核安全三级容器应力分析与评定
换热器管板的应力分析和安全评定
换热器管板的应力分析和安全评定换热器是化工、石油、能源、冶金等重要工业领域中不可或缺的设备之一。
在其使用过程中，管板作为换热器的关键部件之一，承担着重要的传热任务。
但是，在一些恶劣的使用环境下，管板也面临着应力集中、热膨胀、疲劳等问题，从而引发安全风险。
因此，本文将对换热器管板的应力分析和安全评定进行讨论。
1. 换热器管板的应力分析换热器的应力分析，是为了确定其在使用过程中是否会发生变形、裂纹等影响其使用寿命和安全性的问题。
一般而言，应力分析会采用有限元分析方法进行，其基本流程如下：1.确定模型：确定模型的几何尺寸、材料性质、载荷边界条件等信息。
2.离散化：将模型离散化为有限个单元，并建立单元之间的边界。
3.利用有限元法求解模型的位移、应变、应力等物理量。
4.分析结果：根据计算结果，对模型的应力状况进行评估和处理。
在上述流程中，模型的几何尺寸、材料特性等是影响计算精度的重要因素。
换热器管板在实际使用过程中具有复杂的几何形状，以及不同材料特性的组合，因此要对其进行有效的模型构建和材料特性的确定。
在管板的应力分析中，以下因素需要考虑：•管板几何形状：管板的边长、板厚、支撑方式等。
•材料特性：材料的弹性模量、泊松比、屈服强度等。
•成型工艺：成形工艺对管板宏观形状的影响。
•热载荷边界条件：在换热器使用过程中，热载荷对管板加剧的影响。
2. 换热器管板的安全评定在换热器的实际使用过程中，需要对管板的安全进行评定，以保证其可以在可接受的应力和变形范围内长期稳定的运行。
安全评定通常需要考虑以下两个方面：1.应力状况评估：通过对管板的应力分析，评估其在实际使用过程中的应力状况是否在可接受的范围内，以及是否产生了裂纹等问题。
2.失效分析：对管板的失效问题进行评估和分析，以避免发生失效事故。
失效分析通常包括以下内容：•疲劳分析：对管板的疲劳寿命进行评估和分析。
•腐蚀分析：对管板的腐蚀状况进行评估和分析。
•裂纹分析：对管板的裂纹状况进行评估和分析。
理论力学在核工程中的应用
理论力学在核工程中的应用理论力学是力学科学的基础，也是核工程领域的重要理论支撑。
通过应用理论力学的原理和方法，可以有效地分析和解决核工程中涉及的力学问题，为核能的利用和发展提供坚实的理论基础。
本文将就理论力学在核工程中的应用进行探讨和分析。
一、核反应堆中的应力分析在核反应堆中，材料处于极端的高温和高压环境下，长期受到辐射的影响，因此材料的力学性能和稳定性是核工程中一个重要的问题。
理论力学可以通过弹性力学和塑性力学等方法，对核反应堆内部材料的应力、应变、变形等进行分析和计算。
通过对材料的应力分布情况有一个全面的了解，可以确定材料的强度和耐久性，为核工程的设计和运行提供可靠的依据。
二、核燃料的力学分析核燃料是核反应堆中产生核能的重要组成部分，其力学性能对核工程的安全运行至关重要。
理论力学可以通过热-力耦合的方法，对核燃料的力学行为进行评估和分析。
通过考虑燃料材料的热胀冷缩、材料的弹性和塑性变形等因素，可以预测核燃料在不同工况下的应力和变形情况，从而为核工程的设计和评估提供可行性和安全性的依据。
三、核管道和容器的强度计算核工程中的核管道和容器是核反应堆冷却剂的承载结构，其强度是核安全的保障之一。
理论力学可以通过应力和变形的分析，对核管道和容器的强度进行评估和计算。
通过考虑不同工况下的应力集中、热应力和材料的断裂问题，可以预测核管道和容器的失效情况，从而提前采取措施避免事故的发生。
四、核事故的力学分析与应急响应尽管核工程的设计和运行都采取了严格的安全措施，但在极端情况下仍有发生核事故的风险。
理论力学可以通过事故动力学和热力学等方法，对核事故中的熔融物行为、应力分布和能量释放等进行分析和计算。
通过对核事故的力学行为进行研究，可以评估事故后果，指导应急响应并制定合理的事故处理方案。
五、核工程的振动分析振动是核工程中的一个重要问题，它会对核设备的稳定性和安全性产生重要影响。
理论力学可以通过振动力学和结构动力学的方法，对核工程中的振动问题进行分析和研究。
核电站用核级板式热交换器的设计与制造
核电站用核级板式热交换器的设计与制造金雪梅【摘要】针对目前核电站用板式热交换器大型化、高参数化及高可靠性、安全性的要求，以 RCC-M 《压水堆核电厂核电机械设备设计和建造规则》为依据，阐述了核电行业典型的设备冷却水系统核安全3级板式热交换器的设计和制造要点，确保满足核电标准的设计要求，并能够安全稳定的运行。
%For the requirements of largescale, parameterization, reliability and safety of the plate heat exchanger for nuclear power plant, the key points of the design and manufacture of the plate heat exchanger for unclear power plant is elucidated, which is based on the typical plate heat exchanger for the cooling water system of nuclear security level 3 a nd the “design and construction rules for mechanical components of PWR nuclear islands RCC-M”, it can be ensured to satisfy the design re-quirements,and operate stable and safety.【期刊名称】《机械研究与应用》【年(卷),期】2014(000)004【总页数】4页(P152-154,157)【关键词】板式热交换器;核电站;设备冷却水系统;RCC-M【作者】金雪梅【作者单位】兰州兰石换热设备有限责任公司，甘肃兰州 730050【正文语种】中文【中图分类】TH12Abstract: For the requirements of largescale, parameterization, reliability and safety of the plate heat exchanger for nuclear power plant, the key points of the design and manufacture of the plate heat exchanger for unclear power plant is elucidated, which is based on the typical plate heat exchanger for the cooling water system of nuclear security level 3 and the “design and construction rules for mechanical components of PWR nuclear islands RCC-M”, it can be ensured to satisfy the design requirements，and operate stable and safety.Key words: plate heat exchanger；nuclear power station; cooling water system; RCC-M随着核电行业的快速发展，核电站的装机容量达到了1 250～1 750 MW。
