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承压设备无损检测
承压设备无损检测是指在没有破坏设备完整性的情况下对设备进行检测，以确保设备的安全性和可靠性。
无损检测技术是一种高效、经济的手段，主要应用于工业制造、化工、电力、核工程、航空航天、海洋工程等领域中，是保证设备质量的关键技术之一。
承压设备无损检测的目的是发现设备缺陷，及时采取修复和更换措施，保证设备的安全运行。
无损检测技术有多种方法，其中常用的有：超声波检测、磁粉检测、液体渗透检测、射线检测等。
超声波检测是一种基于声波传播特性的检测方法，可以用来检测承压设备内部的存在的裂缝、孔洞、夹杂等缺陷。
超声波检测是非破坏性的检测方法，而且检测精度高，检测速度快，不会对原有设备造成破坏。
磁粉检测是通过磁场作用的原理，检测承压设备内部的裂缝、焊接不良等缺陷。
该方法适用于金属材料的检测，是一种常见的检测方法。
该方法的检测精度和速度都比较高，可以检测出微小的缺陷。
液体渗透检测是一种基于液体渗透的原理进行检测的方法，该方法适用于检测表面裂缝、气泡、孔洞等缺陷。
该方法的优点是能够检测到非金属材料中的缺陷，如陶瓷、塑料等材料。
射线检测是指通过射线穿透物体，观察物体内部缺陷的检测方法。
射线检测的适用范围广，可以检测金属材料、非金属材料、塑料、陶瓷等材料中的缺陷。
承压设备无损检测可以有效地检查设备的质量，并可以及时发现设备缺陷，从而采取措施进行修复和更换，保证设备的安全性和可靠性。
疲劳分析的各种方法疲劳寿命预测方法很多。
按疲劳裂纹形成寿命预测的基本假定和控制参数，可分为名义应力法、局部应力一应变法、能量法、场强法等。
1名义应力法名义应力法是以结构的名义应力为试验和寿命估算的基础，采用雨流法取出一个个相互独立、互不相关的应力循环，结合材料的S -N 曲线，按线性累积损伤理论估算结构疲劳寿命的一种方法。
基本假定：对任一构件(或结构细节或元件)，只要应力集中系数K T相同，载荷谱相同，它们的寿命则相同。
此法中名义应力为控制参数。
该方法考虑到了载荷顺序和残余应力的影响，简单易行。
但该种方法有两个主要的不足之处：一是因其在弹性范围内研究疲劳问题，没有考虑缺口根部的局部塑性变形的影响，在计算有应力集中存在的结构疲劳寿命时，计算误差较大；二是标准试样和结构之间的等效关系的确定十分困难，这是由于这种关系与结构的几何形状、加载方式和结构的大小、材料等因素有关。
正是因为上述缺陷，使名义应力法预测疲劳裂纹的形成能力较低，且该种方法需求得在不同的应力比R和不同的应力集中因子K T下的S-N曲线，而获得这些材料数据需要大量的经费。
因而名义应力法只适用于计算应力水平较低的高周疲劳和无缺口结构的疲劳寿命。
近年来，名义应力法也在不断的发展中，相继出现了应力严重系数法(S. ST)、有效应力法、额定系数法(DRF)等。
2局部应力一应变法局部应力一应变法的基本思想是根据结构的名义应力历程，借助于局部应力-应变法分析缺口处的局部应力。
再根据缺口处的局部应力，结合构件的S-N曲线、材料的循环。
一曲线、E -N曲线及线性累积损伤理论，估算结构的疲劳寿命。
基本假定:若一个构件的危险部位(点)的应力一应变历程与一个光滑小试件的应力一应变历程相同，则寿命相同。
此法中局部应力一应变是控制参数。
局部应力一应变法主要用于解决高应变的低周疲劳和带缺口结构的疲劳寿命问题。
该方法的特点是可以通过一定的分析、计算将结构上的名义应力转化为缺口处的局部应力和应变。
探析压力容器的疲劳寿命与裂纹扩展规律随着我国经济的迅速发展，工业的进步，压力容器已经广泛的用于石油、化工等工业部门以及日常生活当中。
大量压力容器与各类承压设备都是在复杂的载荷下工作，容易引起工程结构的疲劳裂纹扩展，进而导致灾难性的破坏。
因此，对疲劳裂纹扩展规律以及裂纹扩展行为预测方法，进行系统深入地研究具有重要的理论价值和现实的工程意义。
标签：压力容器；疲劳寿命；裂纹扩展规律在工程实际中，压力容器的失效形式较多，但主要原因有三点，腐蚀、疲劳和容器器壁缺陷。
因此在压力容器设计与校核过程中，既要考虑强度条件，还应依据具体情况进行具体分析与修正。
