基于应力参量的高温结构蠕变设计准则对比及案例分析

高温环境下服役设备常伴随着明显的蠕变现象,如何防止蠕变失效是保证高温装备结构完整性的重要课题。分别介绍了ASME-NH,RCC-MRx和R5中基于应力的高温蠕变失效设计方法,并从设计流程、限制参考应力和设计曲线三个方面进行了对比分析。同时通过以上设计准则,以某高温罐式设备上的接管结构为对象,进行基于应力的蠕变设计分析,对比了各设计准则所得到的蠕变评价结果。     

基于有限元方法的塔机桁架结构屈曲分析

以塔式起重机的金属结构为主要研究对象,借助有限元平台,从简单杆件的分析入手获得了可行的线性屈曲与非线性屈曲分析的方法与流程,进而以此为基础从不同侧面对塔机桁架结构的屈曲问题进行了详细分析.研究结果表明：考虑载荷偏心和初始位移非线性屈曲分析的结果要比线性特征值屈曲分析的结果更符合实际状态.在塔机上计算时只考虑5％的载荷偏心就使结果比原来小了33％,而在实际情况中由于小车轨道不平、风载荷等原因引起的载荷偏心可能会更严重.     

ASME核电建造规范中韧性试验的三种模式

ASME第Ⅲ卷核电设备建造规范对设备材料韧性的要求和规定很有特点,不同等级的设备和不同形式的材料有不同要求,既不同于其他国家的核电设备建造规范和标准,也不同于ASME的其他各种常规压力容器规范（第Ⅷ卷）。将分散在第Ⅲ卷的各分卷中材料韧性试验方法归纳为3种模式,并作了较详细的介绍。     

有初始缺陷粘弹性压杆的蠕变屈曲

研究有初始缺陷粘弹性压杆的蠕变屈曲,讨论分析了瞬时临界载荷和耐久临界载荷对粘弹性压杆蠕变屈曲的影响。     

四代核电高温部件结构分析设计方法

四代核电装备需要在高温、长寿期、载荷复杂等极端条件下服役,产品设计中需要兼顾蠕变、疲劳、蠕变-疲劳交互作用等影响。通过分析英国的R5规程、法国的RCC-MR、美国的ASME-NH,阐述高温部件结构分析设计方法,为核电高温部件设计提供参考。     

疲劳分析中变幅载荷的循环计数方法

将压力容器承受的实际变幅载荷历史分解为恒幅块载荷谱的方法称为循环计数方法。介绍了ASME规范推荐的雨流计数法、最大-最小计数法和欧盟标准的蓄水池法。     

核电站钢制安全壳封头屈曲评价方法简介及应用

基于对 ASME 规范案例 N -284金属安全壳体屈曲的研究,介绍了适用于先进核电站钢制安全壳封头屈曲分析与评价的简化方法。同时,利用通用有限元程序 ANSYS 二次开发语言编写屈曲评定模块,并结合先进非能动核电站严重事故工况,完成钢安全壳封头屈曲安全评价。     

2.25Cr-1Mo-V钢制承压设备按ASME案例2605-1的蠕变-疲劳设计方法

2.25Cr-1Mo-V钢广泛地用于制造高温高压临氢的承压设备。ASME规范案例2605-1提供了针对该种材料的蠕变-疲劳寿命设计方法。用一个设计实例来阐述该案例的思路和设计方法,并给出了一些提高结构蠕变-疲劳寿命的措施。     

基于ANSYS的CFRP屈曲分析研究

碳纤维增强复合材料(CFRP)作为先进复合材料的杰出代表,具有耐高温、抗疲劳、工艺性好等优异特性,广泛应用于飞机蒙皮、机翼、导弹发动机壳体等航空航天军工领域及桥梁、涵洞、水下构筑物的加固补强等民用建筑领域.基于复合材料的诸多优点和其广泛的应用价值,使得对其力学性能的研究变得尤为重要.而目前人们通常利用实验方法来测定复合材料的力学性能,浪费了时间又提高了成本.本研究运用ANSYS提供的屈曲分析,对碳纤维增强复合材料(CFRP)弯曲试件进行模拟分析.得出了一种预测CFRP弯曲强度和弯曲弹性模量的方法,为复合材料设计和工程应用提供了一种新的依据.     