国家核安全局关于批准中国核电工程有限公司扩大民用核安全设备设计许可活动范围的通知
国家核安全局关于批准中国核电工程有限公司扩大民用核安全设备设计许可活动范围的通知
文章属性
•【制定机关】国家核安全局
•【公布日期】2012.06.25
•【文号】国核安发[2012]107号
•【施行日期】2012.06.25
•【效力等级】部门规范性文件
•【时效性】现行有效
•【主题分类】核能及核工业
正文
国家核安全局关于批准中国核电工程有限公司扩大民用核安
全设备设计许可活动范围的通知
（国核安发[2012]107号）
中国核电工程有限公司：
你公司《关于民用核安全机械设备设计许可证申请扩大许可范围的请示》（核工综发〔2011〕17号）收悉。
经研究，现通知如下：
根据《民用核安全设备监督管理条例》及其配套规章的要求，我局审查了你公司提交的民用核安全机械设备设计许可证扩证申请文件，认为你公司在所申请的民用核安全机械设备设计方面具备了《民用核安全设备监督管理条例》第十三条及《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》（HAF601）第八条所要求的各项能力，现批准你公司《民用核安全机械设备设计许可证》（国核安证字S （11）04号）增加附件（附后）所列许可活动范围。
你公司应按照许可证规定的范围和条件，开展核安全设备设计活动，确保核安
全设备设计质量。
附件：中国核电工程有限公司民用核安全设备设计许可活动范围（扩）
二○一二年六月二十五日附件：。
核安全三级容器应力分析与评定
核 安 全 三 级 容 器 应 力 分 析 与 评 定
余华 张双旺， 霖 金， 栾
（ 中国原子能科 学研究 院 快堆工程部 ． 北京 １２ １ ） ０ ４ ３
摘要 ： 以密封捧油罐为例 ， 论述了核安全三级容器力学计算 与评定 的主要过程 ， 为核安 全三级窖器 的力 学评定提供 示范． 并阐明如何运用 Ａ ＭＥ规范指 导和完成相关设计工作。 Ｓ 关ｔ调 ： Ｓ Ａ ＭＥ规范 ； 应力 评定 ； 工况 ； 载荷
Ａ ＭＥ规范大 同小 异 。俄 罗斯 的规 范 中材料力 Ｓ
堆 的核 安 全 三级容 器 数 量很 多 ， 为加 快 其力 学 计算 与评 定 ， 立核安 全 三级容 器 评定 系 统的 建 理论 和方 法 是很 有 现实 意 义 的 工作 。为此 ， 本 工作 以 中 国 实 验 快 堆 密 封 罐 为 例 ， 究 运 用 研 ５ Ｅ规范进 行力 学计算 与评 定 的主要过程及
ＹＵ ａ ｉ。 Ｈ Ｈｕ －ｎ Ｚ ＡＮＧ Ｓ ｕ ｎ ｗａｇ ＵＡ Ｌ ｎ ｊ ｈａ ｇ－ ｎ ．Ｌ Ｎ ｉ
（ ｈｎ ｎｔｕｅｏ ｔｍｉＥ ｅｇ Ｐ．０． Ｃｉ ａＩｓ ｔｔ ｆＡｏ ｃ ｎｒｙ． ｉ ２ ５ ９ ．Ｂｉ ｎ ０４ ３ ７ — ５ ｅｉｇ １２ １ ，ａ ） ｊ
Ａ ｓｒ ｅ ： ｅｏ ｔｉｅｏ ｈ ｔａ１ Ｔｈ ｕ ｌ ． ｎ ｆｍｅｈ ｎｃ ｓｅ 盯Ｌ ｔｏ ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ ｌｓｙ ｎ ｒ ｔ ｓｅ ｐａｒ ｄｉ ｔ ｅ ｃ ａ ｉ ａｓ 整 ｅ ｆｔ ｅｃａ ｓ３ ｏ Ｉ ｓｉ ｘ ｌｉｅ ｎ ｈ ｓ ｎ ｔ
ｐ ｐ ｒ ｔｐ ｏ ｉｅ ｅ ｎ ｔａｉｎｏ ｃ ａ ｉ ｓｅｓ ∞ ｔｏ ｌｓ－ ｏ ｏ ｅ ｔ ．Ｉ ｉ ａｓ ａ ｅ ．Ｉ ｒｖｄ ￣ａｄ ｍｏ ｓｒ ｔ ｆ ｏ ｍｅ ｈ ｎｃ ａ ｓｓＩ ｓ ｎ ｆ ａｓ３ ｃ ｍｐ ｎ ｎ ｓ ｔ ｓ ｌ ｃ ｏ ｐ ｅｅ ｔｄ ｈ ｗ ｔ ｓ ｒ ｎ ｅ ｏ ｏ ｕ ｅＡＳ Ｅ ｏ ｅｔ ｕｄ ｎ ￣ｎ ｌ ｈ ｔ ｅｄ ｓ ｎ ｏ ｈ ｏ ｏ ｅ ｔ ｓ Ｍ ｃ ｄ ｏ ｇ ｉｅａ ｄｏ ｐｉ ｓ ｈ ｅｉ ｇ ｆｔ ｅｃ ｍｐ ｎ ｎ Ｋｅ ｃ ｓ ＡＳ Ｅ ｏ ｅ ｔ ｓ ｓ ｎ ｍ ： ｐ ｒ ｔ ｇ ｃｎ ｉｉｎ ｏ ｄ ｙｗｏｄ ： Ｍ ｃ ｄ ；ｓｒ ｓａ ＊ 豇 ｅ ｅ ｏ ｅａｉ ｏ ｄｔ ；ｌａ ｎ ｏ
CPR1000核电厂核反应堆压力容器应力分析
４９６原子能科学技术第４２卷由于反应堆压力容器是一级核承压设备，其安全评定是非常重要的，这直接涉及到核电厂的安全运行，因此，对其安全评定要严格遵守相关的规范和标准，本工作所参照的标准和规范是压水堆核岛机械设备设计制造规范规则ＲＣＣ＞Ｍ２０００。
１计算模型根据反应堆压力容器的结构和载荷对称性［１］，忽略细微部分，对其建立１／３模型进行有限元力学计算，其中，建模基于以下几点假设：忽略反应堆压力容器顶部和底部的小开孑Ｌ；根据ＲＣＣ－ＭＢ篇规定，设计工况和试验工况下，结构强度应力计算时不计内部不锈钢堆焊层的厚度［２１；在整体计算时，对于接管与筒体接合部分即有倒角或过渡区，通过子模型技术来计算得到结构细部或局部位置的应力。
建立的有限元模型示于图１、２。
其中，图２为接管和筒体接合部位的子模型。
计算模型和子模型均采用ＳＯＬＩＤ４５号单元划分，１／３对称模型划分单元数为１０１８９１，节点数为７１３８１。
子模型单元数为９３４４４，节点数为４４３０６。
在网格划分时，计算模型大部分采用了计算精度较高的六面体映射网格。
通过不同网格密度对图１计算模型Ｆｉｇ．１Ｓｉｍｕｌａｔｉｏｎｍｏｄｅｌ计算结果敏感性对比分析，表明本工作所采用的图１、２所示网格密度符合计算精度要求。
图２子模型Ｆｉｇ．２Ｓｕｂｍｏｄｅｌ２计算思想根据ＲＣＣ—Ｍ规范，本工作计算所采用的强度准则为Ｔｒｅｓｃａ屈服准则，构件中某点处的应力强度为该点处的最大剪应力的２倍［２］，即：Ｓ＝ｍａｘ｛ＩＳ１２Ｉ，ＩＳ２３ｌ，ｌＳ３ｌｌ｝式中：Ｓ为构件中某点处的应力强度；Ｓ。
：＝口。
一口２，Ｓ２３一晚一口３，Ｓ３ｌ＝口３一口１，仃１、口２、仃３分别为：滚点处的第１、第２和第３主应力。
分析设计法要求对构件各部位的各种应力（包括温差应力）进行详细计算，并根据应力在构件上的分布、产生的原因以及对失效所起作用的差异分为一次应力、二次应力和峰值应力。
一次应力Ｐ也称基本应力，是指由外加载荷在容器中产生的应力，一次应力为直接参与和机械载荷平衡的应力类别，具有非自限性的基本特征。
