究了传热管内壁焊接残余应力的分布规律。结果表明:试验测得传热管/管板接头中传热管内壁近焊缝处的轴向和周向残余应力均为拉应力,随着距焊缝中心线距离的增加,残余拉应力减小并变为压应力,在距离焊缝中心线12mm处,残余压应力最大,在距离焊缝中心线21mm处残余应力减小至焊前初始应力;传热管内壁焊接残余应力分布的模拟结果和试验结果基本吻合,该有限元模型可以准确模拟核电蒸汽发生器传热管/管板接头传热管内壁焊接残余应力的分布规律。 相似文献
8.
本文对在役的自增强管式反应器的部分反应管进行了力学性能试验、残余应力检测、内压疲劳试验、系统强度计算,并根据各项试验结果,特别是自增强残余应力衰减的情况,进行安全技术分析评定。 相似文献
9.
10.
11.
堆内构件上支承组件采用不同的建模方法,分别采用壳单元和梁单元相组合的建模模式、壳单元和壳单元相组合的建模模式、实体单元建模的模式,对堆内构件上支承组件进行了有限元应力计算,比较了不同建模模式下应力计算的各自特点,堆内构件上支承组件实体单元建模模式应力计算结果精确并能满足RCC-M规范应力评定要求,壳单元和梁单元相组合的建模模式、壳单元和壳单元相组合的建模模式应力计算结果保守且应力评定需等效处理其计算结果。堆内构件上支承组件采用整体实体单元全模型建模的计算方法,计算精确且应力评定简单直接,它可应用于其他工况和不同堆芯堆内构件应力计算及其应力评定。 相似文献
12.
焊接残余应力的小孔法测试 总被引:1,自引:0,他引:1
应用小孔释放法对系列手弧焊接接头的焊接残余应力分布进行测试,讨论了焊接残余应力的分布规律及其相关影响因素,对加载法消除焊接残余应力的效果进行了初步的验证。结果表明,焊接接头的应力不均匀性和不确定性是影响钢制压力容器安全性的关键,采用加载法可以有效地改善这种非均匀应力分布状况。 相似文献
13.
简要介绍了304H奥氏体不锈钢丙烷脱氢(PDH)反应器的焊后热处理工艺,针对反应器的设计结构以及材料本身的特性,通过热应力分析,制定了合理的炉内热处理工艺;参照WRC-452制定了合理的环缝局部热处理工艺;同时通过多点温度采集仪对温度的记录,有效减少了工件的温差,解决了304H整体容器高温焊后热处理的技术难题,为今后同类设备的制造提供可行性经验。 相似文献
14.
具有四块拉撑板的矩形截面容器的应力计算,GB150-1998不适用。针对其特殊结构,进行了受力分析,推导出理论计算公式,并将计算结果与有限元分析结果进行对比,结果表明,理论解与数值解吻合较好,从而为工程设计提供了可参照的方法。 相似文献
15.
基于流固耦合方法的300MWe级反应堆主泵叶片应力分析 总被引:7,自引:0,他引:7
以国内某300MWe级核电站冷却剂泵为对象,从安全性出发,利用流固耦合技术,通过求解流体和固体耦合方程,对稳定工况下的叶片应力进行计算和分析。理论分析表明,主泵动静叶片的应力主要包括离心力引起的拉应力、流场压力引起的弯、扭应力和温度场产生的热应力;通过对计算结果进行分析,得到结论:最大米塞斯等效应力发生在固支约束处,叶片应力不具有严格的周期性,导叶体段复杂的内部流场是其应力分布无规律性的内在原因;综合对比计算和理论分析结果,证明动静叶片应力的差异性,并简要分析上述差异的主要影响因素。由第四强度理论进行的校核结果证明:主泵满足美国机械工程师协会(American Society of Mechanical Engineers,ASME)的强度要求。为改进叶片翼型设计、保障主泵水力性能和强度要求提供有效依据。 相似文献
16.
EAST超导托卡马克是具有非圆截面的核聚变试验装置,其真空室内部部件在等离子体热壁运行时将承受相当大的热应力和电磁载荷,在某些工况下的应力可能超出材料的强度极限.对EAST超导托卡马克装置中的真空室内部部件的应力状况进行了计算分析,从理论上提出了运用润滑材料的必要性;研制了一种金属基多层固体自润滑复合材料,摩擦学性能测试表明,该自润滑复合材料具有特殊的梯度结构,能保证高的机械强度,且具有优异的摩擦磨损性能和连续润滑功能;有限元计算和模拟件的加热变形试验表明,该自润滑复合材料真空中的滑动摩擦因数不超过0.15,能减少内部部件应力集中的情况,避免应力过大对热沉材料造成的破坏,保障超导托卡马克装置聚变试验的安全. 相似文献
17.
18.
受外部管线推力的压力容器接管受力分析和应力评估 总被引:2,自引:0,他引:2
压力容器开口接管受管线外力作用下的受力分析是设备设计中常见的问题,经常遇到应力分析评估通不过,但类似的情况在以往的应用中也没有出现事故,其中的主要原因是对接管附近的应力分类存在不同的看法,为安全保险,在外载荷中选取一组最大值作用在接管端部,然后把接管与筒体连接部位附近的弯曲应力加薄膜应力限制在1.5倍许用应力之内,这种做法从本质上讲是由于概念不清造成的。本文应用ABAQUS软件,将接管外推力中的预紧力、操作力分几个载荷步进行计算,分清了一次应力与二次应力,使应力评估更加切合实际。 相似文献
19.
某新型反应堆压力容器内壁设计了环形锻件与筒体内壁焊接的环形焊接结构。该种结构形式的焊缝首次在反应堆压力容器中出现,无成熟经验可以借鉴。为了了解该种复杂结构形式及大厚度焊缝的焊接残余应力幅值及分布规律,基于ANSYS有限元分析软件,建立了反应堆压力容器内壁环形锻件多层多道焊接三维有限元模型。在此基础上,以带状移动温度热源作为焊接热源模型计算出多层多道焊接的瞬态温度场结果,采用热-力间接耦合法,得到了焊接应力场计算结果。模拟结果表明,焊缝区域环向应力从上表面到下表面分布趋势为拉应力-压应力-拉应力,呈现自平衡的分布形式。根部焊道区域的环向应力为拉应力。焊缝上轴向应力最大为300 MPa左右;焊缝上下表面径向应力较大,达到400~500 MPa左右;峰值等效应力出现在焊缝根部区域,幅值最大约700 MPa。 相似文献