压力容器应力分析及其设计

多选题

第1章压力容器导言

1.1介质危害性

介质危害性有多种，其中阻碍压力容器分类的是：（）

A. 毒性

B. 腐蚀性

C. 氧化性

D. 易燃性

1.2压力容器分类

下列属于第三类压力容器的是：（ c ）

A .毒性程度为极度和高度危险介质的低压容器；

B .毒性程度为极度和高度危险介质且PV大于等于

0.2MPa.m3的低压容器；

C .易燃或毒性程度为为中度危险介PV大于等于10MPa.m3的中压储存容器；

D. 中压管壳式余热锅炉；

E .高压容器

1.3《容规》

《容规》适用于具备下列哪些条件的压力容器：（ABCD ）

A. 最高工作压力（Pw）大于等于0.1MPa（不含液体静压力）；

B .内直径（非圆形截面指其最大尺寸）大于等于0.15m；

C .容积（V）大于等于0.025m3；

D. 盛装介质为气体、液化气体或最高工作温度高于等于标准沸点的液体。

1.4 过程设备

过程设备在生产技术领域中应用十分广泛，是化工、炼油、轻工、交通、食品、制药、冶金、纺织、城建、海洋工程等传统部门所必须的关键设备。下列属于过程设备在实际生产中应用的是：（）

A . 加氢反应器

B . 超高压食品杀菌釜

C . 核反应堆

D .压缩机

1.5压力容器分类

凡属于下列情况之一者为一类压力容器（）；凡属于下

列情况之一者为二类压力容器（）；凡属于下列情况之一者为三类压力容器（）；

A .压力0.1MPa≤p＜1.6MPa 的容器；

B .压力0.1MPa＜p≤1.6MPa的容器；

C .压力 1.6MPa＜p≤10.0MPa的容器；

D .压力 1.6MPa≤p＜10.0MPa 的容器；

E .高压容器；

F .极度毒性和高度危险介质的中压容器；

G .极度毒性和高度危险介质的低压容器；

H .真空容器。

1.6压力容器分类

下列关于压力容器的分类错误的是：（）

A .内装高度危害介质的中压容器是第一类压力容器。

B .低压搪玻璃压力容器是第二类压力容器。

C .真空容器属低压容器。

D .高压容器差不多上第三类压力容器。

1.7无力矩理论

下列哪些是无力矩理论的应用条件：（）

A .壳体的厚度、中面曲率和载荷连续，没有突变；

B.构成壳体的材料的物理性能相同；

C.壳体的边界处不受横向剪力、弯矩和扭矩的作用；

D.壳体的边界处的约束沿经线的切线方向，不得限制边界处的转角与饶度。

1.8《压力容器安全技术监察规程》

《压力容器安全技术监察规程》适用于同时具备下类条件的压力容器：（）

A .最高工作压力（Pw）大于等于0.1MPa（含液体静压力）；

B .最高工作压力（Pw）大于等于0.1MPa（不含液体静压力）；

C .内直径（非圆形截面指其最大尺寸）大于等于0.15m，且容积（V）大于等于0.025m3；

D .盛装介质为气体、液化气体或最高工作温度高于等于标准沸点的液体。

1.9设计标准

下列对GB150，JB4732和JB/T4735三个标准的有关表述中，正确的有：（）

A .当承受内压时，JB4732规定的设计压力范围为

0.1MPa≤P≤35MPa.

B .GB150采纳弹性失效设计准则，而TB/T4735采纳塑性

失效设计准则。

C .GB150采纳基于最大主应力的设计准则，而JB4732采纳第三强度理论。

D .需做疲劳分析的压力容器设计，在这三个标准中，只能选用GB150.

E .GB150的技术内容与ASME VIII—1大致相当，为常规设计标准；而JB4732差不多思路与ASME VIII—2相同，为分析设计标准。

F .GB150中规定钢材许用应力时，低碳钢的屈服点及抗拉强度的材料设计系数分不为1.6与3.0。

1.10力容器分类

下列属于第三类压力容器的是：（）

A.中压搪玻璃压力容器.

B.中压容器

C.球形储罐

D.低温液体储存容器（容积大于5m3）

E.移动式压力容器.