Ⅲ类压力容器设计阶段风险评估的若干问题讨论
及 强腐 蚀等 苛 刻 条 件 下 工 作 。 由 于设 计 寿 命
长 ， 使用期间， 在 除受 到压 力 、 量 等静 载 荷 作用 重 外 ， 可能 受到 风 载荷 、 还 地震 载荷 及 冲击载 荷等 变 动 载荷 的作 用 。另外 ， 于选 材 不 当 、 由 材料 误 用 、 材 料 缺陷 、 材料 劣化 、 质腐蚀 、 造缺 陷 、 介 制 设计失
险 评 估 过 程 进 行 了阐 述 。 对 该 过 程 中存 在 的 一 些 问题 如 数 据 的 来 源 、 能 性 计 算 中 因 子 和 系数 的 取 值 可 以 及 管 理 系统 评 估 系数 的取 值 等 进 行 了讨 论 。建 议 对 目前 我 国 Ⅲ 类 压 力容 器 的 使 用 单 位 进 行 调 研 ， 建 立 和 完善 相 应 的基 础 数 据 库 ； 过 调 研 、 通 实验 ， 并借 鉴 专 家的 意 见 ， 结 出适 合 中 国 国情 的 系数 和 因 子取 总
行设 计 规 范缺乏 在设 计 阶段 对承 压设 备使 用过 程 中可能 出现 的失 效 机理 、 失效 模式 和后 果 的考虑 ， 同时也很 少 考虑 承 压设备 在 服役环 境 中 的各 种 风 险 因素 ， 得承 压设 备 常 由 于设 计 要 求 不 足 而 在 使 使 用 过 程 中 突 然 或 过 早 失 效 ， 法 保 证 其 安 全 无
５０ ３
一
化 工 机 械
２１ ０ ２庄
定 的壁 厚 ） 从 而保 证 该 容 器 能 够 在 准 则 允 许 ， 为 了对 承压 设 备在 设 计 阶 段 进行 风 险评 估 ，
修 正因 子 ， 只考虑 技术模 块 次 因素 ， 不考 虑通 用 而
压力容器的应力分析
压力容器的应力分析摘要：压力容器是指盛装气体或者液体并承载一定压力的密闭设备，广泛应用于石油化工、能源工业、军工以及科研等各个领域。
压力容器一般由筒体、封头、法兰、密封元件、开孔和接管、支座等六大部分构成容器本体。
此外，还配有安全装置、表计及完全不同生产工艺作用的内件。
高压容器筒体与封头连接区是高压容器的高应力区之一，本文主要讨论封头和筒体之间的连接区域的应力应变情况。
一．工程背景及意义核能作为一种安全、清洁、高效以及可持续发展的能源已经为各国和各个地区广泛接受,核电是我国能源战略的重要组成组成部分之一，根据《核电中长期发展规划（2005-2020年）》，我国到2020年将实现核电装机容量4000万KW，核电占比从现在的不到2%提高到4%。
积极推进核电建设对于满足经济和社会发展不断增长的能源需求,实现能源、经济和生态环境协调发展以及提升我国综合经济实力和工业技术水平具有重要意义。
反应堆压力容器是核电厂反应堆冷却剂压力边界屏障中的一个重要设备。
它主要用来装载反应堆堆芯,密封高温、高压的冷却剂,为反应堆安全运行提供所必需的堆芯控制和堆内测量的导向和定位。
反应堆压力容器属安全一级设备,因此,要求其在各种工况下均能保持可靠的结构完整性,不会发生容器的破坏和放射性的泄漏。
筒体是压力容器的主要部件,与封头或管板共同构成承压壳体,为物料的储存,完成介质的物理、化学反应及其他工艺用途提供所必需的承压空间。
封头是保证压力容器密封的重要部件。
因此,筒体和封头的连接安全性是设计和使用中至关重要的问题,对它们进行应力评定是十分必要的。
论文以大型先进压水堆核电厂压力容器筒体及封头为研究对象，基于有限元方法,完成了反应堆压力容器筒体及封头在各种工况各种载荷组合作用下的一次应力强度的计算、分析与评定,并分析各个载荷对应力分布的影响,最终得出了结构强度符合规范要求的结论。
在此基础上,本文通过简化整体模型,创建局部模型,对筒体和封头作进一步应力评定,并将计算结果与整体模型的结果进行对比分析。
核电厂压力容器安全评估的新方法——主曲线简介
２ 反 应 堆 运 行 限值 曲线 及 其 防脆 断 根 据
运行 限值 曲线防脆断的根据是标准推荐 的
线 弹性 断 裂 力 学 定 量 计 算 出 的 Ｋ 值 … 。原 因
严格 的要求 ，并指定在堆 内必须有 ４根 以上安
全 监 督 管 ，分 批 从 堆 内取 出测 试 ，并 用 它 们 的
（ 应 堆 运 行 限 值 曲线 ） 反
Ｒ Ｔ（ ＴＤ 监督实验测 出） 为已知 ，因此 可求 出
不 同内压 Ｐ所 对 应 的 反应 堆 运 行 温 度 Ｔ 。根 据
未 辐照 数 据 画 出 的 并 假 设 Ｋ Ｒ 辐 照 。和 Ｔ 。受 的 影 响都 与 Ｃ ａｐ． ｈｒｙＶ辐 照结 果 相 近 Ｊ 。为 克 服假 设 的 推 论 缺 点 ，标 准 用 Ｋ 下 限 带 Ｋ 和 含 裕度 的 Ａ Ｔ替 代 Ｋ。和 Ｒ 即 以 增 大 保 Ｒ Ｔ 。，
计算 、实验和标准。按此公认 的方法 ，当计算
出 Ｒ Ｖ运行 时 各 项 应 力 产 生 的 应 力 强 度 因 子 Ｐ
∑Ｋ 后 … ，只要 ∑Ｋ ＜Ｋ 】 Ｒ Ｖ 就 不 会 发 生 Ｐ
．
羞
∞ 柏 ∞
∞ 蛐 ∞ 轴
脆 断 。此 临 界判 据 Ｋ 取 自美 国机 械 工 程 师 协 会 （Ｓ Ａ ＭＥ） 标 准 中推 荐 的 Ｋ （ 。） 转 换 成 Ｋ
其 延 寿 ，将 会 充 分 发 挥 Ｒ Ｖ 的 寿 命 潜 力 ，从 Ｐ
因 为它 是 防 止放 射 性 外逸 的反 应 堆 外 壳 ，是 不 可更 换 、决定 核 电寿命 的庞 大 部 件 。它 是 由铁 素体 型 钢 制成 ，这 类 钢 的体 心 立 方 晶 体 本 性 具
核安全压力容器非径向接管的应力特性研究
表 1 计算模型结构尺寸
Table 1 Calculate the structure size of the model
单位：mm
圆柱壳外直径 474
接管外直径 50
圆柱壳厚度 44
接管厚度 17
（d） a=Байду номын сангаас5° 图 1 不同角度下非径向接管几何模型
Fig. 1 Non - radial nozzles with different angles
a （c） a=30°
表 2 接管相贯区域应力限值
Table 2 Stress limits for knuckle region of the nozzle
工况 设计工况 正常工况 异常工况
事故工况
使用等级 O/A
B
D
载荷
应力限值
本文以工程实践中某核电站换热器壳体非 径向接管设计为背景，采用有限元方法探讨了接 管倾斜角度对结构应力评定带来的影响，目的 是为今后的压力容器非径向接管设计提供指导。
1 力学模型
1. 1 几何模型 如图 1 所示，本文研究对象为圆柱形壳体与
齐平式接管的相贯区域，计算模型的结构尺寸
收稿日期：2018-11-13 修回日期：2019-07-02 作者简介：贾红锋 （1983—），男，河南温县人，高级工程师，学士，机械设计制造及其自动化专业，现主要从事反应堆结构力学的
