反应堆压力容器60年设计寿命研究

压力容器用钢

压力容器用 钢 、钢材的机械性能材料在外力作用下表现出来的特性叫作材料的机械性 能，也称为力学性能。钢材的重要机械性能指标有: 1. 强度—物体在外力作用下， 抵抗产生塑性变形和断裂的特性。常用的特性指标有屈服极限CT s和强度极限ab，系由拉伸试验获得。1屈服极限材料承受载荷时，当载荷不再增加而仍继续 发生塑性变形的现象叫做“屈服”。开始发生屈服现象'即开始出现塑性变形时的 应力叫做“屈服极限”或“屈服点”。工程上取试样发生0.2 残余变形时的应力 值作为条件屈服极限，通常称为屈服强度Uo.z. 在拉伸试验中，屈服强度是试样在 拉伸过程中标距部分残余伸长达到原标距长度的0.2 帕时的负荷除以原横截面积 的商，单位为MPa. —般说来，材料是不允许在超过其Idl服点的载荷条件下工作 的。2 强度极限材料抵抗外力破坏作用的最大能力称为强度极限。钢材的强度极 限是试样在拉断前所承受的最大应力即抗拉强度Sb,单位为IvIPa 。工程上希 望金属材料不仅具有较高的。，而且具有一定的屈强比a SQ b o 屈强比愈小，结 构零件的可靠性愈高。但屈强比太小，则材料的有效利用率太低。因此，一般希望 屈强比高一些，碳素钢为0.6 左右，低合金高强度钢为0.650.75 ，合金结构钢 为。.85 左右。2. 塑性—指材料在外力作用一下产生塑性变形而不破坏的能力， 用延伸率6及断面收缩率冲来表示，其数值由拉伸试验获得。延伸率以试样拉断 后的总伸长与原始长度的比值百分率来度量，其数值与试样尺寸有关. 为了便于 比 较，必须采用标准试样，规定试样的原始长度与原始直径的比例关系。8。或6 。表示试样计算长度为其直径的5或10倍时的延伸率b。小于Ss。断面收缩率以试样拉断后断面积的缩小量与原始截面积之比值的百分率来度量。塑性良好的材料可以顺利地进行某些成型工艺，如冷冲压、冷弯曲等。其次，良好的塑性可使 零件在使用过程中万一超载也不致突然断裂。压力容器的主要零部件都是承压的，

压力容器设计基础

压力容器设计基础 压力容器设计基础 一、基本概念 压力容器的设计，就是根据给定的性能要求、工艺参数和操作条件，确定容器的结构型式，选择合适的材料，计算容器主要受压元件的尺寸，最后给出容器及其零部件的图纸，并提出相应的技术条件。正确完整的设计应达到保证完成工艺生产。正确完整的设计应达到保证完成工艺生产，运行安全可靠，保证使用寿命、制造、检验、安装、操作及维修方便易行，经济合理等要求。压力容器设计中的关键问题是力学问题，即强度、刚度及稳定性问题。在本节中，主要讨论压力容器设计中的有关强度问题。 所谓强度，就是结构在外载荷作用下，会不会因应力过大而发生破裂或由于过度性变形而丧失其功用。具体来讲，就是在外载荷作用下，容器结构内产生的应力不大于材料的许用 应力值，即： ζ≤K〔ζ〕t （1） 这个式子就是强度问题的基本表达式。压力容器的设计计算就是围绕这一关系式而进行 的。 公式（1）中的左端项是结构内的应力，它是人们最为关心的问题。求解结构的应力状态，它们的大小，是一个十分复杂的问题，常用的方法有解法（如弹性力学法、弹型性分析法等）、试验法（如电阻应变计测量法、光弹法、云纹法等）及数值解法（如有限元法、边界元法等）。应用这些方法可以精确或近似地求出结构的应力，然而，每一种结构的应力都有其特殊性，目前可求解的只是问题的绝大部分，仍有许多复杂结构的应力分析有等人们进一步探讨。求出结构内任一点的应力后，所遇到的问题就是怎样处理这些应力。一点的应力状态最多可含有6个应力分量，哪个应力起主要作用，这些应力对失效起什么作用，对它们如何控制才不致发生破坏，解决这一问题，就要选择相应的强度理论计算当量应力，以便与单向拉伸试验得到的许用应力相比较，将应力控制在许可的范围内。 公式（1）中的右端项是强度控制指标，即材料的许用应力。它涉及到材料强度指标（如抗拉强度ζb、屈服强度ζs 等）的确定及安全系数的选用等问题。当采用常规设计法，且只考虑静载问题时，系数K=1.0；如果考虑动载荷，或采用应力分析设计法，K≥1.0，此时 设计计算将更加复杂。 把强度理论（公式(1)）具体应用到压力容器专业，就称这为压力容器的强度理论，它又增加了一些具体的规定和特殊要求，由此产生了一系列容器的设计规定和标准等。 1、强度理论及其应用 在对结构进行强度分析时，要对危险点处于复杂应力状态的构件进行强度计算，首先要知道是什么因素使材料发生某一类型破坏的。长期以来，人们根据对材料破坏现象的分析，提出了各种各样的假说，认为材料的某一类型破坏现象是由哪些因素所引起的，这种假说通常就称为强度理论。一种类型的破坏是脆性断裂破坏，第Ⅰ、Ⅱ强度理论依据于它；一种类型的破坏是型性流动破坏，第Ⅲ、Ⅳ强度理论以此为依据。 建立强度理论的目的就是要找出一种材料处于复杂应力状态下强度条件，即使是什么样的条件材料不会破坏失效。根据不同的强度理论可以得到复杂应力状况下三个元应力的某种组合，这种组合应力ζxd和轴向拉伸时的单向拉应力在安全程度上是相当的，具有可比性，可以与单向屈服应力相比较而得出强度条件，因此，通常称ζxd为相当应力或当量应力。