F.低压容器（仅限毒性程度为极度和高度危害介质）

1.11安全附件

下列哪些是压力容器的安全附件：（）

A.爆破片装置

B.压力表

C.人孔

D.测温仪

1.12压力容器分类

按承载方式分类，压力容器可分为：（）

A. 内压容器

B. 外压容器

C. 反应压力容器

D. 真空容器

1.13压力容器分类

下列压力容器分类正确的是：（）

A. 蒸压釜属于反应压力容器

B. 蒸发器属于分离压力容器

C. 干燥塔属于分离压力容器

D. 冷凝器属于换热压力容器

第2章压力容器应力分析

2.1局部应力

为降低局部应力，下列结构设计合理的是：（）

A. 减少两联接件的刚度差

B. 尽量采纳圆弧过度

C. 局部区域补强

D. 选择合理的开孔方位

2.2椭球壳应力

承受内压的薄椭球壳应力的大小与哪些因素有关：（）

A.内压的大小

B.球壳的壁厚

C.长短轴之比

D.球壳的材料

2.3应力分析

下列哪些是较常用的实验应力分析方法：（）

A.电测法

B.差分法

C.光弹性法

D.破坏实验

分析设计中应力分类的一次结构法

1997年7月14日收到初稿,1997年10月6日收到修改稿。 分析设计中应力分类的一次结构法 陆明万陈勇李建国(清华大学工程力学系,北京,100084)(全国压力容器标准化技术委员会,北京,100088)摘要我国新的设计规范JB 24732295《钢制压力容器———分析设计标准》于1995年3月颁布 实施。如何将有限元分析或实验应力分析得到的总应力场分解成规范中定义的各种应力类别是应用JB 24732295或美国ASME 《锅炉及压力容器规范》第Ⅲ篇和第Ⅷ篇第2分册时必须解决的关键问题。本文提出应力分类的两步法和一次结构法,将它们和等效线性化方法相结合,给出了圆满解决该问题的有效方法。文中还阐述了应力分解的不唯一性、自限应力、约束分类和一次结构等重要概念。 关键词分析设计应力分类一次结构法等效线性化方法 1引言 “分析设计法”是一种以弹性应力分析和塑性失效准则为基础的设计方法,已被世界各国公开承认和广泛采用。我国也于1995年3月颁布了采用分析设计法的设计规范JB 24732295。在分析设计法中弹性计算应力被分成:一次总体薄膜应力(P m )、一次局部薄膜应力(P L )、一次弯曲应力(P b )、二次应力(Q )和峰值应力(F )等五大类。以塑性失效准则来判断,各类应力对结构破坏的危害程度是不同的,所以规范中根据等强度设计原则对不同的应力规定了不同的许用极限,其差别达3倍,甚至更多。这样,如何正确地进行应力分类,将有限元分析或实验应力分析所得到的总应力场分解成规范中定义的各类应力成为应用中最为关心、且必须解决的关键问题。国内外发表了大量文章来讨论这一问题,其中等效线性化方法是已被广泛采用的典型方法。一些著名的有限元分析程序如ANSY S 、M ARC 、NAST RAN 等都已实现了等效线性化的后处理功能。我们也曾在文献[1～3]中作了讨论。 等效线性化方法要求设计者在所考虑结构的几个可能的危险部位指定一些贯穿壁厚的(通常是垂直于中面的)应力分类线,然后根据合力等效和合力矩等效的原理将沿应力分类线分布的弹性计算应力分解出薄膜应力和线性弯曲应力,剩下的非线性分布应力就是一个与平衡外载无关的自平衡力系。等效线性化概念起源于ASME 规范,被K roenke 等首先应用于二维轴对称问题[4～6]。对于三维一般情况,H ollin g er 和H echm er 两人就基于应力线性化的三维应力准则问题发表了一系列的重要文章[7～13]。 本文将首先介绍文献[1]中提出的应力分类的两步法。然后,作为等效线性化方法的扩充,提出一种有效的应力分解方法“一次结构法”。 第4期年8月第19卷 1998核动力工程Nuclear Power En g ineerin g Vol.19.No.4Au g .1998

核电站压力容器用SA508

核电站压力容器用SA508-3钢厚截面 锻件热处理冷却速度 胡本芙杨兴博林岳萌 (北京科技大学) (哈尔滨锅炉厂)(第一重型机械集团公司) 摘要研究了不同截面厚度的SA508-3钢热处理冷却速度与力学性 能的关系。实验结果表明，当平均冷速≤18 ℃/min时，钢的强度和韧性较低，达不到标准要求。当冷却速度为58～168 ℃/min时，其淬火组织为下贝氏体，经650 ℃回火后组织变成回火贝氏体和均匀分布的合金碳化物，使SA508-3钢具有良好的强度和低温韧性。 关键词压力容器用钢冷却速度合金碳化物 QUENCHING COOLING RATE OF HEAVY SECTION SA508-3 STEEL FORGING FOR PRESSURE VESSEL FOR NUCLEAR POWER STATION HU Benfu (University of Science and Technology Beijing) YANG Xingbo LIN Yuemeng (Harbin Boiler Works)(First Heavy Machinery(Group) Co.) ABSTRACT The dependence of the properties of heavy section SA508-3 steel on the quenching cooling rate has been investigated.The experimental results show that the strength and toughness are lower than standard values when the average cooling rate is below 18 ℃/min;when the cooling rate is 58～168 ℃/min the microstructure of the steel is of low bainite,which is changed into tempered bainite with tiny dispersive carbides in ferrite after 650 ℃ tempering,making SA508-3 steel have good strength and low temperature toughness. KEY WORDS pressure vessel steel,cooling rate,alloy carbide 近年来，为减少核反应堆压力容器及核蒸汽供应系统部件的焊缝数量，保证其安全可靠地运行，压力容器向大型化、整体化发展，使大型厚壁锻件的应用日益增多。这就要求在合理设计锻件化学成分和控制冶

CaesarII应力分析模型设计解读

第一部分支架形式模拟 (2) 1.0 普通支架的模拟 (2) 1.1 U－band (2) 1.2 承重支架 (3) 1.3 导向支架 (3) 1.4 限位支架 (7) 1.5 固定支架 (7) 1.6 吊架 (8) 1.7 水平拉杆 (8) 1.8 弹簧支架模拟 (9) 2.0 附塔管道支架的模拟 (11) 3.0弯头上支架 (13) 4.0 液压阻尼器 (14) 5.0 CAESARII可模拟虾米弯，但变径虾米弯不能模拟 (15) 第二部分管件的模拟 (15) 1.0 法兰和阀门的模拟 (15) 2.0 大小头模拟 (17) 3.0 安全阀的模拟 (18) 4.0 弯头的模拟 (19) 5.0 支管连接形式 (20) 6.0 膨胀节的模拟 (21) 6.1 大拉杆横向型膨胀节 (22) 6.2 铰链型膨胀节 (34) 第三部分设备模拟 (42) 1.0 塔 (42) 1.1 板式塔的模拟 (42) 1.2 填料塔的模拟 (44) 1.3 除了模拟塔体的温度，还需模拟塔裙座的温度 (47) 2.0 换热器，再沸器 (48) 2.1 换热器模拟也分两种情况 (48)

3.0 板式换热器 (51) 4.0 空冷器 (52) 4.1 空冷器进口管道和出口管道不在同一侧 (52) 4.2 空冷器进口管道和出口管道在同一侧 (54) 5.0 泵 (56) 6.0 压缩机，透平 (58) 第四部分管口校核 (59) 1.0 WRC107 (59) 2.0 Nema 23 (62) 3.0 API617 (64) 4.0 API610 (65) 第五部分工况组合 (68) 1.0 地震 (69) 2.0 风载 (70) 3.0 安全阀起跳工况 (72) 4.0 沉降 (74) 第一部分支架形式模拟 1.0 普通支架的模拟 1.1 U－band