（a） a=0 （b） a=15°
在核安全压力容器设计中，接管与壳体的 焊接接头往往采用全焊透形式，从结构力学分 析的角度，接管-壳体连接结构可以认为是整体 化结构，因此，接管与壳体的连接通过连接面 的公共节点设置来实现，不需要额外的约束方程。 1. 2 载荷工况
按照抗震类别 1I 类进行容器应力评定，即 要求容器在 SSE 地震下能保证结构完整性。根据 RCC-M 规范 ［10］ C3300 的要求，接管相贯区域仅 需进行局部薄膜应力评定，容器用材选取 00Cr19Ni10，应满足的应力限值见表 2。其中， S 为基本许用应力值。外载荷包括内压和接管载 荷两部分。内压施加在容器内壁，为了便于对 比，异常工况与事故工况的内压值保守地选取 设计压力。接管载荷值取自 《BNI 和 NSSS 设备 接管载荷》（Q/CNPE. J101.8—2013）［11］，正常工况 下，剪力和轴力均为 280N，弯矩为 15.1N·m，扭矩 为 30.2N·m。异常工况接管载荷为正常工况 1.5 倍，事故工况接管载荷为正常工况的 2 倍。采用 mass21 质量单元模拟接管的压力边界，接管载 荷直接施加在 mass21 质量单元上。
核级设备抗震分析中螺栓应力的评定方法
陈一伟，黄炳臣，沈伟，等.核级设备抗震分析中螺栓应力的评定方法［J］.核安全，2020，19（6）：108-110.Chen Yiwei，Huang Bingchen，Shen Wei，et al.Evaluation Method of Bolt Stress in Seismic Analysis of Nuclear Grade Equipment［J］.Nuclear Safety，2020，19（6）：108-110.核级设备抗震分析中螺栓应力的评定方法陈一伟，黄炳臣，沈伟，石红*，张强升（生态环境部核与辐射安全中心，北京100082）摘要：抗震分析作为抗震鉴定的一种方法，广泛应用于核电厂各类设备的安全评价中。
目前，由于核级设备的螺栓应力校核方法不一，采用的标准也不同。
本文基于ASME和RCC-M标准，针对采用不同核安全标准设计的核级设备和不同位置的螺栓，提出了应力评定方法及评判依据，对核级设备的抗震分析具有借鉴意义。
关键词：抗震分析；螺栓；评定中图分类号：TM623.4文章标志码：A文章编号：1672-5360（2020）06-0108-03抗震鉴定作为核安全设备鉴定的一部分，对民用核安全设备的安全运行具有至关重要的作用。
核级设备的抗震鉴定一般可采用抗震分析、抗震试验、分析与试验相结合的方法。
目前，抗震分析作为抗震鉴定的一种方法，广泛应用于核电厂各类设备的安全评价中。
螺栓是连接核电厂各设备的重要部件，螺栓的安全关系到整个核级设备乃至整个核电厂的安全。
因此，对不同工况及不同位置的螺栓进行准确的刚度和强度分析对保证核电厂安全稳定运行具有重要意义［1-3］。
近年来，国内外学者在核级设备连接螺栓的强度研究方面进行了不少研究。
张续钟等人［4-6］研究了螺栓预紧力确定的方法，给出螺栓装配预紧力的计算方法；季同盛、崔赪昕等人［7-9］通过有限元方法分析了螺栓连接结构强度。
但大多数分析主要针对承压部件及关键设备，对紧固螺栓的评定采用的评定标准和方法不一，甚至很多抗震分析中忽略了对紧固螺栓的评定。
压力容器应力分析标准
压力容器应力分析标准压力容器是一种用于贮存或传输气体、液体或蒸汽的设备，因此其安全性和可靠性对于生产和使用单位来说至关重要。
在设计和制造压力容器时，必须对其应力情况进行分析，以确保其在工作过程中不会发生破裂或泄漏，从而造成安全事故。
首先，压力容器应力分析的标准主要包括国家标准、行业标准和企业标准。
国家标准是由国家标准化管理委员会制定并颁布的，是对压力容器设计、制造和检验的基本要求和规定。
行业标准是由相关行业协会或组织制定的，是根据国家标准结合行业特点和经验总结出来的具体要求和规定。
企业标准是由企业根据自身生产实际制定的，是对国家标准和行业标准的进一步细化和补充。
其次，压力容器应力分析的内容主要包括静态应力分析、疲劳应力分析和腐蚀应力分析。
静态应力分析是对压力容器在静态工况下受力情况的分析，包括内压、外压、温度等因素对容器壁的应力影响。
疲劳应力分析是对压力容器在循环载荷作用下的疲劳寿命进行评估，包括载荷幅值、载荷频率、材料疲劳性能等因素的考虑。
腐蚀应力分析是对压力容器在腐蚀介质作用下的应力情况进行评估，包括腐蚀速率、腐蚀形式、材料损伤情况等因素的分析。
此外，压力容器应力分析的方法主要包括理论计算方法、有限元分析方法和试验验证方法。
理论计算方法是通过应力公式、变形公式和材料力学性能参数进行计算，得出压力容器的应力情况。
有限元分析方法是通过建立压力容器的有限元模型，利用有限元软件进行应力分析和变形分析。
试验验证方法是通过对压力容器进行压力试验、温度试验、振动试验等方式进行应力情况的验证和评估。
最后，压力容器应力分析的意义在于保证压力容器的安全可靠运行。
通过对压力容器的应力情况进行分析，可以及时发现和解决设计、制造和使用中存在的问题，确保压力容器在工作过程中不会发生破裂或泄漏，从而保障人身和财产的安全。
总之，压力容器应力分析是压力容器设计、制造和使用过程中的重要环节，其标准、内容、方法和意义对于保证压力容器的安全可靠运行具有重要意义。
三类压力容器风险评估报告
高压排放罐（0225-D601）风险评估报告文件编号（图号）：SC-3854-00四川蓝星机械有限公司本文件为四川蓝星机械有限公司技术成果，未经本公司许可不得转给第三方或复制。
The copyright of this document is the property of Sichuan Bluestar Machinery Co.,Ltd.，unauthorized disclosure一、适用范围本报告适用于中石油呼石化15万吨/年聚丙烯项目聚丙烯装置中高压排放罐（0225-D601）设备的风险识别和风险控制，是设计文件的必要补充。
本报告并不免除制造单位、使用单位的任何责任。
二、设备设计参数（√）三、设备操作工况简述本设备存在两种工况：本文件为四川蓝星机械有限公司技术成果，未经本公司许可不得转给第三方或复制。
The copyright of this document is the property of Sichuan Bluestar Machinery Co.,Ltd.，unauthorized disclosure操作工况一：容器内流体为聚合物+烃，工作压力为0.01MPa, 操作温度为20℃，容器最低金属温度为-45℃@2.1MPaG;而夹套内为蒸汽/氮气，操作温度为0.0MPa，操作温度为20℃。
根据相关标准与规范和考虑容器最低金属温度等因素，操作工况一的设计参数：容器内设计压力为2.1Mpa,设计温度为-45℃；夹套内设计压力为0.05Mpa,设计温度为190℃。