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。

反应堆压力容器参数及专用工具

Table 5C.1-5 Component Data Reactor Vessel Design (Approximate Values) Design pressure (psig) 2485 (17.13 MPa gauge) Design temperature (°F) 650 (343.3°C) 40 (12.2 m) Overall height of vessel and closure head, bottom head outside diameter to outside top of upper head (ft.) Number of reactor closure head studs 45 Diameter of reactor closure head/studs, (in.) 7 (177.8 mm) Outside diameter of closure head flange (in.) 188 (4.78 m) Inside diameter at shell (in.) 157 (3.99 m) Inlet nozzle inside diameter (in.) 22 (0.56 m) Outlet nozzle inside diameter (in.) 31 (0.79 m) DVI nozzle inside diameter (in.) 6.81 (173mm) Clad thickness, nominal (in.) 0.22 (5.59 mm) Lower head thickness, minimum (in.) 6 (152.4 mm) Vessel beltline thickness, minimum (in.) 8 (203.2 mm) NI Appendix 5C.1 RPV and Internals R1.doc 5 September 2005 5C.1-31

反应堆材料(题库)

１反应堆分类：按中子能量分按形势分按燃料分：按冷却剂慢化剂分：按用途分： ２压水堆的组成：3一回路系统：二回路系统内有 ４压水堆堆堆芯设计要求：５压水堆本体结构： 6.压水堆堆芯结构： ７燃料管理分区布置及富集度：1区：；2区；3区 可燃毒物组件的结构和作用： ８反应堆压力容器的作用９压力容器选材原则： １０反应堆压力容器压力容器本体结构：反应堆容器顶盖结构： １２压力容器失效形成延性断裂：脆性断裂：１３堆内结构的定义： １４堆内构件的主要功能：１５下部支撑结构的组成： １６热屏蔽的原因方法改进：１７上部支撑结构的作用和组成作用： １８核燃料组件结构：１９燃料元件棒组成：燃料芯块结构特点： ２０燃料芯块的氢脆效应原因：２１核燃料组件“骨架”结构： ２２控制棒组件：２３星型架： ２４控制棒组件的材料：黑棒（吸收剂棒）：灰棒（不锈钢棒）：黑棒束：灰棒束： ２４.１堆芯相关组件包括：每一种组件都包括： ２５中子源组件主要作用：初级中子源组件特点：次级中子源组件特点： ２６阻力塞组件作用：２７控制棒驱动机构组成： ２８控制棒驱动机构采用三线圈电磁步进式，其优点：弹棒事故： ２９控制棒驱动机构运行说明：提升：下降： ３０沸水堆结构特点（与压水堆相比）：３１沸水堆反应堆壳体内装有组件： ３２沸水堆控制棒的结构特点：３５ CANDU与 PWR堆芯设计差别： 33高温气冷堆的涂敷颗粒：ＢＩＳＯ颗粒：ＴＲＩＳＯ颗粒： ３６反应堆内辐照来源：３７γ射线与物质作用原理： ３８中子辐照损伤原理： 热中子与固体物质相互作用：快中子与固体物质相互作用： ３９什么是核燃料：核燃料的基本要求：常用的是固体燃料，包括：金属型燃料：陶瓷型燃料：４０慢化剂设计要求：常用类型：４１冷却剂的功用，性能要求：常用的液态冷却剂有 ４２结构材料分类： ４３比较几种包壳材料特点和应用领域： （铝镁及其合金）（锆合金）（不锈钢） ４４控制材料的要求：常用的控制材料是 1

最新压力容器常用材料的基本知识

压力容器常用材料的 基本知识

压力容器常用材料的基本知识 1、压力容器用钢板选用时应考虑： ①设计压力；②设计温度；③介质特性；④容器类别。 2、从材料力学性能来说，升温等效于升压，降温将导致钢材的脆性增加。 3、对同一种材料来说，随温度和板厚的增加，其许用应力则降低。因而当容器 壳体的名义厚度处于钢板许用应力变化的临界值时，应考虑此问题。如处于16mm的Q235-B、Q235-C和16mm、36mm的Q345R都会发生许用应力跳档现象。 4、钢材的强度和塑性指标可通过拉伸试验和冷弯试验（室温下进行）获得。 5、板材供货时薄板以热轧状态供货，厚板以正火状态供货（因强度和韧性下 降）。 6、压力容器用钢板当达到一定的厚度时，应在正火状态下使用，即使用正火 板，如用于壳体厚度＞30mm的Q345R钢板必须要求正火状态下供货和使用。需注意：正火仅对板材而言，而非整体设备。（热轧板呈铁红色，正火板呈铁青色）。 7、压力容器用钢与锅炉用钢类同，首先要保证足够的强度，还要有足够的塑 性，质地均匀等。因此，必须选用杂质(S、P)和有害气体含量较低的碳素钢和低合金钢，均为镇静钢。且为保证受压元件材料的焊接性能,一般须控制材料的含碳量≤0.25%。材料的含碳量升高，则其冲击韧性下降，脆性转变温度升高，在焊接时容易产生裂纹。 8、低合金钢的机械性能、耐腐蚀性、耐热性、耐磨性等均比碳素钢有所提高， 其中最常用的是：Q345R。它不仅S、P含量控制较严，更重要的是要求保证足够的冲击韧性，在材料验收方面也比较严格。因此其使用压力不受限制，使用温度上限为475℃，下限为-20℃。板厚为3～200mm。是应用很广的材料。 9、Q345R(GB713-2008，代替原16MnR)的使用说明： ①、Q345R的适用范围是：使用压力不限、使用温度为-20～475℃。 ②、 Q345R用作压力容器壳体的板厚＞30mm时，则容器需焊后作退火 热处理，热处理的温度为600～650℃；若焊前预热至100℃，则板厚 可提高至34mm。 ③、Q345R钢板一般是以热轧状态供货；当板厚＞30mm时，为保证塑 性和韧性，一般采用正火板，且逐张钢板应超声波检测，Ⅲ级合格。