压力容器存在缺陷时，应根据疲劳裂纹扩展理论对容器的剩余使用寿命进行估算；对高温压力容器，需对理论强度进行修正；当多种情况并存时，对容器的设计与寿命估算存在较多难点，需要充足的理论基础与实验支持。
1 疲劳分析与裂纹扩展基础1.1 疲劳破坏机理疲劳破坏的过程就是裂纹萌生一扩展一断裂的过程。
首先，疲劳破坏出现在高应力处，如形状突变处、梯台处、材料的缺陷处、加工过程中的划痕与钻孔处等等；其次在构件表面，许多实验证实对于完好构件疲劳破坏最先发生在表面。
外界环境及加工程度对表面的影响很大。
在上述两种情况下，最有可能引起裂纹的萌生，裂纹的萌生过程也叫裂纹的成核过程。
从微观角度来看裂纹的成核，其实就是晶粒的滑移与重组过程。
构件的表面的受力状况特别，为平面应力状况，对于晶粒来说这种受力状况有力于产生滑移现象，故有利于裂纹的成核。
对于大多数金属来说，其晶粒有多种排列方式。
当晶粒的排列方式正适于滑移时，在材料表面将出现凹陷或凸起的形状，这样循环下去将产生微裂纹。
1.2 疲劳裂纹扩展在对于众多机械设备裂纹扩展情况分析研究之后发现，造成裂纹扩展的可能性较多，其中具有代表性的主要有：平均应力的影响、过载峰的影响与温度的影响。
平均应力的影响只要是机械设备在出现疲劳扩展之后，应力强度因子在增加到一定幅度之后，疲劳裂纹扩展会受到应力强度因子的改变而的影响。
测定材料疲劳极限的方法测定材料疲劳极限的方法主要包括以下几种：1. 单点疲劳试验法：适用于金属材料构件在室温、高温或腐蚀空气中旋转弯曲载荷条件下的使用。
这种方法可以近似地确定疲劳曲线，并粗略估计试样数量有限时的疲劳极限。
试验所需的疲劳试验机一般为弯曲疲劳试验机和拉伸压力试验机。
2. 升降法疲劳试验法：在常规疲劳试验方法的基础上，获得金属材料或结构疲劳极限的疲劳强度，以获得金属材料或结构疲劳极限。
主要用于测定材料的随机的随机特性或结构疲劳强度。
所需的试验机通常是拉压疲劳试验机。
3. 高频振动疲劳试验方法：在常规疲劳试验中，交变载荷的频率一般低于200Hz，在高频环境下无法准确测量疲劳损伤无法准确测量。
在高频、低、低、高循环环环境下服用金属材料的疲劳性能研究中，利用试验设备产生的交变惯性力，具有1000Hz左右的循环载荷频率。
4. 超声疲劳试验法：超声疲劳试验是一种加速共振的疲劳试验方法，其试验频率（20kHz）远远超过常规疲劳试验频率（200Hz以下）。
在不同的环境和温度条件下，超声疲劳试验可以在不同的荷载特性下进行，这为疲劳研究提供了一个很好的方法。
超声疲劳试验一般用于超高周疲劳试验，主要针对10^9以上的周疲劳试验。
5. 技术疲劳试验红外热像方法：能量方法是研究疲劳试验的重要方法之一，可以缩短试验时间，降低试验成本。
金属材料的疲劳是一种能量消耗过程，温度变化是研究疲劳过程中能量消耗的重要参数。
红外热技术是一种波长转换技术，它将目标的热辐射转化为可见光技术，利用目标本身各部分热辐射的差异，利用计算机图像处理技术和红外测量温度校准技术，实现对物体表面温度领域分布的显示。
分析和精确的测量。
以上内容仅供参考，建议查阅专业书籍获取更全面和准确的信息。
核电厂设备安全分级核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大，因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的重要性分级的概念。
这种安全功能分级称为摪踩燃。
划分安全等级的目的是提供分级设计标准。
对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。
这样既提高了核电厂安全性，又避免了对某些设备要求过严的现象。
安全功能及分析方法核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。
为保证必要的安全性，执行安全功能的系统执行下列功能：为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段；为停堆后从堆芯导出余热提供手段；在事故后为防止放射性物质的释放提供手段，以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。