操作工况二：容器内流体为聚合物+烃，工作压力为 2.0MPa; 而夹套内为蒸汽/氮气，操作温度为0.0MPa，操作温度为110℃, 夹套最低金属温度为-19℃@0.0MPaG。
根据相关标准与规范和考虑夹套最低金属温度等因素，操作工况二的设计参数：设计压力为2.1Mpa,设计温度为190℃；夹套内设计压力为0.05Mpa,设计温度为190℃/-19℃。
压力容器支承式支座局部区域的应力分析和强度评定.
目录摘要 ............................................................. I I Abstract ........................................................ I II 1．绪论 (1)1．1 研究背景及意义 (1)1．2 研究方法 (2)1．2．1 钢制化工容器强度计算法 (2)1．2．2有限元（ANSYS Workbench）分析法 (3)2.计算支承式支座实际承受的载荷 (5)2.1支座选用分析 (5)2.2．支座实际承受载荷的计算 (5)3．用HG20582-1998钢制化工容器强度计算规定（WRC107/297计算方法）计算封头的局部应力 (7)3.1壳体参数和附件参数的确定 (7)3.2．壳体上局部应力的计算 (8)3．2．1 壳体上与支座接触处有垫板时局部应力的计算 (9)3．2．2 壳体上与支座接触处没有垫板时局部应力的计算 (11)3.3 局部应力的强度较核 (13)3.3.1 壳体上与支座接触处有垫板时的强度评定 (14)3.3.2 壳体上与支座接触处没有垫板时的强度评定 (15)4．用有限元法（ANSYS Workbench）计算支座承受载荷所引起的封头壳体应力 (16)4.1 ANSYS Workbench 在应力分析中的分析原理过程 (16)4.1.1 应力分析中的不连续区 (15)4.1.2 有限元的设计分析原理 (17)4.1.3 ANSYS Workbench的使用 (18)4.2 用ANSYS分析压力容器封头壳体的局部应力 (18)4.2.1 问题的分析 (18)4.2.2 有限元模型的建立 (19)4.2.3 载荷和位移边界条件处理 (20)4.2.4 网格划分情况 (20)4.2.5 施加载荷 (21)4.2.6 支座与封头接触处有垫板时的局部应力分析 (23)4.2.7 壳体上与支座接触处没有垫板时局部应力的分析 (24)4.3 ANSYS Workbench对局部应力的强度较核 (24)4.3.1 壳体上与支座接触处有垫板时的强度评定 (25)4.3.2 壳体上与支座接触处没有垫板时的强度评定 (26)5．总结 (28)谢辞 (29)参考文献 (30)压力容器局部应力是压力容器设计过程中经常遇到的问题，过大的局部应力可能使容器结构局部强度不足，发生破坏或导致过大的局部形变，危及设备安全性，本文研究的是压力容器支承式支座局部区域的应力分析和强度评定。
ACP1000堆型RVD系统中不同核安全级别管道的应力分析与评定
ACP1000堆型RVD系统中不同核安全级别管道的应力分析与评定刘贺同;高齐乐;党俊杰【摘要】目的保证RVD系统管道的应力评定能够满足RCCM规范要求,保证RVD系统能够正常运行.方法首先探究弯头的柔性系数对不同核安全级别管道在应力计算上的影响;其次,借助管道分析软件PIPESTRESS对RVD管道系统最初版本的布置设计进行分析与评定,并分析应力过大的原因.考虑到柔性系数的影响,对不同核安全级别管道布置采取不同的调整方法,降低管道在各个工况下的应力.结果经过修改后的RVD系统管道应力满足RCCM规范要求.结论通过对RVD系统管道的应力的分析与评定,掌握了此类问题的解决方法,总结了设计中应注意的问题,为核电站中的管道设计提供参考.【期刊名称】《装备环境工程》【年(卷),期】2019(016)002【总页数】6页(P54-59)【关键词】ACP1000堆型;柔性系数;RVD系统;应力分析与评定【作者】刘贺同;高齐乐;党俊杰【作者单位】中国核电工程有限公司,北京 100840;中国核电工程有限公司,北京100840;中国核电工程有限公司,北京 100840【正文语种】中文【中图分类】O342核电站中存在大量的管道系统，管道在内压、自重、温度、地震等内外载荷作用下的应力状态复杂。
对管道进行应力分析与计算，是研究管道在各种载荷作用下产生的力、力矩和应力，从而作出对于管道安全性的评价，保证管道自身和其所连接设备、支架的安全。
本文的研究目的是对ACP1000堆型核电站中核岛疏水排气系统（RVD）管道进行应力评定，使整个管道系统的应力评定能够满足RCC-M规范要求。
文中评定的RVD管道涉及核一级与核二级管道，核一级管道没有锚固点作为边界，而是通过阀门与核二级管道相连接，造成整个管道系统的工况复杂。
RCC-M规范[1]对于核一级与核二级管道的评定并不相同，准则中所考虑的载荷工况和评定方程区别很大。
除此之外，由于不同核安全级别管道柔性系数的计算方法不同，核一级与核二级管道的计算方法也有所不同，这使得管道应力超出规范要求时，对于两个级别管道的修改方式也有可能不同。
Ⅲ类压力容器风险评估报告
Ⅲ类压力容器风险评估报告孙忠慧（中国第一重型机械股份公司铸锻钢事业部，黑龙江161042）摘要：介绍了加氢反应器中第III 类压力容器风险评估报告的制定原则和程序，并根据TSG R0004—2009《固定式压力容器安全技术监察规程》的要求制定了第Ⅲ类压力容器风险评估报告的格式和具体内容。
关键词：第Ⅲ类压力容器；风险评估；报告中图分类号：TL351+．6文献标识码：ARisk Evaluation Report of ⅢType Pressure VesselSun ZhonghuiAbstract ：Establishment rule and procedure about risk evaluation report for Ⅲtype pressure vessel of hydrogena-tion reactor have been introduced ，and based on requirements of TSG R0004—2009safety technical supervision rules of stationary type pressure vessel ，the format and detailed content of risk evaluation report for Ⅲtype pressure vessel have been established as well．Key words ：Ⅲtype pressure vessel ；risk evaluation ；report根据TSG R0004—2009《固定式压力容器安全技术监察规程》3．6条的规定，对于第III 类压力容器，设计时应当出具包括主要失效模式和风险控制等内容的风险评估报告。