浅析压力容器分析设计的塑性措施

引言 《压力容器》“压力容器应力分析设计方法的进展和评述”中曾介绍和评述了压力容器分析设计的弹性应力分析方法（又称应力分类法）的最新进展。本文将进一步介绍和评述压力容器分析设计的塑性分析方法，包括ASME的极限载荷分析方法、弹塑性应力分析方法和欧盟的直接方法等。 压力容器设计是一个创新意识非常活跃的工程领域，它紧跟着科学技术的发展而不断地更新设计方法。随着弹性理论、板壳理论和线性有限元分析方法的成熟，20世纪60年代，压力容器界提出了基于弹性应力分析和塑性失效准则的“弹性应力分析设计方法”。进入21世纪后，由于塑性理论和非线性有限元分析方法的日趋成熟，欧盟标准和ASME规范又先后推出了压力容器的塑性分析设计方法。其中涉及许多新的基本概念和新的分析方法，需要我们及时学习领会和消化吸收，以提高我们的分析设计水平，并结合国情进一步修订我国的压力容器设计规范。 ASME和欧盟的新规范都是以失效模式为主线来编排的。ASME考虑了以下4种模式： （1）防止塑性垮塌。对应于欧盟的“总体塑性变形(GPD)”失效模式。 （2）防止局部失效。 （3）防止屈曲（失稳）垮塌。对应于欧盟的“失稳（I）”失效模式。 （4）防止循环加载失效。对应于欧盟的“疲劳（F）”和“渐增塑性变形（PD）”2种失效模式。 欧盟还考虑了“静力平衡（SE）”失效模式，即防止设备发生倾薄。 文中讨论的塑性分析设计方法主要应用于防止塑性垮塌和防止局部失效2种情况。 1、极限载荷分析法 在一次加载情况下，结构的失效是一个加载历史过程，即随着载荷的增加从纯弹性状态到局部塑性状态再到总体塑性流动的失效状态。对无硬化的理想塑性材料和小变形情况，结构进入总体塑性流动时的状态称为极限状态，相应的载荷称为极限载荷。此时，结构变成几何可变的垮塌机构，将发生不可限制的塑性变形，因而失去承载能力。 一般的弹塑性分析方法都要考虑上述复杂的加载历史过程，但极限载荷分析法（简称极限分析）则另辟蹊径，跳过加载历史，直接考虑在最终的极限状态下结构的平衡特性，由此求出结构的承载能力（即极限载荷）。它是塑性力学的一个

