基于ASME规范案例2843的加氢反应器蠕变-疲劳强度分析与考核

对ASME规范案例2843进行较为具体的解读,并在蠕变和疲劳交互作用下,结合高温加氢反应器的实例进行了说明。该蠕变-疲劳分析的过程包括应力强度校核、忽略蠕变影响的判定、应变和变形校核、蠕变分析、疲劳分析和蠕变-疲劳交互曲线验证。与ASME规范案例2605-2相比,ASME规范案例2843所适用的材料更广泛,对应的温度范围和最大服役寿命也更明确。得到的结论是:蠕变损伤的破坏大于疲劳损伤,工程实际应更多关注蠕变损伤,进行足够的结构加强,减小蠕变失效。     

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。     

压水堆核级承压容器缺陷返修技术

根据核安全分级,压水堆核电站核级承压容器在建造过程中,可采用ASME《锅炉与压力容器规范》B＆PVC第Ⅲ卷各分卷的要求进行建造;在投产运行过程中,可根据ASME B＆PVC第Ⅺ卷的要求进行在役检查。核级承压容器在建造过程中和在役检查过程中,会发现母材或焊缝缺陷,需根据相应的技术要求进行返修。根据ASME B＆PVC规范,对于不同阶段的缺陷返修技术,包括免做焊后热处理PWHT的回火焊道技术,进行了分析和归纳,为我国核级承压容器的缺陷返修工艺提供技术参考。     

Ni-Cr-Fe合金690在压水堆核级承压设备中的应用

Ni-Cr-Fe镍基合金690已广泛应用于压水堆核级承压设备中。根据ASME BPVC规范,结合N690合金的成型类型,如管材、棒材、板材、锻材、焊材等在核安全1级承压设备中的应用情况,从材料规范、焊接工艺方面进行了分析和归纳,为我国核级承压容器镍基合金的使用提供技术参考。     

ASME B & PVC 在核级承压容器建造中的应用

压水堆核电站承压容器在建造过程中,主要是根据承压容器的核安全分级和质量分组,可采用 ASME 锅炉与压力容器标准 B＆PVC 第Ⅲ卷中的各分卷进行建造。对核级承压容器中的核安全分级和质量分组进行了讨论,对 B＆PVC 第Ⅲ卷 NB/NC/ND 的在材料、设计、制造和检验等方面的要求进行了分析,并对国内核级承压容器建造中的实际情况进行了描述。在此基础上,建议国内制造厂在加强核级承压容器设计能力的同时,并能积极推行 ASME 授权核检验师 ANI 的质保和质控活动。     

ASME规范案例2605-2的修订解读及算法实现

ASME规范案例2605于2008年10月出版,其目的是为了满足炼化行业中加氢工艺设备蠕变疲劳寿命设计的需要。2010年1月第1次修订,即ASME规范案例2605-1,目前,最新的版本为2015年6月第2次修订的ASME规范案例2605-2,这一版修订中有如下重要修改:温度上限由454℃(850℉)提高到了482℃(900℉);对上版有误的公式和表格数据及温度单位进行了修正;在蠕变棘轮的校核中引入了弹性分析来代替非弹性分析。将对ASME规范案例2605-2的分析步骤、修订要点和算法实现进行解读和探讨,为国内工程应用和规范修订提供参考。     

基于ASME Ⅲ-5规范和R5规程的高温非弹性蠕变疲劳损伤评价方法研究

对ASMEⅢ-5规范和R5规程的非弹性蠕变疲劳损伤评价方法进行对比性分析及研究,详细探讨了两者的保守性构成,并基于两种规范对异型三通结构进行了蠕变疲劳损伤计算,对两种规范下蠕变疲劳损伤计算结果的差异进行了分析。结果表明,保守使用R5计算的蠕变疲劳总损伤为0.111 4,远小于ASME总损伤2.643,与不考虑安全系数的ASME总损伤0.270 9较为相近。因此,在ASME工程评价过分保守时,R5可以作为可选规范。     

ASME与RCC-M规范中核主泵疲劳分析要求差异的对比和分析

核主泵的设计中,主要依据ASME规范第Ⅲ卷或RCC-M规范的要求进行疲劳分析。这两个规范中规定的疲劳分析的方法、步骤和评定准则虽类似,但又有所区别,有必要进行对比和分析。对ASME规范第Ⅲ卷和RCC-M规范中,适用于核主泵的疲劳分析要求进行对比,并采用有限元软件,按照这两个规范对某项目核主泵泵壳进行了疲劳分析。     

压水堆一回路耐蚀层SMAW焊接工艺评定及技术实践分析

压水堆主设备一回路压力边界的主要材质为低合金钢,为了能有效降低腐蚀辐照活化产物的形成,一般要在低合金表面堆焊一层耐蚀层.根据ASME B&PVⅨ的要求,对影响焊条电弧焊SMAW的耐蚀层堆焊工艺评定的重要变素进行了分析,同时结合ASME B&PVC Ⅲ-NB的要求,对压水堆一回路中的SMAW耐蚀层焊接技术实践进行了探讨,为核电压水堆承压设备的耐蚀层SMAW焊接技术的提高提供参考.     