1风险评估报告应满足的要求（1）容器设计者应根据容器的预期使用状况充分考虑容器在各种工况条件下可能产生的失效模式，在材料选择、结构设计、制造检验要求等方面提出安全措施，防止可能发生的失效。
核岛蒸汽发生器封头弹塑性应力分析及强度评定
核岛蒸汽发生器封头弹塑性应力分析及强度评定梁向东;冀英杰;邢磊;武文广【摘要】核电站蒸汽发生器是核岛主设备之一,其安全性直接关系到核电站的正常运行.基于ASME Ⅲ-1和ASME Ⅷ-2标准及有限元软件,采用线弹性、非线性以及热-力耦合的分析方式,对某压水堆核电站蒸汽发生器下封头结构进行应力分析与评定.计算结果表明,封头应力满足规范要求,并具有一定裕量.考虑材料应变强化效应时,可以提高设备的极限承载能力;当存在温差应力时,封头外侧的部分区域应力有所恶化,而内侧有所改善.对结构热-力耦合应力进行保守计算,发现除局部区域进入屈服,封头总体应力仍处于弹性阶段.研究结果可为该类设备设计、强度分析与优化提供一定参考.%The steam generator(SG) of nuclear power plant is one of the main equipments in the nuclear island,its safety is related to the normal operation of nuclear power plant.Based on ASME Ⅲ-1,ASME Ⅷ-2 and finite element technology,the stress analysis and evaluation of the bottom head of SG in a pressurized water reactor nuclear power plant was studied through linear elastic analysis,nonlinear analysis and thermo-mechanical coupling analysis.The results show that the stress intensity of the SG head meets the ASME standard requirements and has a certain margin.The ultimate carrying capacity of the equipment can be improved by considering the strain-strengthening effect.When the thermal stress is considered,the stress intensity of the outside of the head is deteriorated and the inner side is improved.The conservative calculation of thermal-mechanical coupling analysis shows that the total stress intensity of the head is still in the elastic stage except for the local area.The researchresults can provide some reference for the design,strength analysis and optimization of this kind of equipment.【期刊名称】《压力容器》【年(卷),期】2017(034)006【总页数】6页(P32-37)【关键词】蒸汽发生器;有限元;线弹性;非线性;热-力耦合;应力分析【作者】梁向东;冀英杰;邢磊;武文广【作者单位】中国核电工程有限公司河北分公司,河北石家庄 050000;中国核电工程有限公司河北分公司,河北石家庄 050000;中国核电工程有限公司河北分公司,河北石家庄 050000;中国核电工程有限公司河北分公司,河北石家庄 050000【正文语种】中文【中图分类】TH49;TL353.13;O241.82核电站蒸汽发生器(Steam Generator，简称SG)是核岛主要设备之一，通过SG将一回路的热量传递给二回路的工质使其产生蒸汽，并最终转化为电能。
三级应力筛选
三级应力筛选1. 什么是三级应力筛选？三级应力筛选是一种材料加工方法，用于提高材料的强度和韧性。
在材料加工过程中，由于外界施加的压力或拉力，材料内部会产生各种应力。
这些应力可能会导致材料出现变形、裂纹或断裂等问题。
为了解决这些问题，需要对材料进行应力筛选。
三级应力筛选是指通过在特定温度和压力条件下对材料进行多次变形和退火处理，以消除或减小内部应力，并使其达到平衡状态。
通过这种方式，可以改善材料的机械性能和物理性能。
2. 为什么需要三级应力筛选？在材料制造过程中，由于涉及到多道工序的加工，往往会产生大量的内部应力。
这些内部应力会影响材料的性能和使用寿命。
如果不对这些内部应力进行处理，可能会导致以下问题：•变形：内部应力超过了材料的强度极限，导致变形甚至塑性失效。
•裂纹：内部应力集中在某个区域，超过了材料的断裂强度，导致裂纹的产生和扩展。
•断裂：内部应力超过了材料的韧性极限，导致材料的断裂。
为了避免以上问题的发生，需要对材料进行三级应力筛选。
3. 三级应力筛选的工艺流程步骤1：预变形处理首先，将材料加热至适当温度，然后在特定应力条件下对其进行预变形处理。
预变形处理可以使材料内部的晶粒结构发生改变，并引入一定程度的残余应力。
步骤2：中间退火处理在预变形处理后，需要对材料进行中间退火处理。
中间退火处理是指将材料加热至适当温度并保持一段时间，以使其内部应力得到释放和平衡。
通过中间退火处理，可以消除或减小由于预变形引入的残余应力，并使材料达到较好的平衡状态。
步骤3：再次变形处理在中间退火处理后，需要对材料进行再次变形处理。
再次变形处理可以进一步改善材料的晶粒结构和性能，并进一步消除或减小内部应力。
步骤4：终退火处理最后，对材料进行终退火处理。
终退火处理是指将材料加热至适当温度并保持一段时间，以使其内部应力得到最终释放和平衡。
通过终退火处理，可以使材料达到最佳的性能和使用寿命。
4. 三级应力筛选的优点三级应力筛选具有以下优点：•提高材料的强度和韧性：通过消除或减小内部应力，可以改善材料的机械性能。
压力容器Ⅲ类风险评估报告
处置措施
1.制定爆炸应急预案并进行演练，包括：组织领导、报警和上报、稀释周围扩散空气中的介质浓度，以防止与空气或其他禁忌介质混合形成二次爆燃或爆炸；人员疏散和人员抢救、防护用具的正确使用、切断介质输入及动力源、消防器材正确使用；2.出现爆炸按应急预案科学指挥和实施。
根据周围人员的可能伤及情况
人员要求
热处理