AP1000反应堆压力容器安装技术研究

AP1000反应堆压力容器安装技术研究 发表时间：2018-01-09T15:14:58.353Z 来源：《基层建设》2017年第27期作者：孙瀚 [导读] 摘要：本文通过对三门核电一期工程AP1000堆型反应堆压力容器的安装施工中质量控制管理进行的系统的技术管理总结，为后续 AP1000核电站RPV安装施工的质量管理、控制提供参考和借鉴。 中国核工业第五建设有限公司上海 201512 摘要：本文通过对三门核电一期工程AP1000堆型反应堆压力容器的安装施工中质量控制管理进行的系统的技术管理总结，为后续AP1000核电站RPV安装施工的质量管理、控制提供参考和借鉴。 关键词：AP1000核电，RPV，反应堆压力容器，质量管理，技术总结 1、RPV安装工程综述 反应堆压力容器RPV就位于核岛11厂房核心位置CA04桶体内部，压力容器桶体安装后顶部标高为107′-11″，压力容器桶体净重约273.5T，最大外形尺寸为：6454.6mm×6380.4mm×10256.8mm，核安全1级、抗震1级、质保QA1级，其RPV内部清洁等级B级，外侧清洁等级C级。 2、RPV安装施工及质量控制难点 2.1现场环境要求高 三门核电站AP1000堆型其重要和区别于成熟核电站的“开顶法”施工特色，所有设备安装处于露天状态，而三门地处江南湿润的海边气候，湿气重，空气凝结快，导致RPV就位安装环境相对较差，成品保护难度和成本加大。 2.2 吊装就位难度大 RPV设备本体重量达282.8T，吊装整体重量为405.9T，由于CV4环以及临时顶盖已经就位，其吊装整体高度达到52.85mm，且海边风速大，而RPV吊装的安全风速应小于8.89m/s，天气因素对于RPV吊装限制较大。 3、关键工序技术工艺 3.1 RPV吊装就位 其吊装全程主要分为以下几个阶段：A 压力容器翻转场地的处理和和准备；B 吊装先决条件检查确认；C 专用吊具与吊耳的连接并验收合格；D 设备翻转竖立；E 设备试吊；F 压力容器与J-SKID分离；G 吊车起吊；H 吊车回转；I 吊车变幅、落钩；J 吊装设备就位；K 吊车摘钩。 3.2 RPV支撑热板加工、安装 根据设计图纸要求，压力容器支撑热板需要根据现场实测数据进行相应的精加工，以满足热板安装要求。 RPV调整后，根据图纸进行6个位置点的数据测量工作，并记录作为加工量计算依据。按照公式：B1=D-A 计算热板实际需要的厚度。其中： B1——热板加工后实际需要的厚度； D ——压力容器调整满足设计要求后，压力容器管嘴支撑垫与支撑垂直方向间隙D1~D6； A ——压力容器支撑底部耐磨板的厚度； 热板加工余量△B=B-B1，其中：B——热板设计到货厚度； 如果△B＞0，需要对压力容器热板进行相应差值的机加工；若△B＜0，则需要在压力容器上增加相应差值厚度的垫片以满足安装要求。 实际测量间隙数据与热板到货后计算数据显示，△B＞0，对热板进行了相应的机加工操作，并做好相应记录文件。热板加工完成后，吊起压力容器，将调平螺栓拧入压力容器支撑孔中，在调平螺栓上安装扳手螺母，并用专用扳手将扳手螺母适度拧紧。在压力容器支撑上放置道木，缓慢将压力容器放置于道木上，道木规格采用200mm×200mm×780mm。 将热板安装至相应的位置，一个方向热板安装时，其余3个方向的压力容器支撑上放置道木，此时压力容器重量绝大部分由2600T吊车承载，3个方向道木承载约10T重量。 3.3 RPV底部耐磨板安装调整 RPV底部耐磨板安装主要控制参数为75%以上接触面积施工工艺的实现。其技术方法在RPV支撑安装施工中已经得到突破性进展和实质性的成功，参考其施工工艺技术和控制方法，具体实施如下： 在耐磨板下表面涂抹红色着色剂，将耐磨板与热板完全接触，检查接触面积并计算未接触面积数值。若达不到75%，则采用刮刀或者油石配合轻质油修磨热板接触面积上的凸点部分，重复操作直到接触面积大于75%，同时其着色部位均匀分布。 用丙酮溶液清洗热板和耐磨板着色表面，干燥后，在耐磨板表面涂抹干膜润滑剂AE100，将耐磨板安装于热板上。耐磨板的安装固定根据图纸要求采用7个规格为1.000-8UNC-3A×3.00LG的内六角螺钉固定，拧紧后确保内六角螺钉的顶端不能超过耐磨板上表面，安装内六角螺钉时在其螺纹部分涂抹螺纹锁固剂LOCATITE242或者243，确保安装符合设计要求。 待所有的内六角螺钉安装完毕后，利用内六角螺钉上已经钻好的导向孔，在耐磨板上钻直径为：Φ3.2mm，深度9.6mm的孔。根据现场实际操作空间位置评估并通过WEC设计方评估，其发布设计变更文件，将内六角螺钉弹簧销的数量连接位置减少为3个，分别将两侧内部2个，共计4个内六角螺钉上弹簧销取消。只进行外侧3个内六角螺钉上弹簧销的安装固定。弹簧销安装完毕后的顶部应与内六角螺钉顶部齐平，配合去耐磨板安装要求。 3.4 RPV最终精度调整 吊运压力容器就位于耐磨板上，复测其压力容器标高和水平度。如果RPV热段管嘴中心超出设计要求，则需要继续修磨热板；如果热段中心标高低于设计要求，则需要在热板和耐磨板之间增加相应垫板已达到设计安装要求。 RPV最终精度调整中，首先进行其方位对中调整，通过调整垫铁调整其冷端管嘴中心线与压力容器支撑中心线对中，允许公差为：±1.5mm。同时记录压力容器管嘴支撑垫侧面与支撑之间侧向间隙，为后续侧部耐磨板安装和间隔板加工提供数据。 再次对压力容器标高、水平度、轴线进行复测，使其满足设计图纸的精度要求，形成测量报告文件，进行质量验收。

压力容器设计人员综合考试题及答案(二)

