【摘 要】
：
核电厂存在各种各样的压力管道，由于制造、初始安装或使用的影响，部分管道中不可避免会产生一些缺陷，缺陷的存在势必影响到核电厂的正常安全运行。本文以某核电厂不锈钢和铁素体钢管道接管座焊缝存在的缺陷为例，按照ASME 规范第Ⅺ 卷在役检测的评定要求和验收准则，对缺陷进行了分析评估。考虑了各种载荷工况作用下的缺陷疲劳扩展，给出了缺陷在寿期内是否可用或者需要修复更换的建议。本文为核电厂含缺陷管道的安全评定提
【机 构】
：
上海核工程研究设计院有限公司,上海 200233
论文部分内容阅读
核电厂存在各种各样的压力管道，由于制造、初始安装或使用的影响，部分管道中不可避免会产生一些缺陷，缺陷的存在势必影响到核电厂的正常安全运行。本文以某核电厂不锈钢和铁素体钢管道接管座焊缝存在的缺陷为例，按照ASME 规范第Ⅺ 卷在役检测的评定要求和验收准则，对缺陷进行了分析评估。考虑了各种载荷工况作用下的缺陷疲劳扩展，给出了缺陷在寿期内是否可用或者需要修复更换的建议。本文为核电厂含缺陷管道的安全评定提供了参考。
其他文献
本研究对国产EA4T 车轴钢开展了传统喷丸和微粒子喷丸处理，分析了表面硬度，残余应力，粗糙度和表面形貌，并使用旋转弯曲疲劳试验机进行了疲劳实验。研究结果表明，传统喷丸试样表面具有更深的硬化层，其最大残余应力位于次表面；微粒子喷丸试样表面硬化层浅，其最大残余应力位于最表面，且最表面残余应力值大于传统喷丸试样。
通过多体动力学仿真软件LMS Vritual.Lab 和有限元分析软件Ansys Workbench 对飞机折叠作动器进行了力学分析建模，通过多体动力学分析得到了齿轮传动系统的转速和力矩，并对齿轮接触进行了瞬态动力学分析，根据强度理论校核了结构的强度设计.在瞬态动力学分析的基础上，确定结构疲劳危险点，并结合名义应立法和Achard 模型对齿轮进行了疲劳寿命和磨损寿命计算.本分析方法对工程上类似产品
近年来随着航天公司如SpaceX 的不断探索，重复使用火箭发动机成为了航天领域的热点问题。发动机的涡轮叶片在工作过程中承受剧烈的振动载荷，而重复使用所引发的叶片疲劳效应将导致整个发动机的失效。因此在设计过程中对叶片的疲劳寿命进行预测尤为重要。本文采用多轴连续损伤力学的理论模型来计算疲劳过程的损伤演化，利用模态分析和谐响应分析计算结构在正弦载荷作用下的应力分布情况。本文提出的方法能有效预测疲劳寿命，
飞机结构寿命是关系飞机安全服役的基础，是飞机寿命确定的主要依据，是飞机适航要求的基本内容之一。飞机结构服役/使用寿命控制是在确保安全服役/使用下通过有效的寿命跟踪(监控)、主动的服役/使用计划调整、合理的定寿/延寿等措施，对飞机结构服役/使用寿命主动调控，使其主动满足使用需求。
大量微孔洞的引入是导致选区激光熔化(SLM)成形工程承载构件疲劳性能劣化的主要原因之一，然而这些微孔洞即使通过不断地优化SLM 成形工艺或后续热处理也无法完全消除，因此，如何提高SLM 成形金属中微孔洞变形区的疲劳开裂抗力成为当前亟待解决的实际问题。本研究通过调控热处理工艺，设计了原始态、固溶+时效处理(SA)、均质化+时效处理(HA)和均质化+固溶+时效处理(HSA)四种状态的SLM 成形Inc
本研究对汽车轮毂用压模铸造A356 铝合金,在室温,加载频率20Hz,R=0.1 的实验条件下,以不同应力水平,进行四点弯曲疲劳试验,测量得到S-N 曲线,发现其疲劳强度(212.31MPa)比沙模铸造的356 铝合金高40.001％,亦高于沙模铸造713Al-Zn 合金的疲劳强度(94.5MPa)高124.66％.通过对裂纹数与最大载荷关系测量,发现裂纹启裂源密度与最大应力满足Weibull 函
先进高强钢的电阻点焊工艺在现代化汽车工业中得到了广泛的应用.本文主要研究了在力值比为0.1和0.3 下,热成型钢PH1500 和双相钢DP590 电阻焊点的拉剪疲劳性能,并利用显微维氏硬度计和扫描电镜对焊点的疲劳损伤机制进行了系统地研究.实验结果表明：PH1500/DP590 的电阻焊核尺寸要大于PH1500/PH1500 的,但是拉伸最大力却相差不大；在相同力值比下,PH1500/DP590 的
随着国家对环保要求越来越苛严，近几年大型火力发电机组审批愈加严格。而在面临用电巨大峰谷差时，外来电几乎没有调峰能力，当地机组被迫扮演调峰机组的角色，甚至百万超超临界机组也不例外。大型机组设计时，其经济性和能效水平非常好，但其频繁变化负荷的能力会变得越来越差。尽管超超临界机组负荷变化范围很大，负荷变动率也很高，但由于超超临界机组的高效率只有在高参数、高负荷时才能显示出来，同时由于超超临界机组厚壁部件
第四代核反应堆具有高固有安全性、核燃料可以循环和物理防止核扩散等优点。第四代反应堆之一的氟盐冷却高温堆(FHR)采用多层碳化硅、石墨包覆的颗粒燃料(TRISO)作为核燃料。反应堆在工作过程中,核燃料裂变产生大量的热量及对应的裂变产物,燃料温度高达1300℃,具有高强度的燃料颗粒的多层结构几乎完全阻止了锕系核素、裂变碎片和气体等裂变产物的释放。