影响损伤的关键因素
热处理不当，不能合理消除制造过程中产生的附加应力。
预防损伤的建议措施
1.建立严格的热处理温度；2.使壳体受热均匀；3.良好的保温效果及足够的保温时间。
操作
操作
影响损伤的关键因素
1.不按规定的工况操作或误操作；2.安全附件失灵。
预防损伤的建议措施
1.制定安全管理制度和操作规程；2.操作人员上岗前应培训；3.按操作规程
操作并记录且数据可靠和具追溯性；4.控制超压、超温；5.经常检查安全附件的可靠性和灵敏度
使用说明及注意事项：
1.按“新容规”要求在使用前登记注册；2.应制定安全使用管理制度和操作规程；3.对操作人员应进行岗位培训并严格按操作规程操作且记录；4.最大压力不得超过图样规定的最高允许工作压力（如未规定的，不得超过设计压力）；5.控制使用温度不得超过设计温度；6.定期或不定期检查安全附件（含仪表）是否失灵，是否在有效期内；7.对容易发生泄漏处应经常检查，发现泄漏应立即按应急预案进行实施。
预防损伤的建议措施
应制定检验管理制度和检验规程或计划，检验人员应培训上岗，按规定检
验、试验并记录、报告且数据准确可靠和可追溯。
安装
影响损伤的关键因素
安装不当，引起形状尺寸超标和附加约束反力增大。
预防损伤的建议措施
1.应由具有安装资质的单位进行安装；2.安装前应按系统图制定安装工艺并
核安全级安全阀抗震应力分析与评定
书山有路勤为径，学海无涯苦作舟核安全级安全阀抗震应力分析与评定介绍了安全阀抗震分析的通常步骤。
利用ANSYS 软件计算了核安全级弹簧式安全阀在地震工况下的三维应力分布, 根据ASM E 锅炉和压力容器规范进行了完整性评定。
1、概述核安全级安全阀是核电站中重要的安全设备之一, 用以防止系统压力超过允许的极限, 确保系统安全运行。
随着第三代核电站的建设, 对核安全级安全阀的设计和制造提出了更高要求。
安全阀必须能够承受包括地震载荷在内的组合载荷, 并且不会发生破坏或失稳, 从而满足结构完整性和功能要求。
随着计算机仿真技术的快速发展, 利用有限元软件构建阀门三维模型, 进行各种工况下的结构完整性分析技术已经日趋成熟, 并已经得到了广泛的应用。
本文以某型号核安全二级弹簧式安全阀为例, 利用ANSYS 11.0 软件进行了安全阀的模态频率计算和应力分析, 并根据ASME 锅炉和压力容器规范对安全阀在地震工况下的结构完整性进行了应力评定。
2、分析方法为了保证安全阀在使用期限内能够安全运行,必须进行抗震分析, 检验阀门各部位是否有足够的强度和刚度。
通常考虑运行基准地震(Operating Basis Earthquake, OBE ) 和安全停堆地震( Safe Shutdown Earthquake, SSE) 两类地震载荷。
抗震分析通常可分为建立模型(合理简化安全阀结构部件, 建立能准确反映其动力特性的有限元模型) 、频率计算(计算安全阀的自振频率, 假如该阀门最低自振频率大于33Hz, 则在应力计算时可采用等效静力法。
假如小于33Hz,则必须采用动力法) 、应力计算(根据相关标准及阀门实际工况, 确定边界条件及载荷组合。
利用有限元软件进行各种工况下安全阀的应力分析, 特别是关键。
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第36卷第2期原子能科学技术Vol.36,No.2 2002年3月Atomic Energy Science and TechnologyMar.2002核安全三级容器应力分析与评定余华金,张双旺,栾 霖(中国原子能科学研究院快堆工程部,北京 102413)摘要:以密封排油罐为例,论述了核安全三级容器力学计算与评定的主要过程,为核安全三级容器的力学评定提供示范,并阐明如何运用ASME 规范指导和完成相关设计工作。
关键词:ASME 规范;应力评定;工况;载荷中图分类号:O342 文献标识码:A 文章编号:100026931(2002)022*******The Stress Analysis and Assessment of the Class 23ComponentsYU Hua 2jin ,ZHAN G Shuang 2wang ,L UAN Lin(China Institute of A tomic Energy ,P.O.Box 275295,Beijing 102413,China )Abstract :The outline of mechanics assessment of the class 23components is explained in the paper.It provides a demonstration of mechanics assessment of class 23components.It is also presented how to use ASM E code to guide and complish the design of the component.K ey w ords :ASM E code ;stress assessment ;operating condition ;load收稿日期:2001205214;修回日期:2001209226作者简介:余华金(1977—),男,安徽全椒人,在读硕士研究生,反应堆结构力学专业 核安全三级容器是中国实验快堆(CEFR )的一类设备,其设计过程分为尺寸设计和力学计算与评定两个阶段。
ASM E 规范[1]是压力容器设计、制造、检验的根本性文件,核安全三级容器的力学计算与评定必须以此规范为依据。
从设计角度看,由于ASM E 规范中有关材料力学方面的内容已被弹性力学取代,又引入材料非线性(如弹塑性、蠕变)和几何非线性等方面的内容,根据此规范进行的设备设计越来越精细和安全。
日本和法国结合自己的国情制定了相应的压力容器规范,它们的规范与ASM E 规范大同小异。
俄罗斯的规范中材料力学方面的内容仍占有相当比重。
我国的核设备执行ASM E 规范,并正在开发建立自己的规范,如HAF 文件、《核电厂抗震设计规范》[2]等。
ASM E 规范对压力容器设计所提出的限值和规定的方法是必须遵守的,但凡遵照ASM E 规范设计的设备均是安全的,也是符合实际要求的。
ASM E 规范条文繁多,内容繁琐,涉及工况、载荷、结构、补强、连接等诸多方面的各个环节。
在设计实践中,因受客观条件限制,使得设计不可能完全按照规范进行,因此,正确运用规范进行核安全三级容器的应力分析与评定,指导容器设计显得极其重要。
同时,中国实验快堆的核安全三级容器数量很多,为加快其力学计算与评定,建立核安全三级容器评定系统的理论和方法是很有现实意义的工作。
为此,本工作以中国实验快堆密封罐为例,研究运用ASM E 规范进行力学计算与评定的主要过程及其相关的技术关键问题,以期为核安全三级容器的力学计算与评定提供示范。