反应堆压力容器结构完整性分析(728贺寅彪)

反应堆压力容器结构完整性分析方法研究 贺寅彪曲家棣窦一康 上海核工程研究设计院核电厂设备评估与寿命工程技术中心 200233 摘要:本文依据法规要求和国外的研究成果，对压水堆核电厂反应堆压力容器结构完整性研究分析方法进行阐述。以典型的承压热冲击分析，作为考查在役反应堆压力容器断裂韧性抵抗快速断裂的能力及其安全裕度储备。研究工作考虑和比较了不同的裂纹尺寸、不同的裂纹类型和不同的PTS瞬态的情况，进而确定该RPV在哪种裂纹和哪种瞬态下最危险。热弹性和热弹塑性的两种材料模式运用于RPV的应力计算，分析中考虑了不锈钢堆焊层对断裂分析的影响。 关键词:反应堆压力容器承压热冲击结构完整性表面裂纹和深埋裂纹 1 引言 1970年美国核管会的管理导则R.G 1.2（现已废止）认为反应堆压力容器（RPV）应能承受大破口失水事故下最严重的热冲击。在这类过冷瞬态下，冷却剂（室温）在几秒内淹没反应堆压力容器，并迅速冷却器壁，壁厚的温差引起热应力，使内表面呈受拉状态。此时内压引起应力可不予考虑，因为在大破口失水时系统呈低压状态。 1978年美国加利福尼亚的Rancho Seco核电厂的非失水事故表明，在某类过冷瞬态中，迅速降温可能伴随主系统的重新打压，它与热应力的效应组合，在内壁产生较高的拉应力。但只要容器有足够的断裂韧性，这样的瞬态是不会引起容器的失效。可是，随着核电厂运行接近寿期末，由于快中子辐照导致带区的断裂韧性下降，此时严重的PTS事件就可能引起内表面附近的缺陷贯穿壁厚，根据事故的发展，这样的贯穿裂纹（TWC）可能导致堆芯熔化。 Rancho Seco事件后，美国NRC将PTS定为未解决的安全问题，组织研究机构和核电厂对PTS效应进行大规模研究。在此基础上，NRC和联邦法规相继制订了R.G 1.154[1]和10CFR 50.61[2]，要求对预期在寿期末不满足鉴别准则（Screening criterion）的核电厂进行PTS专项分析，内容涉及电厂特定PTS 瞬态的热工水力分析、确定性断裂力学分析和概率断裂力学分析，当裂纹贯穿的概率小于5 10-6/堆年，认为该容器的安全裕度仍有保证。

03-核动力船舶压力容器

核动力船舶 核动力船舶压力容器 纵览

7-1核动力船舶主要类型 将原子核裂变释放的核能转变为船舶螺旋浆推进力的系统和设备，称为船舶核动力推进系统，简称船舶核动力系统。 以核潜艇为例，图7-1-1、7-1-2给出了采用压水（PressureWater ）型的核反应堆(NuclearReactor)产生蒸汽、然后用其驱动汽轮机（SteamTurbine ），最后汽轮机轴再经齿轮减速器传动螺旋浆的过程。 核潜艇的核动力推进装置主要由压水核反应堆、蒸汽发生器、稳压器、一回路管道与循环系统、二回路管道与循环系统、主蒸汽轮机（透平）、螺旋桨电动机、螺旋桨推进器及其他辅助系统组成。 由核潜艇动力推进装置流程图看出：核潜艇动力推进装置的主要特点是：螺旋桨推进器的动力既可来自主汽轮机的轴动力、又可用电动机驱动；该电动机的电源来自蓄电池，而蓄电池利用艇上发电机充电系统不断充电，而发电机是用另一台辅助汽轮机驱动的。 图7-1-1 压水堆型核推进系统的构成示意图 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 13 12 14 15 16 17 18 1-稳压器 2-蒸汽发生器 3-主蒸汽阀 4-主汽轮机 5-减速器 6-离合器 7-主电动机 8-控制棒 9-辅汽轮机与主发电机 10-连轴器 11-一回路屏蔽 12-反应堆 13-主泵 14-电动机 15-发电机 16-蓄电池17-冷凝器 18-泵 图7-1-2 核推进装置艇内布置示意图 1 8 12 2 4 9 7 轴承 6 5 一回路管 核屏蔽 压力壳

核动力船舶所以多采用压水核反应堆，主要是出于如下安全性考虑：核动力船舶的工作状态不像陆上的核电站，它航行中要产生摇摆和震动，特别对军用舰艇来说，还有训练、作战时的更大程度上的动作，这样一来，核反应堆的选型，要以使用安全性为主。 压水核反应堆内的冷却剂（冷却水）的温度虽然可达330℃，但其工作压力为16Mpa 左右的高压，在如此高的压力下，反应堆内的冷却水不会沸腾，不会沸腾的冷却水就不会产生气体，没有气体产生的一回路冷却水，也就不会因船舶的摇摆和震动给一回路的结构带来高出设计的额外压力而损坏； 还有，压水核反应堆的一回路系统与二回路系统之间，发生关连的设备是蒸汽发生器，在蒸汽发生器中，有核辐射的一回路系统冷却水与二回路系统的工质（水）并不直接接触，中间的隔离层就是蒸汽发生器的一回路系统热交换管束，因此，这相对增加了使用安全性：整个二回路系统（主汽轮机、冷凝器和二回路系统管道等）因没有核辐射，所以可在不用核屏蔽的情况下运行，这就可简化核动力船舶轮机舱的设计（图7-1-3、图7-1-4）。 反应堆 轮机舱 图7-1-3 核潜艇轮机舱的位 反应堆舱 轮机舱 主机（汽轮机）舱 核屏蔽 图7-1-4 核潜艇（Ohio ）的轮机舱

