蒸发器含缺陷传热管爆破压力的计算

以传热管缺陷的伤深比α和当量长度比γ为参量，采用含缺陷直管段试样的爆破压力测量值和选定的拟合函数，经过变换后，应用最小二乘法建立了含缺陷传热管爆破压力的拟合公式。应用拟合公式计算了两种材料传热管60多个试样的爆破压力和剩余强度系数（RSF），其计算值和测量值的误差都在工程计算精度范围之内。     

含非连续加强圈覆土卧式容器的屈曲安全评价及影响因素分析

外压失效是覆土卧式容器的重要失效模式。通常,在其内部设置加强圈以提高部件的刚度,但部分工况条件下需要对连续的加强圈进行切割,这将影响覆土卧式容器的外压强度。以含非连续加强圈的卧式储罐为研究对象,针对某给定加强圈切割角度,计算得到了该部件的外压强度。同时,开展了外压屈曲强度相关因素的敏感度研究,包括加强圈的切割角度、有无腹板等。结果表明,容器的屈曲强度随着切割角度的增大而不断降低,其降低程度与切割角度直接相关;在非连续加强圈处布置腹板,可显著提高容器的临界失稳压力。     

含缺陷接管/三通结构塑性极限载荷研究进展

本文综述了国内外有关含缺陷接管 三通结构塑性极限载荷的研究现状 ,对今后开展有关含缺陷接管 三通结构塑性极限载荷的研究以及相应安全评定规范的制订 ,具有一定的指导作用     

奥氏体不锈钢深冷应变强化的材料行为研究

目前,国内各科研院所对奥氏体不锈钢深冷应变强化技术研究较少,其主要的技术参数、制造方法、材料选取等核心要素均不得而知。在参照前人研究基础上,分别对国产奥氏体不锈钢S30408母材进行640 MPa、960 MPa、1 280 MPa深冷应变强化,并通过-196℃冲击、金相等实验研究材料在不同强化程度下的韧性及金相组织变化,最终确定S30408材料深冷应变强化的强化程度介于640~960 MPa之间。     

在役设备微小试样取样机的开发与应用

本文介绍了在役设备微小试样取样机的开发，该取样机体积小、重量轻、易于安装，能够有效的从在役设备表面应用电火花成型技术取得微小的、厚度薄的小试样。对典型压力容器用钢16MnR铜板进行了取样研究表明，取样热影响层很小，热影响层和熔化层总厚度小于10μm，小冲杆实验结果表明小冲杆力学性能测试结果和传统拉伸试样测得的力学性能几乎一致。     

基于局部法定量表征面外拘束效应对转变区间断裂韧度的影响

拘束效应制约了主曲线法表征转变区间的断裂韧度,局部法作为一种细观解理断裂力学方法有望用来解决这个问题。利用两种不同拘束配置的三点弯曲试样,通过交点法标定了国产压力容器用钢Q345R的局部法参量,借助于韧性换算思想将低拘束的试样断裂韧度结果换算成高拘束的结果。通过对比高拘束实测参考温度T 0值,验证了模型的正确性。基于此提出了一种预测不同面外拘束试样参考温度的方法,通过改变厚度的大小,研究了三点弯曲试样厚度对T 0的影响。结果表明,试样厚度越大,韧脆转变温度越高,断裂韧性下降,当厚度大于25.4 mm后会出现一个韧性平台,接近平面应变状态;厚度低于该值会造成严重的拘束缺失,T 0值远大于真实值会造成危险评估,尤其对于低硬化材料,这种现象更为明显。     

用RT_(T_0)取代RT_(NDT)分析国产某核压力容器压力-温度限值曲线的效益

ASME规范和美国联邦法规规定了核反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)在正常启、停堆过程中及水压试验时的压力和温度限值,2013年版ASME规范直接纳入了Code Case N-629,即同时接受了RTT0和RTNDT两种参考温度表征的材料断裂韧性KIc下包络线。本文对比分析采用KIR-RTNDT、KIc-RTNDT和KIc-RTT0三种断裂韧性取值方法所确定的压力-温度限值曲线(P-T曲线),以国产某台RPV为研究对象,计算了在40年设计寿期末和延寿期的P-T曲线。结果表明三者差别很大,基于KIc-RTT0下包络线拓宽了P-T运行窗口,甚至无需担心该容器在启停堆过程中会发生脆断,KIc-RTNDT曲线的计算结果偏保守,而由KIR-RTNDT给出的结果过于保守。研究结果为该电站的运行和延寿的可能性提供了支持。     

基于小尺寸试样的主曲线参考温度T_0的确定方法

采用16MnR钢进行了标准1英寸,0.5英寸和预制裂纹的夏比尺寸三点弯试样的断裂韧性试验,得到了试样尺寸对主曲线参考温度T0的影响。发现0.5英寸试样在满足ASTM E1921标准的情况下,所确定的T0明显低于标准1英寸试样确定的T0,表明ASTM E1921限定试样变形极限的M值不够保守,且夏比尺寸试样无法计算T0。提出了Beremin模型的拘束度修正,经过修正大幅缩小了小尺寸试样确定的T0与1英寸试样确定的T0之间的差异。     

基于主曲线方法确定2.25Cr-1Mo钢韧脆转变区的断裂韧度

针对运行了20万h的加氢反应器接管弯头材料2.25Cr-1Mo钢,测试了其低温拉伸性能、夏比V型缺口冲击功及断裂韧性;在此基础上,得到了其主曲线的参考温度,通过进一步预测得到了该钢在整个韧脆转变区的断裂韧度分布。结果表明:2.25Cr-1Mo钢主曲线的参考温度为-154℃;经过20万h的运行,该钢仍具有充足的韧性;验证了主曲线方法对非核电用2.25Cr-1Mo钢的适用性。