分析了不同模拟焊后热处理制度对SA-516Gr.70钢的显微组织和力学性能的影响。结果表明,保温时间相同,随着模拟焊后热处理温度提高,SA-516Gr.70钢强度降低30~40 MPa,-15℃下冲击吸收能量降低100 J以上,主要原因在于,随着模拟焊后热处理温度的升高,钢中晶粒尺寸长大、个别第二相粒子粗化。
经验表明,安全阀离线校验时常温条件下确定的整定压力,与之后用于高温工况时的实际起跳压力相比存在一定的偏差。因此,提出了一种针对高温安全阀的整定压力偏差计算方法。首先通过CFD技术得到高温工况下的安全阀温度场;然后根据阀盖和弹簧上的温度分布计算出弹簧的实际压缩量与刚度;再结合阀内弹簧在常温下的初始压缩量与刚度,求出整定压力偏差...
自增强处理技术能有效提高设备承载能力,在高压和超高压设备中具有广泛应用。在第三强度理论的基础上提出厚壁圆筒最佳自增强处理内压的简便计算公式,有助于设计人员快速确定最佳自增强处理内压。并利用有限元软件,建立了厚壁圆筒力学模型,对比自增强处理前后厚壁圆筒的应力分布,从分析结果可以看出,对于提高圆筒承载能力,自增强处理技术具有明...
大型压力容器一般在厂房分片卷制,运到现场在地面组焊成筒段,再分段吊装就位组焊成整体。对需消除焊后残余应力的压力容器进行整体热处理是标准规范优先选用的热处理工艺。但高温状态下的大型容器结构强度下降,可能存在危险。运用有限元软件ABAQUS,对某化工装置的脱轻塔进行整体热处理保温过程中各种工作条件下的应力分析,结果表明,脱轻塔在热处...
重点分析水平力作用下无拉杆球罐的受力状态,以及支柱的应力分布。采用支柱的分段处理,建立了球罐的力学模型,推导出支柱的垂直载荷、弯矩和轴向正应力的计算公式,其中,垂直载荷明显小于GB 12337—2014中的计算结果,轴向正应力主要来源于弯曲正应力。以某1500 m3无拉杆球罐为例,建立了该球罐的有限元模型,计算了位移、应力、底面约束反力等,与力...
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ASMEⅢ-1和ASMEⅧ-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...
针对炼油催化裂化（FCC）装置三旋中心筒多开孔接管补强圈附近出现多处开裂泄漏的失效问题,建立反映FCC三旋中心筒实际传热和力学状态的三维有限元模型,采用ANSYS依次进行温度场、热变形和热应力分析。根据实测温度数据,插值处理后建立内外热分析边界条件,采用三维等参元模拟稳态温度场,指出补强圈附近热应力集中的原因之一是因补强圈不能与壳体...
根据腐蚀检查情况,从材料、工艺、腐蚀机理等方面综合考虑,对泡罩进行了失效分析,包括开裂泡罩和未开裂泡罩的宏观检查,开裂泡罩的材质组成分析、材料金相组织检测、铁素体含量检测以及扫描电镜观察等,最后给出了防止泡罩开裂的建议和措施。
针对模块式多用途小型堆（ACP100）蒸发器的结构特点,制定了适合于ACP100蒸发器泄漏单元水压检查方法,研制了一套泄漏单元检查系统,并进行了试验验证。在强度和密封性试验过程中,未出现压力降低、渗漏、冒汗和永久变形等异常现象,一次侧和二次侧装置检测灵敏度分别为1.5 m L/h和3.0 m L/h。结果显示,该检查系统具有良好的可操作性、密封性及检测...
某核电厂反应堆压力容器役前检查阶段检测出的超标缺陷需进行返修处理,因缺陷位置特殊,常规手动超声难以实现缺陷消除过程中的动态监测。通过介绍相控阵超声主要特点,介绍相控阵超声监测工艺及技术要点,并分析方案存在的不足。实践证明,相控阵超声监测技术在结构复杂设备上具有较高的缺陷定位精度和检测灵敏度,可为类似设备缺陷消除提供有效的在...
主要对AP1000蒸汽发生器在总装缝焊后热处理中因管子支撑板变形导致管束中的Ding（凹坑）进行原因分析。通过模拟Ding试验,找到可测量的TSP（管子支撑板）变形—Ding大小—涡流信号之间的关系。基于这种关系,实现了在工艺过程中对热处理最终质量进行控制。
针对大型换热器管板深孔加工工序的难点,设计了加工过程中需要的关键夹具,并在制造之前对夹具进行了应力分析,根据应力分析结果对设计方案进行了优化。最终通过实际加工后的检查,验证了设计方案的合理性和优化的必要性。
介绍了在制造和使用过程中出现的奥氏体不锈钢压力容器封头开裂缺陷,指出了开裂缺陷产生的原因和预防策略。通过探讨,指出现行压力容器技术标准的不足,并提出修改建议。
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