压力容器应力分析设计方法的进展和评述

压力容器应力分析设计方法的进展和评述 压力容器的使用范围非常的广泛，在此基础上，我们一定更加重视其使用的效果。其中，压力容器应力分析是重要的工作，所以，讨论压力容器应力分析设计工作很有必要。 压力容器概述 1.1.概念 所谓的压力容器是指盛装气体或者液体，承载一定压力的密闭设备。贮运容器、反应容器、换热器和分离器均属压力容器。 1.2.用途 压力容器的用途十分广泛。它是在石油化工学、能源工业、科研和军工等国民经济的各个部门都起着重要作用的设备。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。压力容器由于密封、承压及介质等原因，容易发生爆炸、燃烧起火而危及人员、设备和财产的安全及污染环境的事故。世界各国均将其列为重要的监检产品，由国家指定的专门机构，按照国家规定的法规和标准实施监督检查和技术检验。 分析设计方法 在ASME老版中分析设计方法的全称是“以应力分析方法为基础的设计”,简称“应力分析设计”,再简称为“分析设计”。它的特点是: 2.1.要求对压力容器及其部件进行详细的弹性应力分析。可以采用

理论分析、数值计算或试验测定来进行弹性应力分析。 2.2.强度校核时采用塑性失效准则。包括用极限载荷控制一次应力,以防止整体塑性垮塌失效。用安定载荷控制一次加二次应力以及用疲劳寿命控制最大总应力,以防止循环失效等。 2.3.根据塑性失效准则对弹性应力进行分类。 2.4.根据等安全裕度原则确定危险性不同的各类应力的许用极限值。综合起来可以说,“应力分析设计”是一种以弹性应力分析和塑性失效准则为基础的应力分类设计方法。近年来被简称为“应力分类法”。早期(老版中)的“分析设计”只包含这一种方法。随着先进的力学分析方法和手段的不断成熟(即其有效性和可靠性达到实际工程应用的水平),ASME新版和欧盟标准都及时地扩充了“分析设计”采用的方法,同时对“分析设计”的含义也有所调整。最突出的表现为: 2.4.1.从弹性应力分析扩充到弹塑性分析。和应力分类法(弹性应力分析方法)并行地提出了弹塑性分析方法和极限载荷分析方法(ASME)或直接法(欧盟)。 2.4.2.把能够给出显式表达式的解析解都调整到“规则设计”中,“分析设计”只规定通用性强的数值分析方法。另一方面,在“规则设计”公式的强度校核中又引入了应力分类的思想。 随着时间的推移和科学的发展,“分析设计”的方法和内容还会有新的扩充和调整。在现阶段可以说,“分析设计”是一种以塑性失效准则为基础、采用先进力学分析手段的压力容器设计方法。先进的材料、

应力分析设计规定

目次 1 总则 (1) 1.1 范围 (1) 1.2 管道应力分析的任务 (1) 2 引用文件 (2) 3 设计 (2) 3.1 一般规定 (2) 3.2 管道冷紧 (3) 3.3 摩擦力 (3) 3.4 弹簧支吊架 (3) 3.5 设计条件 (4) 3.6 应力计算 (5) 3.7 力与力矩计算 (5) 3.8 管道应力分析评定标准 (5) 3.9 应力分析的方法 (8) 3.10 应力分析管道分类 (9) 4 应力分析报告 (12)

1 总则 1.1 范围 本标准规定了石油化工装置内管道应力分析的原则和相关要求。 本规定适用于石油化工装置设计压力不大于 42MPa，设计温度不超过材料允许使用温度的碳钢、合金钢及不锈钢管道的应力设计。 专利设备或成套设施，其设备的操作、维修、管道布置还应满足设备制造厂的特殊要求及标准。 执行本规定的同时，尚应符合国家现行有关标准。 1.2 管道应力分析的任务 管道应力分析的任务是保证管道系统布置的安全和经济性，避免发生以下情况： a) 因管道应力过大或金属疲劳而引起管道或支架损坏； b) 管道连接处发生泄漏； c) 因管道的推力和力矩过大而使管道或与管道连接的设备产生不允许的应力或变形； d) 管道从所在支架上脱落； e) 由于外部振动或管内流体引起的管道共振； f) 管道挠度过大，尤其是对于带有一定坡度自流排液的管道。 2 引用文件 GB50009 建筑结构荷载规范 GB/T20801 压力管道规范工业管道 SH/T3039 石油化工非埋地管道抗震设计通则 ASME B31.3 Process Piping API610 Centrifugal Pumps for Petroleum, Petrochemical and Natural Gas Industries API617 Centrifugal Compressors for Petroleum, Chemical, and Gas Service Industries API661 Air-Cooled Heat Exhangers for General Refinery Service NEMA SM23 Steam Turbines for Mechanical Drive Service 3 设计