为实现上述要求，国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中，我国国家核安全局在xx年发布的安全导则[2-５]中均规定了20种安全功能项目。
主要内容有：在完成所有停堆操作后，将反应堆维持在安全停堆状态；将其它安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。
为了对每项功能按其对安全的重要性分级，可以采用确定论和概率论两种分级方法。
确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。
这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。
概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。
此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。
大多数国家同时采用两种方法，通过对各种堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可评价发生假想事故时执行某安全功能的几率以及该安全功能失效的后果。
安全分级安全一级安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。
安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道（内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失）、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。
核电设备疲劳特性的疲劳曲线确定核电设备疲劳特性的疲劳曲线确定步骤一：介绍核电设备疲劳特性和疲劳曲线的概念首先，我们需要了解核电设备疲劳特性和疲劳曲线的概念。
疲劳特性指的是材料在长时间重复加载下逐渐发展的损伤和失效特征。
核电设备疲劳曲线则是用来描述材料在不同应力下的疲劳寿命的图表，通常以应力和寿命为坐标轴。
步骤二：解释疲劳曲线的构成和含义在疲劳曲线中，通常可以看到三个主要的区域：疲劳强度极限、疲劳寿命区和高应变区。
疲劳强度极限是指材料在长时间重复加载下能够承受的最大应力水平，超过此应力水平将导致材料瞬间断裂。
疲劳寿命区则是指材料在低应力水平下经受较长时间的重复加载后发生失效的区域。
高应变区是指材料在高应力水平下瞬间失效的区域。
步骤三：阐述疲劳曲线的实际意义疲劳曲线的理解对于核电设备的设计和运行至关重要。
通过疲劳曲线，工程师可以了解到核电设备在不同应力水平下的寿命，从而进行合理的设计和操作。
同时，疲劳曲线还可以帮助工程师评估材料的安全裕度，以确保设备在长期使用中不会发生疲劳失效，从而保障核能安全和设备可靠性。
步骤四：讨论影响疲劳曲线的因素疲劳曲线的形状和位置受多种因素的影响，其中包括材料的力学性能、工作环境的温度和湿度、加载频率等。
不同材料的疲劳曲线可能存在差异，因此在核电设备设计中需要考虑到这些因素，并选择适合的材料和操作条件。
步骤五：总结疲劳曲线的应用和重要性疲劳曲线是核电设备设计和运行中的重要工具，它可以帮助工程师了解设备在长期重复加载下的寿命特性，并进行合理的设计和操作。
疲劳曲线的应用可以提高核电设备的安全性和可靠性，从而保障核能的稳定供应和设备的长期运行。
因此，在核电设备的设计和运营中，对疲劳曲线的理解和应用是至关重要的。
第41卷第1期核科学与工程Vol.41 No.1 2021年2月Nuclear Science and Engineering Feb.2021“华龙一号”核一级管道的疲劳分析宁庆坤，陈 丽，王艳苹（中国核电工程有限公司，北京 100840）摘要：核电厂整个服役期间，核一级管道承受复杂的温度和压力瞬态，因此需要进行管道的疲劳分析。
本文对“华龙一号”中核一级管道的疲劳分析这一关键技术展开研究，分别采用施加瞬态曲线和温度梯度的方法进行了管道疲劳分析，并对结果进行了优化，完成了“华龙一号”中核一级管道的疲劳分析。
本文可为核电厂中核一级管道的疲劳分析提供方法和参考。