钢制安全壳加强环设计研究

采用ASME规范NE-3133设计准则对核电厂用钢制安全壳加强环设计进行研究,基于ASME规范案例N-284的评定准则,对重新设计的钢制安全壳筒体段在外压及自重载荷组合作用下的稳定性进行了评定。该研究对钢制安全壳的工程设计有一定的参考价值。     

铸铁压力容器国内规范与ASME规范的比较

铸铁压力容器是一种特殊的承压设备,其中最主要的是造纸机械用铸铁烘缸。从标准化工作的视角,将我国规范和标准与美国ASME规范进行比较,讨论铸铁压力容器的设计、制造和检验等方面的差异,为我国规范和标准的进一步修订提出了一些思路。     

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。     

极端工况下压力容器设计缺陷评定标准的分析

压力容器多工作于极端恶劣工况下,有必要开展相关标准或规范的研究工作,评定存在缺陷的压力容器。ASME规范是较早地把断裂力学用于压力容器设计和缺陷评定的文件之一。ASME第Ⅲ卷附录G和ASME第Ⅺ卷附录A提供了评定厚壁压力容器缺陷危害性的线弹性断裂力学方法。本文讨论了与分析方法有关的试验方法、缺陷表示、工况环境、应力分析及所推荐的安全系数等有关方面,简要地探讨并指出了这些参数和方法对其他材料和非核结构的适用性。     

基于ASME Ⅲ-5中800H合金材料数据的高温部件非弹性分析评价方法

ASME规范第Ⅲ卷第5册(简称ASMEⅢ-5)为高温部件设计提供了具体可实行的弹性分析方法,但并未指定开展非弹性分析所需要的详细全面的材料非弹性本构模型,因而使得设计者无法直接依据现有规范执行高温部件的非弹性分析评价。高温气冷堆蒸发器高温部件主要采用800H合金。依据ASMEⅢ-5提供的800H合金等时应力应变曲线重构非弹性本构模型,完成弹塑性和蠕变本构模型的验证,再借助Abaqus子程序的数值编程工具开发计算程序,并结合蠕变断裂和疲劳性能数据,实现了基于非弹性分析的高温部件应变限值评价和蠕变-疲劳损伤评价,最后通过算例将非弹性分析方法与弹性分析方法评价结果进行对比,进一步展示非弹性分析方法的运用场景与优势。     

基于塑性极限载荷的奥氏体不锈钢钢承压管道役致裂纹接受标准研究

为保证核电厂长期安全、高效运行，需制订一回路承压边界管道役致裂纹的接受标准，以满足工程上的快速评估需要。对于含裂纹的承压管道，通常需要进行复杂的断裂评价和极限载荷分析。通过数值仿真分析，论证了对于断裂韧性较好的奥氏体不锈钢结构，采用塑性极限载荷作为结构临界状态的合理性，并基于结构设计塑性极限载荷不降低的准则，制订了奥氏体不锈钢管道役致裂纹的接受标准。研究表明，确定的一回路奥氏体不锈钢承压直管段的役致裂纹接受尺寸与美国ASME规范提供数据接近，但明显高于法国RSE-M规范相关数据，法国RSE-M提供的数据过于保守。     

核一级电动闸阀抗震分析

基于有限元分析和经验公式相结合的方法,计算阀门整机的振动模态以及在承受地震载荷及设计组合载荷共同作用下的应力及变形。根据ASME规范对承压边界部件作出应力评定和强度校核。     

国产压力容器用钢Q345R的低温韧性研究

基于实测的材料数据,运用缺陷评定的程序,针对ASME规范案例中关于我国常用压力容器用钢Q345R冲击韧性对豁免曲线的适用性问题的相关规定进行了探讨和分析。分析结果表明所用的Q345R正火板在低温下的冲击韧性与断裂韧性均优于ASME规范的要求值,ASME规范将Q345R归类于A曲线严重低估了材料本身的韧性。     

多孔板薄膜加弯曲应力计算方法研究

针对正方形排布多孔板结构等效分析问题,分别建立三维实体有限元模型和等效实心板轴对称有限元模型。并分别使用直接有限元方法求解和ASME规范中三角形排布多孔板的等效方法计算两个模型孔洞处最大薄膜加弯曲应力。通过计算结果比较,证明使用ASME规范方法计算结果更为保守,其可用于正方形排布多孔板的应力评定。结论为使用等效模型对正方形排布多孔板进行ASME应力评定提供了一定的参考和依据。     

核电部件屈曲设计方法的对比分析与案例研究

屈曲是快堆关键部件的重要失效模式,涉及地震载荷下的反应堆主容器、轴压载荷下的泵和换热器支撑筒等部件。为保证反应堆安全可靠地运行,相关部件的屈曲设计至关重要。针对快堆瞬时屈曲和蠕变屈曲失效模式,介绍了ASME规范和RCC-MRx标准中的屈曲设计方法,分析了不同设计方法的差异。最后以轴压载荷下的圆柱壳为例,开展了基于ASME规范和RCC-MRx标准中屈曲设计方法的应用案例研究。     

ASME高温规范中蠕变断裂应力最小值和平均值的关系及理论公式的探讨

最小蠕变断裂应力S_r以及与温度和时间有关的应力强度值S_t是ASME高温规范弹性方法评价结构应力和变形限制的关键参数。基于Larson-Miller参数法，以316H不锈钢为对象，溯源了蠕变断裂应力拟合过程，并建立了蠕变断裂应力平均值与最小值之间理论公式。基于理论公式进行了参数分析，阐明最小断裂应力与平均断裂应力的比值随温度和时间的关系，并对ASME规范中1.25S_t系数进行了探讨。分析结果表明，对应钠冷快堆设备工作温度550℃,在ASME规范第Ⅲ卷NH篇附录T-1310中，使用1.25S_t作为限值的方法偏不保守，推荐采用1.20S_t代替。