明钢管的管身应力分析及结构设计

明钢管的管身应力分析及结构设计 一、明钢管的荷载 明钢管的设计荷载应根据运行条件，通过具体分析确定，一般有以下几种： (1)内水压力。包括各种静水压力和动水压力，水重，水压试验和充、放水时的水压力。 (2)钢管自重。 (3)温度变化引起的力。 (4)镇墩和支墩不均匀沉陷引起的力。 (5)风荷载和雪荷载。 (6)施工荷载。 (7)地震荷载。 (8)管道放空时通气设备造成的负压。 钢管设计的计算工况和荷载组合应根据工程的具体情况参照钢管设计规范采用。 二、管身应力分析和结构设计 明钢管的设计包括镇墩、支墩和管身等部分。前二者在上节中已经讨论过，这里主要讨论管身设计问题。 明钢管一般由直管段和弯管、岔管等异形管段组成。直管段支承在一系列支墩上，支墩处管身设支承环。由于抗外压稳定的需要，在支承环之间有时还需设加劲环。直管段的设计包括管壁、支承环和加劲环、人孔等附件。 支承在一系列支墩上的直管段在法向力的作用下类似一根连续梁。根据受力特点，管身的应力分析可取如图13-14所示的三个基本断面：跨中断面1-1；支承环附近断面2-2和支承环断面3-3。以下介绍明钢管计算的结构力学方法。 图13-14 管身计算断面 （一）跨中断面（断面1-1) 管壁应力采用的坐标系如图13-15所示。以x表示管道轴向，r表示管道径向，θ表示管道切向，这三个方向的正应力以、、表之，并以拉应力为正。图中表明了管壁单元体的应力状态，剪应力r下标的第一个符号表此剪应力所在的面（垂直x轴者称x面，余同），第二个符号表示剪应力的方向，如表示在垂直x轴的面上沿e向作用的剪应力。 1.切向（环向）应力。 管壁的切向应力主要由内水压力引起。对于水平管段，管道横截面上的水压力如图13-16(a),它可看作由图13-16(b)的均匀水压力和图13-16(c)的满水压力组成。这两部分的水压力在管壁中引起的切向应力为 式中D、δ--管道内径和管壁计算厚度，cm； γ--水的容重，0.001；

压力容器应力分析设计方法的进展和评述优选稿

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压力容器应力分析设计方法的进展和评述压力容器的使用范围非常的广泛，在此基础上，我们一定更加重视其使用的效果。其中，压力容器应力分析是重要的工作，所以，讨论压力容器应力分析设计工作很有必要。 压力容器概述 1.1.概念 所谓的压力容器是指盛装气体或者液体，承载一定压力的密闭设备。贮运容器、反应容器、换热器和分离器均属压力容器。 1.2.用途 压力容器的用途十分广泛。它是在石油化工学、能源工业、科研和军工等国民经济的各个部门都起着重要作用的设备。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。压力容器由于密封、承压及介质等原因，容易发生爆炸、燃烧起火而危及人员、设备和财产的安全及污染环境的事故。世界各国均将其列为重要的监检产品，由国家指定的专门机构，按照国家规定的法规和标准实施监督检查和技术检验。

分析设计方法 在ASME老版中分析设计方法的全称是“以应力分析方法为基础的设计”,简称“应力分析设计”,再简称为“分析设计”。它的特点是: 2.1.要求对压力容器及其部件进行详细的弹性应力分析。可以采用理 论分析、数值计算或试验测定来进行弹性应力分析。 2.2.强度校核时采用塑性失效准则。包括用极限载荷控制一次应力,以防止整体塑性垮塌失效。用安定载荷控制一次加二次应力以及用疲劳寿 命控制最大总应力,以防止循环失效等。 2.3.根据塑性失效准则对弹性应力进行分类。 2.4.根据等安全裕度原则确定危险性不同的各类应力的许用极限值。 综合起来可以说,“应力分析设计”是一种以弹性应力分析和塑性失效准则为基础的应力分类设计方法。近年来被简称为“应力分类法”。早期(老版中)的“分析设计”只包含这一种方法。随着先进的力学分析方法 和手段的不断成熟(即其有效性和可靠性达到实际工程应用的水平),ASME 新版和欧盟标准都及时地扩充了“分析设计”采用的方法,同时对“分析设计”的含义也有所调整。最突出的表现为:

压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述

压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述压水堆核电站反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的，因此ASME规范第Ⅺ卷要求，反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造工艺、完善的试验和检查技术，且在服役期间必须定期进行检查。 1.反应堆压力容器结构和作用 功率在1000MW及以上的普通压水堆核电站反应堆压力容器设计压力高达17MPa，设计温度在350℃左右，直径近5m，厚度超过20cm，有的单件铸锭毛重达500多吨，设计寿命至少要求40年。因为其体积庞大，不可更换，所以压力容器的寿命决定了核电站的服役年限。压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成，前者由下法兰(含接管段)、简体和半球形下封头组焊而成，顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成(或者为一体化顶盖)。上下法兰面之间用两道自紧式空心金属(高镍耐蚀合金Im718或18—8钢)“0”形环密封。为了避免容器内表面和密封面腐蚀，在压力容器内壁堆焊有大于5mm厚的不锈钢衬里。为防止外表面腐蚀，压力容器外表面通常涂漆保护。 2.反应堆压力容器材料的发展史 压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。美国第一代压水堆核电站反应堆压力容器材料用的是具有优良工艺稳定性、焊接性和强度较好的锅炉钢A212B(法兰锻件为A350LFs)，由于A212B钢淬透性和高温性能较差，第二代改用Mn-Mo 钢A302B (锻材为A336)，该钢中的Mn是强化基体和提高淬透性的元素，它能提高钢的高温性能及降低回火脆性。随着核电站向大型化发展，压力容器也随之增大和增厚，A302B钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出来，为保证厚截面钢的淬透性，使强度与韧性有良好的配合，20世纪60年代中期又对A302B钢添加Ni，改用淬透性和韧性比较好的Mn-M-Ni钢A533B (锻材为A508一Ⅱ钢)。并以钢包精炼、真空浇铸等先进炼钢技术提高钢的纯净度、减少杂质偏析，同时将热处理由正火+回火处理改为淬火+回火的调质处理，使组织细化，以获得强度、塑性和韧性配合良好的综合性能。与此同时，由于壁厚增加和面对活性区的纵向焊缝辐照性能差，所以将压力容器由板焊接结构改为环锻容器，材料采用A508一Ⅱ钢。它曾盛行一时，但自1970年西欧发现A508一Ⅱ钢堆焊层下有再热裂纹之后，又发展了A508一Ⅲ钢。 A508一Ⅲ钢是在A508一Ⅱ钢基础上，通过减少碳化物元素C、Cr、Mo、V的含量，以减少再热裂纹敏感性，使基体堆焊不锈钢衬里后，降低产生再热裂纹的倾向。为弥补因减少淬透性元素而降低的强度和淬透性，特增加了A508一Ⅲ钢中的Mn含量。因锰易增大钢中偏析，故又降低了磷、硫含量。硅在上述钢中是非合金化元素。有增加偏析、降低钢的塑、韧性的倾向，其残存量以偏低为好。厚截面的A508-Ⅲ钢淬火后，基体组织是贝氏体，当冷却速度不足时，将出现铁素体和珠光体，这种组织较贝氏体粗大，对提高强度和韧性不利，所以反应堆压力容器用钢要求采用优化的调制热处理工艺。 俄罗斯的反应堆应力容器用的材料不是Mn-Mo-Ni钢而是Cr-M0-V以及Cr-Ni-Mo-V钢。该钢已分别用在俄罗斯及东欧的VVER-440和VVER-l000压水堆上以及我国的田湾核电站