关键词：管道；疲劳；分析中图分类号：TL48文章标志码：A文章编号：0258-0918（2021）01-0037-06Fatigue Analysis of Nuclear Class 1 piping ofHRR1000NING Qingkun，CHEN Li，WANG Yanping（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）Abstract：During the whole service period of nuclear power plant, the nuclear class 1 piping is subjected to complex temperature and pressure transients, so the fatigue of the piping is necessary. In this paper, the key technology of fatigue analysis of class 1 piping of HPR1000 is studied.The fatigue analysis is carried out by applying transient curve and temperature gradient respectively, and the results are optimized, the fatigue analysis of class 1 piping of HPR1000 has been completed. This paper can provide the method and reference for the fatigue analysis of class 1 piping in the nuclear power plant.Key words：Piping；Fatigue；Analysis疲劳作为一种非常重要的失效模式，在核电厂的安全运行中起着至关重要的作用，全球核电厂曾发生多起管道疲劳失效事件[1,2]。
核 动 力 工 程Nuclear Power Engineering第30卷 第6 期（增刊）2 0 0 9年12月V ol. 30. No.6(S2) Dec. 2 0 0 9文章编号：0258-0926(2009)06(S2)-0054-06核一级承压设备疲劳分析方法章贵和（中广核工程有限公司，广东深圳，518124）摘要：基于Miner 线性累积损伤理论和雨流计数法，得到单载荷历程作用下疲劳分析的方法，并根据核一级承压设备的特点和核承压设备分析规范的要求，给出了一种适用于核一级承压设备疲劳分析的方法；结合设备实际运行情况，提出了瞬态分组组合的优化疲劳分析的方法，并给出一个案例。
结果表明，瞬态分组组合使疲劳分析与设备实际运行情况更加接近，计算结果更加精确。
关键词：核一级承压设备；疲劳分析；Miner 线性累计损伤理论；雨流计数法；瞬态分组组合 中图分类号：TL35 文献标识码：A1 引 言核一级承压设备（如反应堆压力容器RPV ）在整个运行寿命期间均承受来自各种瞬态工况的波动载荷，产生扰动应力，有可能造成疲劳破坏。
因此，对核一级承压设备的疲劳分析必须进行严格评定。
疲劳分析一直是设备力学分析的难点，相关核承压设备规范对其均有严格要求，但是在规范中对如何进行分析并没有具体的描述。
本文结合Miner 线性累积损伤理论以及雨流计数法，给出了疲劳分析的具体方法，同时在RCC-M [1]规范的基础上介绍了分组组合的思想，从而达到优化疲劳分析的目的，并以一个案例阐述了疲劳分析的方法以及分组组合对疲劳分析的影响。
2 Miner 线性累计损伤2.1 理 论目前工程中最常用的疲劳破坏准则是Miner 线性累积损伤准则，是指在循环载荷作用下疲劳损伤是可以线性累加的，各个循环载荷之间相互独立，当累加的损伤达到一定数值时，试件或构件则发生破坏。
Miner 线性累积损伤准则为：∑==1i iN nU （1）式中，n i 是在载荷D i 作用下的循环周期；N i 是在D i 作用下的许用循环周期，由S -N 曲线确定；U 为累积使用因子。
