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压水堆核电厂反应堆压力容器(RPV)支座在核电厂设计中属ASME核安全1级支承,是关系到RPV安全的关键设备。RPV支座的温度场特性对其下方支承混凝土影响至关重要。通过开展试验研究,验证支座设计和布置的合理性,分析不同支座入口风速对底面温度的影响,为后续进风系统优化提供参考。设计和制造与工程中等比例大小的压力容器支座试验件和试验台架,对压水堆核电厂反应堆压力容器支座温度场特性进行试验研究。研究结果表明,支座底面温度场分布不均匀,呈近似"抛物线"形式,且关于支座纵向中心线对称分布;支座底面最高温度约38℃,小于限值93℃要求,验证了支座设计和布置的合理性。 相似文献
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研究了扁平绕带压力容器绕带层及其内筒的边缘应力,并与单层压力容器进行了对比。结果表明,在绕带层中不可能存在边缘应力;同时,由于绕带的细长结构和离散结构特性,其中的应力是均匀的和相互独立的;而与单层式压力容器相比,扁平绕带压力容器内筒边缘应力的分布范围较小。 相似文献
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根据总体设计要求,对一种板壳型反应堆压力容器支座的结构、材料和焊接设计进行了介绍。通过应力分析计算表明,该支座的结构设计和材料选择满足相关设计要求。 相似文献
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研究证明,焊制的压力容器的焊接区存在着极大的残余应力。该残余应力的峰值大小和分布状态会直接对压力容器产生不良影响。所以,本文笔者探讨了减少压力容器焊接残余应力的方法.希望能提高压力容器的制造质量。 相似文献
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封头是构成压力容器的主要零件之一,不同形状的封头在压力作用下,应力分布大不一样,应力水平相差较大。封头形状超差,就可能使封头应力超过许用值,导致封头失效。现行的压力容器标准规范都对封头的形状偏差提出了规定和要求,封头和压力容器的生产厂家必须对成形封头... 相似文献
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ASME-BPVC-Ⅷ第二册2007版和TSG R0004—2009《固定式压力容器安全技术监察规程》对压力容器分析设计的安全系数均进行了调整。首先讨论了安全系数调整对中美分析设计规范中最大许用应力值的影响,其次对内压作用下的不同外内径比的圆筒作极限分析与线弹性应力分析,得到极限分析的许用载荷[P]和线弹性应力分析的许用载荷P,通过对安全系数调整前后比值P/[P]的分析比较,讨论了中美分析设计规范中关于安全系数调整的合理性。 相似文献
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按照经典力学理论,对于薄壁压力容器的应力分析,大都采用近似数值计算方法,而运用有限元等数值模拟技术,能比较快速、精确地获得工作状态下的应力数值的大小,以此对结构的设计和优化等提供有力的理论支撑。 相似文献
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将非径向柔性传动应用到旋转压力容器中,它与对称的径向刚性传动旋转压力容器相比,具备一定的优势,整体刚性支撑结构与压力容器,一般采用刚性连接,在容器运行时,由于容器本身受压力、温度、介质等特殊工况的影响,会使容器本身产生一定的变形,容器变形波及整体刚性支撑结构,很难克服,造成刚性支撑结构失效。新型柔性支撑结构,既能克服,又能解决设备的膨胀变形、强度、支撑、振动、传动、控制等诸多约束因素,既能满足容器的正常运行,同时又能满足设备旋转运动的正常需求。 相似文献
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由于含缺陷容器在补强下的安全评价对在役压力容器的使用有重要的意义,使用ANSYS软件,采用三维有限元方法,对带补强圈含肩部穿透裂纹接管在内压作用下结构的应力进行计算和分析。研究表明,在弹性范围内,此结构的最大Mises应力与内压呈线性关系,且结构最大Mises应力的位置为接管腹部下方容器和补强圈的焊接处。在内压一定的情况下,此结构的最大Mises应力比带补强圈无缺陷接管的应力大,比无补强圈无缺陷接管的应力小。此结论能够指导实际工程中对此类缺陷的补强和评定。 相似文献
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Seung-Kee Koh 《Journal of Mechanical Science and Technology》1993,7(3):194-202
Residual stress analysis of an autofrettaged thick-walled pressure vessel containing an external groove was described in order
to calculate the stress concentration at the external groove. The autofrettage residual stress distributions of the external
grooved thick-walled pressure vessel were simulated using an equivalent thermal loading from the analogy of thermal and autofrettage
residual stress fields. Thermal stresses due to the simulated thermal loadings for various degrees of autofrettage overstrain
level were computed using finite element methods. Very high stress concentration factors due to autofrettage loadings were
obtained at the external groove root that contained a sharp root radius. Experimental measurement of residual stresses for
a fully autofrettaged smooth thick-walled pressure vessel using an equivalent saw cut method resulted in very close agreement
with the theoretical autofrettage residual stress distributions. The stress analysis results implied that the autofrettage
residual stress concentration might cause a cracking problem at the external groove root of the thick-walled pressure vessel,
indicating that lower autofrettage overstrain and a groove geometry change were desirable for enhanced durability. 相似文献
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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