核电站压力容器的焊接工艺

核电站压力容器的焊接工艺 中国核电发展20年来，尽管取得了很大的成绩，但在总体发展规划以及技术路线的确立方面走了一条曲折的道路，以至于在设计自主化和设备制造国产化方面均未取得突破性的进展，这对于拥有较雄厚的核工业、电力工业和制造工业基础，拥有较强的核工程研发力量的中国来说，这种发展现状应该说是不理想的。 根据我国核电发展的最新动态，到2020年我国核电比重预计将上升到全国电力装机总量的4%左右，达到3200万kw左右。国家有关部门在总结以往经验教训的基础上，对下一阶段核电发展的技术路线和规划进行积极的统一部署，可以预见我国的核电将迎来最为重要的高速发展时期，发展核电也将成为我国未来解决大量能源缺口的一个重要途径。 核电站压力容器中壳体用钢要求较高的是核反应堆。核反应堆压力容器一般由钢锻件焊接而成，锻件厚度通常在200mm以上，由于长期在高温高压下工作，并承受中子和γ射线辐照，因此对核反应堆容器材料提出了很高的要求：应具有良好的室温综合性能，即有较高的强度、韧性和防脆断能力；沿截面应有良好的性能均一性，特别对尺寸较大、较厚截面的锻件更要求如此；具有良好的焊接性，再热裂纹敏感性低；对中子辐照应有较高的稳定性。 图1：核电站压力容器焊接 一、核电站压力容器焊接的基本要求 1、焊接材料一般要求 （1）原则上只允许经鉴定合格的焊接材料用于核容器生产； （2）部件焊接中预定使用的焊接材料的每个生产批量，在投产前均需经焊接材料试验评定合格； （3）埋弧焊的焊接材料应以焊剂一焊丝或焊剂一焊带的组合方式进行试验评定； （4）经有关方面同意，焊接材料试验可以与焊接工艺试验一起进行，但在这种情况下，供货单位和使用单位应密切配合，严格遵守焊接工艺试验所规定的要求。

压力容器应力分析设计方法的进展和评述

压力容器应力分析设计方法的进展和评述 姓名：XXX 部门：XXX 日期：XXX

压力容器应力分析设计方法的进展和评述压力容器的使用范围非常的广泛，在此基础上，我们一定更加重视其使用的效果。其中，压力容器应力分析是重要的工作，所以，讨论压力容器应力分析设计工作很有必要。压力容器概述 1.1.概念 所谓的压力容器是指盛装气体或者液体，承载一定压力的密闭设备。贮运容器、反应容器、换热器和分离器均属压力容器。 1.2.用途 压力容器的用途十分广泛。它是在石油化工学、能源工业、科研和军工等国民经济的各个部门都起着重要作用的设备。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。压力容器由于密封、承压及介质等原因，容易发生爆炸、燃烧起火而危及人员、设备和财产的安全及污染环境的事故。世界各国均将其列为重要的监检产品，由国家指定的专门机构，按照国家规定的法规和标准实施监督检查和技术检验。分析设计方法 在ASME老版中分析设计方法的全称是“以应力分析方法为基础的设计”,简称“应力分析设计”,再简称为“分析设计”。它的特点是: 2.1.要求对压力容器及其部件进行详细的弹性应力分析。可以采用理论分析、数值计算或试验测定来进行弹性应力分析。 2.2.强度校核时采用塑性失效准则。包括用极限载荷控制一次应力,以防止整体塑性垮塌失效。用安定载荷控制一次加二次应力以及用疲劳寿命控制最大总应力,以防止循环失效等。 第 2 页共 6 页

2.3.根据塑性失效准则对弹性应力进行分类。 2.4.根据等安全裕度原则确定危险性不同的各类应力的许用极限值。综合起来可以说,“应力分析设计”是一种以弹性应力分析和塑性失效准则为基础的应力分类设计方法。近年来被简称为“应力分类法”。早期(老版中)的“分析设计”只包含这一种方法。随着先进的力学分析方法和手段的不断成熟(即其有效性和可靠性达到实际工程应用的水平),ASME新版和欧盟标准都及时地扩充了“分析设计”采用的方法,同时对“分析设计”的含义也有所调整。最突出的表现为: 2.4.1.从弹性应力分析扩充到弹塑性分析。和应力分类法(弹性应力分析方法)并行地提出了弹塑性分析方法和极限载荷分析方法(ASME)或直接法(欧盟)。 2.4.2.把能够给出显式表达式的解析解都调整到“规则设计”中,“分析设计”只规定通用性强的数值分析方法。另一方面,在“规则设计”公式的强度校核中又引入了应力分类的思想。 随着时间的推移和科学的发展,“分析设计”的方法和内容还会有新的扩充和调整。在现阶段可以说,“分析设计”是一种以塑性失效准则为基础、采用先进力学分析手段的压力容器设计方法。先进的材料、工艺和检测水平是保证分析设计能得以实施的前提条件。应力分类法 3.1.应力分类法是当今分析设计的主流方法 应力分类法有如下优点: 3.1.1.简单。采用工程设计人员非常熟悉的弹性应力分析方法。应力评定时直接给出各类等效应力的许用值,因而应力分类后的强度校核与常规设计类似。 第 3 页共 6 页