2.2 应 用利用Miner 理论进行疲劳分析，一般步骤为：①确定部件在设计寿命期的载荷谱，计算获得相应的应力水平；②选用适合材料的S -N 曲线，确定相应的许用循环周期；③按式（1）计算累积使用因子U ；④判断是否满足U <1的疲劳设计要求。
目前核承压设备设计规范（如RCC-M 和ASME ）对疲劳分析的要求均基于Miner 理论。
3 疲劳分析计数法基于Miner 线性累积损伤理论，对于恒幅或变幅载荷历程，通过S -N 曲线，可以确定应力幅值相应的疲劳寿命周期，进而通过式（1），可以判断是否满足疲劳设计要求。
以变幅载荷谱为例，假设变幅载荷谱如图1所示，通过S -N 曲线，可以获得应力幅值S 1、S 2、图1 变幅载荷谱Fig. 1 Variable Amplitude Spectrum收稿日期：2009-11-15；修回日期：2009-11-28章贵和：核一级承压设备疲劳分析方法 55S3，对应的许用循环周期为N1、N2、N3，则累积使用因子U可按下式求得：U=n1/N1+n2/N2+n3/N3根据Miner线性累积损伤理论，若U<1，则部件满足疲劳设计要求。
4 单一瞬态疲劳分析方法对于核一级承压设备，其瞬态温度波动、压力和外力波动等都是非规律变化的，由此产生的应力波动也是非规律的。
目前在工程实践中，所有瞬态均是某一典型时间内载荷波动的重复历程，针对该特点，一般采用简化雨流计数法进行疲劳分析，可按如下方式进行计数：（1）旋转普历程曲线90°，时间轴朝下（图2）。
假想有雨滴沿着起始点开始向下流，若无阻挡，则雨滴方向不变，继续流至下一个端点；若有阻挡，则雨滴方向反向下流。
此处，雨滴流过路径为1-2-4，到达顶点，沿路径4-5-7、7-8-10反向下流。
记下该路径的最大和最小值，可得到主循环应力幅值S4-7。
（2）从历程图中删除雨滴流过的部分，对各剩余历程重复上述雨流计数法，可以得到各子循环应力幅值S2-3、S5-6、S8-9。
（3）假设根据S-N曲线，应力幅值S4-7、S2-3、S5-6、S8-9对应的许用循环周期分别为N1、N2、N3、N4，U=n/N1+n/N2+n/N3+n/N4。
按Miner线性累积损伤理论，当只有该瞬态存在时，若U<1，则部件满足疲劳设计要求。
图2 雨流计数法示意图Fig. 2 Schematic Diagram of Rain Flow Counting5 核一级设备疲劳分析方法对核一级承压设备，按照规范要求，进行疲劳分析时除应考虑二类工况下正常操作瞬态和中等频率故障瞬态，同时还应考虑OBE载荷和水压试验载荷以及瞬态叠加的影响。
5.1 累积使用因子及其判定准则由于核一级设备承受二类工况下多个瞬态的作用，各瞬态之间存在相续发生的可能性，应考虑瞬态之间两两组合的影响。
各瞬态应力强度按雨流计数法得到的主循环将与其他瞬态的主循环两两组合，并按组合结果进行疲劳分析。
各瞬态应力强度按雨流计数法得到的子循环不参与其他瞬态组合，因此对于累积使用因子，有如下计算公式：U Total=U1+U2（2）式中，U1为各瞬态应力强度按雨流计数法得到的主循环组合后计算所得使用因子；U2为各瞬态子循环根据S-N曲线得到的使用因子之和。
与Miner 破坏准则类似，累积使用因子规范校核准则为：U Total＜1（3）5.2 瞬态子循环使用因子计算方法对于各瞬态子循环，按第4节的方法获得子循环的应力强度幅值后，根据应力幅值和S-N曲线可得到对应的许用循环周期，并根据该瞬态的循环次数，得到该子循环对应的使用因子subU。
∑=sub2UU（4）式中，2U为所有瞬态的子循环的使用因子之和。
5.3 瞬态主循环组合使用因子计算方法5.3.1单一瞬态组合的使用因子计算方法假设有瞬态p和q，组合后可以得到理论瞬态1和瞬态2，见图3。
图3 瞬态组合图Fig. 3 Transient Combination Sketch理论瞬态1和理论瞬态2的应力幅值如下：S1, min=max(S p,min, S q,min)S1, max=min(S p,max, S q,max)S2, min=min(S p,min, S q,min)S2, max=max(S p,max, S q,max)ΔS1= S1, max-S1, minΔS2= S2, max-S2, min根据应力幅值及S-N曲线，可得到瞬态1和瞬态2对应的许用循环周期N1和N2。