本工作的内容包含:1)以密封排油罐为例进行力学计算与评定,为核安全三级容器的力学计算与评定提供示范;2)建立核安全三级容器评定系统的理论与方法;3)对核安全三级容器及设备的设计提出建议,以期对相关设计工作有所助益。
1 密封排油罐密封排油罐的结构简图示于图1。
此罐由中间筒体、上下封头、上下法兰、3个支承件及其它附件构成,是一典型核安全三级设备。
计算中使用有限元程序ANSYS514。
图1 密封排油罐的结构简图Fig.1 The structure of the close2discharged canister2 设备工况和载荷211 设备工况核安全三级容器的设备工况分设计工况、使用工况(包括正常工况(A级)、异常工况(B 级)、紧急工况(C级)、事故工况(D级))和试验工况三大类。
按照规范,密封排油罐的工况依据其自身的工作环境确定。
设计工况主要是依据密封排油罐正常工况中最为严重的载荷组合及在厚度上预期的最高平均温度并考虑一定的偏差抽象出的“静态”工况。
使用工况系密封排油罐运行时的实际工况。
按ASM E2N F规定[1],支承的设计温度可与容器相同,也可通过测量或传热分析确定。
容器与支承通常是在一个模型中计算,两者的工况不必特别区分。
实际上,对密封排油罐而言,支承的设计温度与容器无大差异。
212 载荷载荷包括内压和外压、地震、自重、管道加于设备的载荷、高周疲劳、温度效应、支承的反作用力等。
密封排油罐的工况和载荷列于表1。
表1 密封排油罐的工况和载荷T able1 The operating condition and loadof the close2discharged canister工况类别温度载荷组合设计工况室温内压110MPa2自重2接管力正常工况室温内压016MPa2自重2接管力异常工况室温内压016MPa2自重2接管力2SL1地震紧急工况室温内压016MPa2自重2接管力事故工况室温内压016MPa2自重2接管力2SL2地震试验工况室温内压115MPa2自重 注:SL1为运行基准地震;SL2为安全停堆地震1)内压和外压排油罐最大静水压为0158×10-2MPa,竖直地震的等效静水压为0118×10-2MPa,总静水压为0176×10-2MPa。
内压直接加载于模型上。
内压还应考虑液体静水压和竖向地震引起的等效静水压,它们沿高度的分布是线性的,但其作用较小。
为方便可按最大值计算,但结果是保守的。
对于外压载荷主要进行屈曲评定。
2)地震载荷地震输入包括SL1地震谱和SL2地震谱。
按俄罗斯谱(A版)的计算说明,对于焊接容器,两个级别地震的阻尼比均取为0102;对于同一阻尼比,SL1地震谱谱值是SL2地震谱谱值的0165。
因此,SL1地震计算结果取SL2结果的0165倍。
如管道(包括内部液体)的质量与设备相比不足1/100,管道与设备可以解耦。
地震计算中需考虑液体的晃动作用,这一问题通过建立液压晃动模型来解决。
对应于水平地震,液体可简化为两部分作用:(1)脉冲质量及其质心高度;(2)对流质量及其质心高度。
对于密封排油罐,其脉冲质量为91156kg,质心高度为0129m;对流质量为15154kg(它831原子能科学技术 第36卷的作用通过建立液压晃动模型来解决),质心高度为0152m ;液体晃动频率为113503Hz ,计算出的弹簧刚度为2797166MPa 。
以此为基础,建立密封排油罐的液压晃动模型(图2)。
对应于竖直地震,液体可简化为两部分作用:(1)把液体当作固定质量;(2)在内压中考虑竖直地震等效静水压。
对浸在液体中的管道,其质量包括设备质量、内部液体质量和排开液体的质量。
需指出的是:抗震计算用等效静力法是不合适的。
ASM E 规范中明确规定:可化为单自由度系统的设备才能采用等效静力法。
如将其用于其它情况,则需进行论证。
事实上,等效静力法对设备大部分部位的抗震载荷高估,对结构尺寸变化较大的部位又可能低估。
图2 密封排油罐的液压晃动模型Fig.2 The hydraulic pressure shaking modelof the close 2discharged canister3)自重自重载荷的计算相对其它载荷较为简单,它通过材料参数加载于模型上。
自重包括结构重量、液体重量、附件重量和部分管道(包括内部液体)重量。
值得注意的是:计算模型中板的计算厚度已扣除了板厚负偏差和腐蚀余量,应适当增加密度,以保持自重载荷计算的保守性。
有关密封排油罐自重载荷的计算这里不予详述。
4)管道加于设备的载荷管道加于设备的载荷包括管道热膨胀受阻、地震引起的管道载荷等。
在未作力学分析的情况下,管道载荷不能确切给定,但可用管道极限载荷代替。
管道极限载荷是管道承受的不允许超过的载荷极限。
管线设计完成后,若出现大于管道极限载荷的情况,此时,应对设备受力情况重新评估。
目前,管道极限载荷值取自法国的有关文件,它规定:(1)管道极限载荷按管道外径取值,与厚度无关;(2)仅适用于管道内压小于215MPa 的情况;(3)给出设计工况下的管道极限载荷;(4)不考虑连接仪表的管道极限载荷;(5)管道极限载荷由沿管道轴向的拉力、扭矩和垂直于管道轴线的剪力、弯矩4个静力组成。
密封排油罐设计工况的管道极限载荷列于表2。
该罐共有2根漏油管、1根排油管、2根变送器接管和1根放气管。
其中,变送器接管实际上并无接管力。
为施加管道极限载荷,本工作研究摸索出一种刚性杆件的方法,将管道极限载荷按最不利组合施加。
密封排油罐的接管极限载荷施加示于图3。
表2 密封排油罐设计工况的管道极限载荷T able 2 The limited piping load in the design conditionof the close 2discharged canister接管类别轴力/N 剪力/N 弯矩/(N ・m )扭矩/(N ・m )漏油管344173441724114812排油管、放气管15115151155121014图3 密封排油罐的接管极限载荷图Fig.3 The limited piping load of the close 2discharged canister931第2期 余华金等:核安全三级容器应力分析与评定5)其它载荷温度效应引起的某些应力属于二次应力和峰值应力,常规设计时不予考虑。
但若属于一次应力,如管道受热膨胀施加于设备引起的应力、设备与基础间的温差造成的应力等,则需参与评定。
温度的另一效应体现于材料性质和参数变化中。
对于容器和板壳型支承结构,常规设计一般不作疲劳评定。
因此,不考虑循环载荷幅度,只考虑载荷组合的最大值。
但若设备处于疲劳环境中,且需关注设备的寿命时,必须进行疲劳评定。
密封排油罐设计不需要进行疲劳评定。
3 模型的建立模型的建立和简化是极其重要的。
简化的核心为:抗震计算的特点在于设备的固有频率对地震响应的影响最大,而固有频率是由设备的整体特性(如直径、高度)体现的,因此,抗震模型仅考虑整体结构,可忽略人孔和可解耦附件的具体形状而使计算简化。