2013年压力容器设计人员综合考试题姓名：得分 一、填空（本题共20 分，每题2 分） 1 、当载荷作用时，在截面突变的附近某些局部小范围内，应力数值急剧增加，而离开这个区域稍远时应力即大为降低，趋于均匀，这种现象称为_应力集中。 点评：这是弹性力学的基本概念。常见于压力容器的受压元件。 2、在正常应力水平的情况下，Q245R 钢板的使用温度下限为-20℃。 点评：该题出自GB150.2，表4，考查设计人员对材料温度使用范围的掌握。 3、对于同时承受两个室压力作用的受压元件,其设计参数中的 计算压力应考虑两室间可能出现的最大压力差。 点评：考查设计压力与计算压力的概念，GB150 .1 4.3.3 规定。 4、焊接接头系数的取值取决于焊接接头型式_和无损检测长度比例。 点评：考查设计人员对焊接接头系数选取的理解。 5、整体补强的型式有：a. 增加壳体的厚度，b.厚壁管，c. 整体补强锻件__ 。 点评：GB150.3 6.3.2.2 的规定 6、椭圆封头在过渡区开孔时，所需补强面积A 的计算中，壳体的计算厚度是指椭圆封头的_ 计算_厚度。 点评：明确开孔部位不同，开孔补强计算所用的厚度不同，见公式5-1（P116），开孔位于。 7、奥氏体不锈钢制压力容器用水进行液压试验时，应严格控制水中的氯离子含量不超过 25mg/L 。试验合格后，应立即将水渍去除干净。 点评：见GB150.4 11.4.9.1 8、压力容器的对接焊接接头的无损检测比例，一般分为全部（100%）和局部（大于等20%）两 种。对碳钢和低合金钢制低温容器，局部无损检测的比例应大于等于50% 。 点评：《固容规》第4.5.3.2.1 条。 9、换热器设计中强度胀中开槽是为了增加管板与换热管之间的拉脱力而对管孔的粗糙度要求 是为了密封。 点评：考察设计者对标准的理解和结构设计要求的目的。 10、压力容器专用钢中的碳素钢和低合金钢钢材的P≤%、S ≤% 二、选择（本题共20 分，每题 2 分，以下答案中有一个或几个正确，少选按比例得分，选 错一个不得分） 1 、设计温度为600℃的压力容器，其壳体材料可选用的钢板牌号有a、b. a.S30408, b.S31608, c.S31603 点评：奥氏体不锈钢当温度超过525℃时，含碳量应不小于0.04%，超低碳不锈钢不能适用，因热强性下降，此题是考查此概念。 2 、外压球壳的许用外压力与下述参数有关b，d 。 a.腐蚀裕量 b.球壳外直径 c.材料抗拉强度 d.弹性模量 点评：本题为基本概念试题，考查影响许用外压力的的有关因素 3、外压计算图表中，系数A 是（a，c，d ）。 a. 无量纲参数 b. 应力 c. 应变 d 应力与弹性模量的比值

锅炉用材料

第15章锅炉及压力容器常用钢材 15.1. 锅炉及压力容器对钢材性能的要求 按工作条件分为两大类： 一、用以制造室温及中温承压元件的钢板与钢管 具有特点： 1有较高的室温强度 通常以屈服极限 σs和强度极限σb为设计依据，要求有较大的σs和σb良好的韧性性能 材料需具有足够的韧性防止脆性断裂，在考虑强度的同时也不能忽略韧性， 表示。 (1)材料的韧性通常用冲击韧性值 αk 压力容器用钢的冲击韧性要求 2） 冲击韧性值 αk（N·m/cm 20℃-40℃ >=60>=35 (2)还需要考虑时效韧性 时效就是钢材经冷加工变形后，在室温或较高温度下，冲击韧性随时间变化。通常在200-300℃，冲击韧性值显著降低。一般要求下降率不超过50%。 由于容器断裂过程包括在缺陷处形成裂纹和裂纹扩散两个阶段，相应两种防止断裂方法（1）选用具有足够韧性的钢材以防止裂纹产生，要求如上表所示 （2）选用韧性更高的材料，以求在裂纹产生后能够阻止裂纹扩展。（要求温度比无塑性转变温度 一半时，要高17℃NPT高一定数值，例如元件的设计应力为屈服极限σ s 3较低的缺口敏感性 制造过程中，开孔和焊接会产生局部应力集中，要求材料有较低的缺口敏感性，以防止产生裂纹 4良好的加工工艺性能和焊接性能 由于焊接热循环作用，会 （1）降低热影响区材料的韧性、塑性 （2）在焊缝内产生各种缺陷 其中（1）、（2）均会产生裂纹 在选材料时需考虑 （1）材料中碳的当量值（保证材料具有较好的可焊性） （2）适当的焊接材料和焊接工艺 （3）材料具有良好的塑性（碳钢和碳锰钢 δs不低于16%，合金钢δs不低于14%） （4）良好的低倍组织 （5）钢材的分层、非金属夹杂物、气孔、疏松等缺陷尽可能减少（防止裂纹的产生） 二、用以制造高温承压元件的钢管 1具有足够的蠕变强度、持久强度和持久塑性 通常以持久强度为设计依据，保证在蠕变的条件下安全运行