压力容器应力分析设计方法的进展和评述通用版

安全管理编号：YTO-FS-PD389 压力容器应力分析设计方法的进展和 评述通用版 In The Production, The Safety And Health Of Workers, The Production And Labor Process And The Various Measures T aken And All Activities Engaged In The Management, So That The Normal Production Activities. 标准/ 权威/ 规范/ 实用 Authoritative And Practical Standards

压力容器应力分析设计方法的进展 和评述通用版 使用提示：本安全管理文件可用于在生产中，对保障劳动者的安全健康和生产、劳动过程的正常进行而采取的各种措施和从事的一切活动实施管理，包含对生产、财物、环境的保护，最终使生产活动正常进行。文件下载后可定制修改，请根据实际需要进行调整和使用。 压力容器的使用范围非常的广泛，在此基础上，我们一定更加重视其使用的效果。其中，压力容器应力分析是重要的工作，所以，讨论压力容器应力分析设计工作很有必要。 压力容器概述 1.1.概念 所谓的压力容器是指盛装气体或者液体，承载一定压力的密闭设备。贮运容器、反应容器、换热器和分离器均属压力容器。 1.2.用途 压力容器的用途十分广泛。它是在石油化工学、能源工业、科研和军工等国民经济的各个部门都起着重要作用的设备。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。压力容器由于密封、承压及介质等原因，容易发生爆炸、

ANSYS压力容器应力分析中

ANSYS压力容器应力分析中，列表应力名称问题 1. ** MEMBRANE ** 代表PL? 2. ** BENDING ** 代表PB? 3. ** MEMBRANE PLUS BENDING ** 代表PL+PB? 4. ** PEAK ** 代表F? 5. ** TOTAL ** 代表？ 注： （因为JB4732中规定，判定各种应力许用极限的参数有 一次总体薄膜应力强度SⅠ（由Pm算得）； 一次局部薄膜应力强度SⅡ（由PL算得）； 一次薄膜加一次弯曲应力强度SⅢ（由PL+PB算得）； 一次加二次应力强度SⅣ(由PL+PB+Q算得)； 峰值应力强度SⅤ(由PL+PB+Q+F算得) Pm是一次总体薄膜应力， PL是一次局部薄膜应力； PB是一次弯曲应力； Q是二次应力； F是峰值应力） Pm是一次总体薄膜应力， PL是一次局部薄膜应力； PB是一次弯曲应力；

Q是二次应力； F是峰值应力） 1. ** MEMBRANE ** 代表PL? 2. ** BENDING ** 代表PB? 3. ** MEMBRANE PLUS BENDING ** 代表PL+PB? 4. ** PEAK ** 代表F? 5. ** TOTAL ** 代表？ ANSYS后处理应力线性化得到的结果中： ** MEMBRANE **代表薄膜应力，可能是一次总体薄膜应力也可能是一次局部薄膜应力。 ** BENDING **代表弯曲应力，可能是一次弯曲应力也可能属于二次应力。 ** MEMBRANE PLUS BENDING **根据前2者可能是一次薄膜+一次弯曲（1.5kSm），也可能是一次+二次应力（3 kSm） ANSYS只能把应力根据平均应力、线性化应力和非线性化应力来区分薄膜应力弯曲应力和峰应力，而不能分出总体薄膜应力和局部薄膜应力，一次应力还是二次应力。这需要你根据JB4732和ASME VIII-2的标准自己去判断** MEMBRANE **，** BENDING **，** MEMBRANE PLUS BENDING **的类别。

基于有限元ANSYS压力容器应力分析报告

压力容器分析报告

目录 1 设计分析依据 (1) 1.1 设计参数 (1) 1.2 计算及评定条件 (1) 1.3 材料性能参数 (1) 2 结构有限元分析 (2) 2.1 理论基础 (2) 2.2 有限元模型 (2) 2.3 划分网格 (3) 2.4 边界条件 (5) 3 应力分析及评定 (5) 3.1 应力分析 (5) 3.2 应力强度校核 (6) 4 分析结论 (8) 4.1 上封头接头外侧 (9) 4.2 上封头接头内侧 (11) 4.3 上封头壁厚 (13) 4.4 筒体上 (15) 4.5 筒体左 (17) 4.6 下封头接着外侧 (19) 4.7 下封头壁厚 (21)

1 设计分析依据 （1）压力容器安全技术监察规程 （2）JB4732-1995 《钢制压力容器-分析设计标准》-2005确认版 1.1 设计参数 表1 设备基本设计参数 正常设计压力MPa 7.2 最高工作压力MPa 6.3 设计温度℃0~55 工作温度℃5~55 工作介质压缩空气46#汽轮机油 焊接系数φ 1.0 腐蚀裕度mm 2.0 容积㎡ 4.0 容积类别第二类 计算厚度mm 筒体29.36 封头29.03 1.2 计算及评定条件 （1）静强度计算条件 表2 设备载荷参数 设计载荷工况工作载荷工况 设计压力7.2MPa 工作压力6.3MPa 设计温度55℃工作温度5~55℃ 注：在计算包括二次应力强度的组合应力强度时，应选用工作载荷进行计算，本报告中分别选用设计载荷进行计算，故采用设计载荷进行强度分析结果是偏安全的。 1.3 材料性能参数 材料性能参数见表3，其中弹性模型取自JB4732-95表G-5，泊松比根据JB4732-95的公式（5-1）计算得到，设计应力强度分别根据JB4732-95的表6-2、表6-4、表6-6确定。 表3 材料性能参数性能