因此，单核 动 力 工 程 V ol. 30. No. 6(S2). 200956位循环的瞬态p 、q 组合的使用因子为：u pq = 1/ N 1 + 1/ N 2瞬态p 、q 组合的周期数为N pq = min (N p , N q )式中，N p 为瞬态p 的循环周期；N q 为瞬态q 的循环周期。
因此，瞬态p 、q 组合的使用因子为： U pq = N pq ×u pq5.3.2 所有瞬态组合的累积使用因子计算方 法 由于瞬态与瞬态之间均应两两组合，因此，对于所有瞬态组合，可在单一瞬态组合计算方法的基础上，按如下方法计算累积使用因子：（1）对所有瞬态进行两两组合。
（2）按照5.3.1节中的方法分析所有瞬态组合，得到最苛刻的瞬态组合（应力幅值最大），假设该组合为瞬态i 和瞬态j ，计算得到该组合的使用因子U ij 。
（3）在该组合中，确定瞬态循环周期较小的瞬态，去除该瞬态，同时将该组合中另一瞬态的循环周期减去去除的瞬态的循环周期。
（4）重新组合剩余的瞬态，重新计算，直到去除所有瞬态为止。
假设有n (与前面的周期数相区别)个瞬态，两两组合，将所有瞬态组合按照5.2.1的方法进行分析，得到各组合的应力幅值及其对应循环周期矩阵。
若对任意的瞬态组合，应力幅值S ij 最大，且若N j ≤N i ，则按5.3.1方法计算瞬态i 和瞬态j 组合的使用因子，记为U 1,ij ，同时删除瞬态j ，并令瞬态i 的循环周期j i i N N N −=′。
根据剩余的n -1个瞬态再次进行组合，得到新的组合矩阵，类似地可得到U 2,ij重复以上计算，直到去除所有瞬态，可以得到U 1,ij ，U 2,ij ，U 3,ij ，……U n,ij ：∑=ijn UU ,1 （5）根据式（2）、式（4）和式（5），可以计算得到核一级设备在所有瞬态下的累积使用因子：∑∑+=sub,UUU ijn （6）根据式（3），当U ＜1时，则疲劳分析评定满足要求。
上述方法基于Miner 线性累计损伤理论和雨流计数法，并结合核一级承压设备分析规范的要求，符合RCC-M 和ASME 等规范对核承压设备疲劳分析要求。
5.3.3 改进的瞬态组合 在核电厂实际运行中，有些瞬态之间是不可能相续发生的，若任意组合，有可能使结果过于保守而超出限值。
为此，在进行疲劳分析时，可对各瞬态进行分组，同组之间可进行组合，不同组之间通过过渡瞬态进行组合，此时，组合瞬态的循环周期为“瞬态链”的最小值。
假设K 1属于冷停堆下的瞬态，瞬态循环周期为N K1；K 2属于100%功率下的瞬态，瞬态循环周期为N K2；K 3属于冷停堆与100%功率状态间的过渡瞬态，瞬态循环周期为N K3，如图4所示。
图4 分组瞬态组合Fig. 4 Transient Grouping Method若按全部瞬态任意组合，K 1-K 2组合的周期数()2K 1K 2K 1K ,min N N N =−，使用因子为：()2K 1K 2K 1K 2K 1K 2K 1K 2K 1K ,min N N u N u U ⋅=⋅=−−−−若按分组组合方法，K 1-K 2之间必须通过过渡瞬态K 3才能进行组合，组合的周期数为()3K 2K 1K 2K 1K,,min N N N N =′−，因此： 2K 1K 2K 1K 2K 1K−−−′⋅=′N u U ()3K 2K 1K 2K 1K ,,min N N N u ⋅=−两种方法的使用因子之比为：()()3K 2K 1K 2K 1K 2K 1K2K 1K ,,min ,min N N N N N U U =′−−6 实例分析以RPV 进口接管为例，使用本文所介绍的方法进行疲劳分析。
6.1 有限元模型及其简化进口接管分析模型包括：RPV 进口接管、安全端、进口接管与安全端连接焊缝以及堆焊层。
本例 RPV 进口接管使用二维轴对称模型，将RPV 接管所连接的筒体等效为球形，其等效球形筒体半径按如下方法确定：在该等效半径下，章贵和：核一级承压设备疲劳分析方法57图5 RPV 进口接管有限元模型图Fig. 5 RPV Inlet Nozzle Finite Element Model球形筒体环向应力与RPV 接管筒体环向与纵向应力的平均值相等。