压力容器设计方法分析对比.docx

压力容器设计方法分析对比 目前我国压力容器设计所采用的标准规范有两大类：一类是常规设计标准，以GB150-2011《压力容器》标准为代表；另一类是分析设计,以JB4732-1995《钢制压力容器--分析设计标准》为代表。两类标准是相互独立的、自成体系的、平行的压力容器规范, 绝对不能混用, 只能依据实际的工程情况而选其一。 设计准则比较 常规设计主要依据是第一强度理论，认为结构中主要破坏应力为拉应力，限定最大薄膜应力强度不超过规定许用应力值，当结构中某最大应力点一旦进入塑性, 结构就丧失了纯弹性状态即为失效。常规设计是基于弹性失效准则,以壳体的薄膜理论或材料力学方法导出容器及其部件的设计计算公式。一般情况它仅考虑壁厚中均布的薄膜应力，对于边缘应力及峰值应力等局部应力一般不作定量计算，如对弯曲应力。 分析设计的主要依据是第三强度理论，认为结构中主要破坏应力为剪切力。采用以极限载荷、安定载荷和疲劳寿命为界限的“塑性失效”与“弹塑性失效”的设计准则，对容器的各种应力进行精确计算和分类。对不同性质的应力, 如：总体薄膜应力、边缘应力、峰值应力等；同时还考虑了循环载荷下的疲劳分析, 在设计上更合理。 标准适用范围对比 常规设计标准GB150-2011适用于设计压力大于或等于且小于35MPa，及真空度高于。对于设计温度，GB150-2011规定为-269℃-900℃，是按钢材允许的使用温度确定设计温度范围, 可高于材料的蠕变温度范围。 " 分析设计标准JB4732-1995适用于设计压力大于或等于且小于100MPa，及真空度高于。对于设计温度，JB4732-1995 将最高的设计许用温度限制在受钢材蠕变极限约束的温度。 应力评定对比 常规设计标准GB150-2011，采用统一的许用应力，如容器筒体，是采用“中径公式”进行应力校核，最大应力满足许用应力即可。 分析设计标准JB4732-1995的核心是将压力容器中的各种应力加以分类，根据所考虑的失效模式比较详细地计算了容器及受压元件的各种应力。根据各种应力本身的性质及对失效模式所起的不同作用予以分类如下： 一次应力

2020年压力容器设计人员考试大纲

（情绪管理）压力容器设计人员考试大纲

压力容器设计人员考核大纲 (2012) SummaryofCheckingContentforDesignerandApproverofPressu reVesselDesign 全国锅炉压力容器标准化技术委员会 2012年02月20日 目录 第壹章总则 (1) 第二章常规设计审批人员考试内容 (1) 第三章分析设计人员考试内容 (4) 第四章附则 (5) 压力容器设计人员资格考试大纲 第一章总则 第壹条为规范压力容器设计人员资格考试工作，依据为国家质量监督检验检疫总局锅炉压力容器安全监察局颁布的TSGR1001-2008《压力容器压力管道设计许可规则》（以下简称规则）及全国锅炉压力容器标准化技术委员会制定的《压力容器设计人员考试规则》（2012），制定本规则。 第二条本规则适用于A、C、D类压力容器设计（以下称常规设计）审批（含审核、审定人）人员及SAD类压力容器分析设计（以下称分析设计）设计人、审批人的考核工作。

第二章常规设计审批人员考试内容 第三条A、D类压力容器设计审批人考试内容： （壹）理论考试要求： 1．应熟悉压力容器设计关联的基本基础知识，包括材料、结构、力学基础、设计计算方法、热处理、腐蚀、焊接、无损检测等； 2．应熟练掌握压力容器设计关联的法规、安全技术规范、标准、文件；3．能够正确解决压力容器设计、制造中常见的实际工程问题； 4．熟悉且及时掌握压力容器行业关联的标准信息 （二）关联的安全技术规范文件： TSGR0004-2009《固定式压力容器安全技术监察规程》 TSGR1001-2008《压力容器压力管道设计许可规则》等 （三）关联的标准规范： GB150.1~GB150.4《压力容器》 GB151《管壳式换热器》 GB12337《钢制球形储罐》 GB50009《建筑结构载荷规范》 GB50011《建筑抗震设计规范》 JB/T4710《钢制塔式容器》

浅谈压力容器的两种设计方法

龙源期刊网 https://www.360docs.net/doc/5a913744.html, 浅谈压力容器的两种设计方法 作者：王艳 来源：《价值工程》2010年第15期 摘要:本文介绍了压力容器的两种设计方法,指出分析设计方法虽然相对复杂,但较常规设计方法更安全更经济,且随着计算机技术的发展、有限元方法的应用及各种功能软件的使用它将 会得到更广泛的应用。 Abstract: This paper introduces two kinds of pressure vessel design methods and points that analysis and design methods are relatively complex and more economical,but safer than the conventional design method,and with the development of computer technology,finite element method and software applications will be more widely used. 关键词:压力容器;常规设计;分析设计 Key words: pressure vessel;conventional design;analysis and design 中图分类号:TH49 文献标识码:A文章编号:1006-4311(2010)15-0166-01 压力容器是化工、冶金、轻工、纺织、机械以及航空航天工业中广泛使用的承压设备。尽管各类压力容器设备功能各异、结构复杂程度不一,但一般可将其分解为筒体、封头、法兰、 开孔、接管、支座等部件。 压力容器及其部件的两种设计方法分别是常规设计和分析设计。 常规设计是以弹性设计准则为基础,以壳体的薄膜理论或材料力学方法导出容器及其部件 的设计计算公式,这些公式均以显式表达,给出了压力、许用应力、容器主要尺寸之间的关系。它包含了设计三要素:设计方法、设计载荷及许用应力,但这些并不是建立在对容器及其部件进行详尽的应力分析基础之上。如容器筒体,是采用“中径公式”(根据内压与筒壁上均匀分布的薄膜应力整体平衡推导而得),一般情况它仅考虑壁厚中均布的薄膜应力,不考虑其它类型的应力,如对弯曲应力,只有当它特别显著、起主导作用时才予以考虑。实际上,当容器承载以后器壁上会出现多种应力,其中包括由于结构不连续所产生的局部高应力,常规设计对此只是结合经典力学理论和经验公式对压力容器部件设计做一些规定,在结构、选材、制造等方面提出要求,把局部应力粗略地控制在一个安全水平上,在考虑许用应力时选取相对高的安全系数,留有足够的安全裕度。因此,常规设计从本质上讲,可以说是基于经验的设计方法。 工程实际中我们用常规设计的观点和方法解决了很多问题,但也有一些问题无法解释,因为常规设计只考虑弹性失效,没有去深究隐含在许用应力值后面的多种失效模式。