压力容器焊接应力的消除

压力容器焊接应力的消除 前言 压力容器是工业生产过程中必不可少的重要设备,它广泛应用于化工、炼油、机械、动力、核能以及运输等工业部门。随着工业不断发展, 压力容器的操作条件越来越苛刻,压力从高真空到几万个大气压,温度从超低 温到几千度,尺寸也越来越大,某反应堆容器内径达6m多,结构也越采越复杂。同时,压力容器所处理的介质往往又是易燃易爆或有毒的,一旦发生事故,将给国家财产和人民生命带来不可估量的损失。所以加强压力容器的制造质量控制是非常必要的。 1、焊接应力产生的机理及危害 压力容器制造中,焊接和热处理是制造工艺中的关键工序。在焊接过程中,存 在着三种附加的内应力,即焊接接头各部位受热及冷却速度不同产生的热应力;金相组织变化产生的组织应力和施焊时容器结构本身的约束产生的拘束应力.如果焊接工艺控制不当,这些应力过大将导致裂纹萌生。另外,由于材料的冷热加工成型工艺不当,将使受压部件韵成型尺寸超差,若 再采用强制组装焊接的方法,还将引起附加的强制组装应力。这些应力在一定条件下,影响着焊接结构的性能。同时,对于某些结构件,所采用的焊接方法、焊接位置和焊接工艺的不同,往往会引起焊接时产生轻微的空冷硬化现象.如效果。 据报导,美国1984年发生的一起单乙醇胺(MEA)吸收器容器焊接接头破坏事故,导致17人死亡,财产损失超过一亿美元。该容器为圆筒形,直径为2.6m,长度为16M,壁厚为25.4mm,是按照美国机械工程师学会(ASME) 规程中的部分规定设计制造的,该容器主要充装丙烷和硫化氢,工作温度为37.8'C,内压为10PMa。据198S年发表的研究报告中公布的结果,其中一个原因就 是因为该容器焊后来经热处理(这是因为ASME规程中没有规定),结果,焊接热影响

压力容器应力分析报告

压力容器应力分析报告 作者：郝玉龙 单位：安世亚太广州办事处2007 年 11 月 27 日

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1.设计条件 某压力容器，结构简图以及四个子模型分布情况见图1。 图 1 容器结构简图及四个子模型分布情况 设计数据如表1所示：

操作温度：T=240℃ b)预计循环次数: 工作循环次数 n1=540000 次，压力波动范围 0.2~2.8MPa 2.2.材料参数 2.2.1.壳体及封头 壳体钢板16MnR： 抗拉强度σb=490 MPa，屈服强度σs=325 MPa 在常温及设计温度下的设计应力强度和弹性模量为： 常温 20 ℃： S m =188 MPa E=206000 MPa 操作温度 240 ℃：S m =159 MPa E=192000 MPa 设计温度 250 ℃：S m =157 MPa E=190000 MPa 2.2.2.接管及凸缘 接管a、b、c、d及凸缘e，采用16MnII(锻件), 16MnIII(锻件)机械性能参数如下：接管锻件16MnII： 抗拉强度σb=450 MPa，屈服强度σs=275 MPa 在常温及设计温度下的设计应力强度和弹性模量为： 常温 20 ℃： S m =173 MPa E=206000 MPa 操作温度 240 ℃：S m =138 MPa E=192000 MPa 设计温度 250 ℃：S m =137 MPa E=190000 MPa 3.结构疲劳分析免除的判断

管道应力分析设计规定——寰球标准

2003年 月 日发布 2003年 月 质 量 管 理 体 系 文 件 HQB-B06-05.306PP-2003 设计规定 管道应力分析设计规定 版 号：0 受控号：

号编 主编部室：管道室参编部室： 参编人员： 参校人员： 说明： 1．文件版号为A、B、C......。 2．每版号中局部修改版次为1/A、2/A……，1/B、2/B……，1/C、2/C……。本规定（HQB-B06-05.306PP-2003）自2003年月实施。

目录 1. 总则 (1) 2. 应力分析管线的分类及应力分析方法 (2) 3. 管道应力分析设计输入和设计输出 (6) 4. 管道应力分析条件的确定 (9) 5. 管道应力分析评定准则 (11) 附件1 管线应力分析分类表 (14) 附件2 设备管口承载能力表 (15) 附件3 柔性系数k和应力增强系数i (16) 附件4 API 610《一般炼厂用离心泵》(摘录) (17) 附件5 NEMA SM23 (摘录) (22) 附件6 API 661 《一般厂用空冷器》(摘录) (23)

1. 总则 1.1 适用范围 1.1.1 本规定适用于石油化工生产装置及辅助设施中的碳钢、合金钢及不锈钢管道的应力分析设计工作。 本规定所列内容为管道应力分析设计工作的最低要求。 1.1.2 管道应力分析设计应保证管道在设计和工作条件下，具有足够的强度和合适的刚度，防止管道因热胀冷缩、支承或端点的附加位移及其它的荷载（如压力、自重、风、地震、雪等）造成下列问题： 1)管道的应力过大或金属疲劳引起管道或支架破坏。 2)管道连接处泄漏。 3)管道作用在与其相联的设备上的载荷过大，或在设备上产生大的变形或应 力，而影响了设备的正常运行。 4)管架因强度或刚度不够而造成管架破坏。 5)管道的位移量过大而引起的管道自身或其它管道的非正常运行或破坏。 6)机械振动、声频振动、流体锤、压力脉动、安全阀泄放等动荷载造成的管 道振动及破坏。 1.2 应力分析设计工作相关的标准、规范： 1) GB150-1999 《钢制压力容器》 2) GB50316-2000 《工业金属管道设计规范》 3) HG/T20645-1998 《化工装置管道机械设计规定》 4) JB/T8130.2－95 《可变弹簧支吊架》 5) JB/T8130.1－95 《恒力弹簧支吊架》 6) HQB-B06-05.203PP-2003《简化柔性计算的规定》 7) ASME/ANSI B31.3 Process Piping 8) ASME/ANSI B31.1 Power Piping 9) ASME/ANSI B31.4 Liquid Transmission and Distribution piping systems 10)ASME/ANSI B31.8 Gas Transmission and Distribution piping systems 11)API 610 Centrifugal Pumps for General Refinery Services

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。