圆柱螺旋弹簧的屈曲分析

压缩螺旋弹簧的侧向屈曲问题在机械工程设计中具有实际意义。本文系通过棱柱效应对压缩螺旋弹簧的屈曲进行基本分析,并提出防止屈曲的一些措施。     

核电厂仪表管线设计

简要介绍美标体系下仪表管线的安全分级原则、机械设计要求、材料要求、核电特有的敷设要求、应力分析要求、水压试验和质量保证要求,便于设计合适地仪表管线以保证仪表测量的准确性和有效性。     

核电站中的无损检测方法及其选择原则

自核电站问世以来,其安全性就一直被当做重中之重。因为一旦发生事故导致泄漏,便会导致灾难性后果,对社会和生态环境造成不可挽回的损失,更严重者,还可能引发政治问题。因此,保证核电站的安全运行具有十分重大的意义。所以,对核电站从设计、建造到运行进行无损检测,以确保其安全可靠,就显得非常有必要。本文介绍了核电站的无损检测的几种方法,并简述了检测方法的原则,并对无损检测新技术的发展方向进行了展望。     

核电用石墨密封垫片的试验方法研究

核电用石墨密封垫片是一种新型结构的密封垫片,目前还没有相关测试方法的标准。本文通过对石墨密封垫片测试方法的研究,重点对垫片压缩率、回弹率、应力松弛率及密封泄露率的试验载荷进行了试验分析,提出了试验载荷的要求。对于制订该产品测试方法标准有重要的参考价值。     

核电厂高加安全阀的排放容量校核方法研究

火电厂的高加安全阀通常按照HEI标准推荐的原则进行选型计算,但因核电厂的高加一般要接受来自汽水分离再热器（MSR）的大量高温疏水,而当其疏水调节阀在全开位置失效时将有大量高压蒸汽直接进入高加,使其有发生超压的风险。因此,核电机组的高加安全阀选型除了要遵循HEI标准外,还需针对某些特殊工况进行校核。在分析了给水加热器、疏水调节阀以及抽汽管道的特性方程的基础上,从能量平衡的观点建立了确定系统平衡工作点的计算方法,利用该方法可简易计算出各种特殊工况的平衡工作压力,从而进一步判断安全阀的容量是否满足安全排放要求。     

温度仪表在核电厂内的应用

对核电厂内温度仪表的分类进行了介绍,结合实际设计工作,从温度仪表实际应用的角度重点对核电厂内的各种温度仪表的使用特点进行了介绍,同时对核级温度仪表的国产化的现状进行了阐述。     

核电站核岛气密门技术研究

大亚湾核电站和岭澳一期核电站使用的特种门都是从法国进口,研究核电站核岛特种门技术并使其产品国产化具有非常重要意义。从岭澳二期核电站起,通过我公司对核电站特种门的研发,已成功应用于岭澳二期核电站,并将在后续的红沿河、宁德、阳江等核电项目工程中实施应用,为中国核电发展做出贡献。     

核电厂断路器老化因素分析及预防性维护

在核电站运行中,大量的1E级交流和直流断路器会被安装在可能发生故障的电气线路上.随着服役时间的增加,这些断路器会逐渐出现老化失效情况,进而对核电站的运行造成威胁甚至出现停堆事故.通过分析断路器的老化因素以及老化因素对断路器造成的影响,针对核电站中常用的塑壳型断路器提出了预防性维护措施.     

核电蒸汽发生器胀接接头质量事故分析及应对措施研究

全深度液压胀接技术是核电机组蒸汽发生器及其他换热器管子-管板接头普遍采用的制造工艺,具有液压胀接压力均匀、管壁减薄均匀、管子和管板的残余应力小、接头质量稳定等优点。液压胀管时需将300兆帕水介质封闭在胀管区域,一旦密封失效,将直接影响接头质量,胀接过程中易出现未胀合缝隙长度过大(欠胀)、过胀、肿胀、漏胀、重复胀接以及造成换热管划痕等质量问题。对国内外蒸汽发生器制造厂出现的典型胀接缺陷归类并进行原因分析,结合工程经验获得良好经验反馈及应对纠正措施,为核电蒸汽发生器管子管板接头胀接工序提供指导。     

基于线性匹配方法的核电站弯管在循环载荷下的安定性分析

进行了核电站90°弯管在内压和面内弯曲载荷作用下的棘轮效应试验,并采用数值方法研究了90°弯管的极限载荷、安定载荷和棘轮边界。利用理想弹塑性有限元分析,基于两倍弹性斜率准则和切线相交准则分别确定了90°弯管单独承受内压和弯曲载荷的极限载荷;利用线性匹配方法确定了90°弯管在单独内压和弯曲载荷以及两者共同作用下的极限载荷和安定载荷;利用Ohno-Wang模型,结合C-TDF弹塑性有限元分析方法和线性匹配方法分别确定了90°弯管的棘轮边界;最后,对弹塑性有限元方法和线性匹配法确定的棘轮边界进行了比较。结果表明：两倍弹性斜率准则、切线相交准则和线性匹配方法确定的极限载荷误差为10.78%,其中弹性迭代的线性匹配法能高效、快速地进行计算。比较C-TDF法和线性匹配法确定的棘轮边界,结果发现：当内压在20~35 MPa之间时,两种方法确定的棘轮边界吻合很好;当内压小于20 MPa时,两种方法的预测结果呈现不同的趋势。