压力容器设计基础知识讲稿(DOC 120页)

压力容器设计基础知识讲稿(DOC 120页) 部门： xxx 时间： xxx 制作人：xxx 整理范文，仅供参考，勿作商业用途

压力容器设计基础知识讲稿 （20140325） 目录 一．基本概念 1．1 压力容器设计应遵循的法规和规程 1．2 标准和法规（规程）的关系。 1．3 压力容器的含义（定义） 1．4 压力容器设计标准简述 1．5 D1级和D2级压力容器说明 二．GB150-1998《钢制压力容器》 1．范围 2．标准 3．总论 3．1 设计单位的资格和职责 3．3 GB150管辖的容器范围 3．4 定义及含义 3．5 设计参数选用的一般规定 3．6 许用应力

3．7 焊接接头系数 3．8 压力试验和试验压力 4．对材料的要求 4．1 选择压力容器用钢应考虑的因素 4. 2 D类压力容器受压元件用钢板 4．3 钢管 4．4 钢锻件 4. 5 焊接材料 4．6 采用国外钢材的要求 4．7 钢材的代用规定 4．8 特殊工作环境下的选材 5．内压圆筒和内压球体的计算 5. 1 内压圆筒和内压球体计算的理论基础5．2 内压圆筒计算 5．3 球壳计算 6．外压圆筒和外压球壳的设计 6．1 受均匀外压的圆筒（和外压管子）6．2 外压球壳 6．3 受外压圆筒和球壳计算图的来源简介6．4 外压圆筒加强圈的计算 7．封头的设计和计算 7．1 封头标准

7．2 椭圆形封头 7. 3 碟形封头 7．4 球冠形封头 7．5 锥壳 8．开孔和开孔补强 8．1 开孔的作用 8．2 开检查孔的要求 8．3 开孔的形状和尺寸限制 8．4 补强要求 8．5 有效补强范围及补强面积 8．6 多个开孔的补强 9 法兰连接 9．1 简介 9．2 法兰连接密封原理 9. 3 法兰密封面的常用型式及优缺点9．4 法兰型式 9．5 法兰连接计算要点 9．6 管法兰连接 10．压力容器的制造、检验和验收 10．1 制造许可 10．2 材料验收及加工成形 10. 3 焊接

反应堆压力容器顶盖吊具制造中的质量保证措施(新版)

( 安全技术 ) 单位：_________________________ 姓名：_________________________ 日期：_________________________ 精品文档 / Word文档 / 文字可改 反应堆压力容器顶盖吊具制造 中的质量保证措施(新版) Technical safety means that the pursuit of technology should also include ensuring that people make mistakes

反应堆压力容器顶盖吊具制造中的质量保 证措施(新版) 设备质量是保证和实现核电厂安全目标的重要环节，在核电站建造过程中，各主设备专用工具的质量亦是其质量保证中不可缺的一部分。本文从福建福清核电站3号机组反应堆压力容器顶盖吊具（以下简称顶盖吊具）的制造角度介绍核电产品制造过程中的的质量保证措施。 产品介绍 顶盖吊具是反应堆换料及反应堆压力容器（RPV）内部各部件检修时整体吊运RPV顶盖的专用设备，还在反应堆正常工作时支承堆顶结构以及为螺栓拉伸机提供导轨。 顶盖吊具按结构分为上、下两部分，上部分由吊钩、上吊杆组件（3根）、星型支架、工作平台、支承块和防护梯子等组成，下部

分由下吊杆组件（3根）及两根MSTM导轨组成。顶盖吊具结构简图见图1。 顶盖吊具提升部件的安全等级：NC、质保等级：QNCa；防震部件（下吊杆）的安全等级：LS，质保等级：Q2，制作过程中需根据质保等级进行相应的质量保证活动。 开工会准备 开工会的目的是检查生产厂的生产准备工作是否满足相关法规、规范及合同条款的要求，是否满足开工要求。 设备制造开工先决条件检查项目主要有工厂资质、人员资质、质保、制造和工艺文件、检验和试验、生产设备、检测设备、工具、量具、仪表控制、进厂材料验收、现场环境和物项控制等方面，待核电确定具备开工条件后同意生产厂制造开工。 此阶段重点控制质保大纲、制造质量计划的编制，其贯穿、引领整个顶盖吊具的生产制造，确保顶盖吊具的质量满足要求。 生产制造 制造开工后，由质检、质保人员负责，按审查通过的制造质量

压力容器常用材料的基本知识

压力容器常用材料的基本知识 1、压力容器用钢板选用时应考虑： ①设计压力；②设计温度；③介质特性；④容器类别。 2、从材料力学性能来说，升温等效于升压，降温将导致钢材的脆性增加。 3、对同一种材料来说，随温度和板厚的增加，其许用应力则降低。因而当容器 壳体的名义厚度处于钢板许用应力变化的临界值时，应考虑此问题。如处于16mm的Q235-B、Q235-C和16mm、36mm的Q345R都会发生许用应力跳档现象。 4、钢材的强度和塑性指标可通过拉伸试验和冷弯试验（室温下进行）获得。 5、板材供货时薄板以热轧状态供货，厚板以正火状态供货（因强度和韧性下降）。 6、压力容器用钢板当达到一定的厚度时，应在正火状态下使用，即使用正火板， 如用于壳体厚度＞30mm的Q345R钢板必须要求正火状态下供货和使用。 需注意：正火仅对板材而言，而非整体设备。（热轧板呈铁红色，正火板呈铁青色）。 7、压力容器用钢与锅炉用钢类同，首先要保证足够的强度，还要有足够的塑性， 质地均匀等。因此，必须选用杂质(S、P)和有害气体含量较低的碳素钢和低合金钢，均为镇静钢。且为保证受压元件材料的焊接性能,一般须控制材料的含碳量≤0.25%。材料的含碳量升高，则其冲击韧性下降，脆性转变温度升高，在焊接时容易产生裂纹。 8、低合金钢的机械性能、耐腐蚀性、耐热性、耐磨性等均比碳素钢有所提高， 其中最常用的是：Q345R。它不仅S、P含量控制较严，更重要的是要求保证足够的冲击韧性，在材料验收方面也比较严格。因此其使用压力不受限制，使用温度上限为475℃，下限为-20℃。板厚为3～200mm。是应用很广的材料。 9、Q345R(GB713-2008，代替原16MnR)的使用说明： ①、Q345R的适用范围是：使用压力不限、使用温度为-20～475℃。 ②、Q345R用作压力容器壳体的板厚＞30mm时，则容器需焊后作退火热 处理，热处理的温度为600～650℃；若焊前预热至100℃，则板厚可提高至34mm。 ③、Q345R钢板一般是以热轧状态供货；当板厚＞30mm时，为保证塑性和 韧性，一般采用正火板，且逐张钢板应超声波检测，Ⅲ级合格。 ④、Q345R用作法兰、平盖、管板等厚度＞50mm时，应在正火状态下使用。

压水堆核电站反应堆压力容器材料概述1

压水堆核电站反应堆压力容器材料概述 李承亮,张明乾 (深圳中广核工程设计有限公司上海分公司,上海200030) 摘要 反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照脆化、制造现状等,指出A5082Ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧性和较低的无延性转变温度等优点。分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能之间的关系,对反应堆压力容器材料国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用。 关键词 压水堆核电站　反应堆压力容器　材料　辐照脆化Overview of Reactor Pressure Vessel Steel in PWR Nuclear Power Plant s L I Chengliang ,ZHAN G Mingqian (Shanghai Branch ,China Nuclear Power Design Company Ltd.(Shenzhen ),Shanghai 200030) Abstract Reactor pressure vessel is one of the key components to PWR nuclear power plants.The development of reactor pressure vessel steel and its performance requirements ,in 2service irradiation embrittlement ,and manufactur 2ing status ,etc are summarized.It is demonstrated that A5082Ⅲsteels have advantages such as good weld 2ability ,high hardenability and enhanced resistance to neutron irradiation damage ,as well as excellent low 2temperature impact toughness and lower transition temperature without ductility.In addition ,the relation of chemical composition and fab 2rication techniques to mechanical properties is also analyzed.This paper will provides an reference for directing the suc 2cess of the localization and f uture development of reactor pressure vessel steel to some extent. K ey w ords PWR power plant ,reactor pressure vessel ,materials ,irradiation embrittlement 　李承亮:男,1982年生,助理工程师,硕士,从事核电站核岛主设备材料设计、研究以及先进核能系统研究等工作　E 2mail :licliang @https://www.360docs.net/doc/5a913744.html, 随着国家核电中长期发展规划的颁布,未来相当长时间内 我国将大力发展压水堆核电站。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,因此在ASM E 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、完善的试验和检查技术,且在服役期间应定期地进行检查。SA508系列钢是随着反应堆压力容器的大型化和整体化发展起来的,适用于制造压力容器顶盖、筒体、法兰、封头等锻件,在压水堆核电站中还应用于蒸汽发生器压力壳、稳压器压力壳和主泵压力壳等部件。 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)、筒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In 2718或1828钢)“O ”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(过渡层309L (00Cr23Ni11)+308L (00Cr20Ni10))。为防止外表面腐蚀,压 力容器外表面通常涂漆保护。 反应堆压力容器的作用是:(1)装载着活性区及堆内所有构件,对堆芯具有辐射屏蔽作用,在顶盖上安装着控制棒管座及其驱动机构,承受很大的机械和动载荷;(2)作为承压边界,密封高温高压含放射性的一回路冷却剂并维持其压力,承受动载荷和温度载荷;(3)作为第二道屏障,在燃料元件破损后有防止裂变产物外逸的功能。 上述因素要求反应堆压力容器材料具备良好的纯净度、致密度、成分和性能均匀性,在中高温度下具有优良的力学性能(强度、塑性、冲击韧性、断裂韧性等)、冶金质量及良好的耐蚀性、焊接性和抗辐照的性能(中子辐照脆化敏感性低)、热稳定性、加工性等。其中,以面对活性区的筒体段材料性能要求最高。 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A350L F 3),由于A212B 钢淬透性和高温性能较差,第二代改用Mn 2Mo 钢A302B [1](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