核容器接管许用载荷计算方法探讨

降低核电厂设备与管道连接处载荷的方法分析摘要：核电厂内管系应力分析要遵守管道连接设备载荷的限制，本文主要介绍核电厂内压力容器、泵、换热器等设备接管载荷的限制以及降低作用在这些设备与管道连接处接管载荷的方法。

关键词：核电厂；设备接管；载荷许用；载荷方法1前言ASMEB31．1要求管道布置的设计要遵守管道连接设备的载荷限制。

设备可以是核电厂内的泵、反应堆压力容器、稳压器、罐子、热交换器，以及核电厂内其他所有的设备。

设计者需要明确核电厂设备接管载荷的限制，当进行管道力学计算时，管道与设备管道连接处的受力应控制在设备管嘴承受载荷的范围内，即使在热膨胀产生很明显的管嘴位移时也这样要求。

2降低核电厂设备与管道连接处载荷的方法在核电站内的关键核心设备无论是种类还是数量都非常繁多，本文主要通过设备冷却水热交换器与管道连接处的许用载荷进行分析研究。

在核电站中常用的热交换器有20余种，按结构形式可分为管壳式热交换器和板式热交换器，其工作状况直接影响到核电站的正常运行。

文中简单分析降低热交换器与管道连接处限制载荷的方法，并在各种工况中的使用限制条件下的应力进行组合的评定；对热交换器等设备进行接管载荷分析时，应该考虑管道自重、压力、接管载荷和地震载荷。

当面临施加在核电厂设备上的接管载荷过大时，一般来说设备已经采购完成，因为管道应力分析通常都在设备采购以后。

换热器设备规格书中接管各个工况下的载荷，换热器WCC001ＲF与固定支架K102．002/PF之间构成了一个独立的管系，管道的设计应使得管道产生的外部载荷不超过设备管嘴设定的数值，管道与设备连接处的载荷必须小于设备各个运行工况下的许用载荷。

在此情况下，通过下面几种常用的方法来降低作用在设备与管道连接处的接管载荷。

（1）由于设备、管道自重所引起的载荷，则适当增加支架作为支撑。

在设计支吊架的时候，使用刚性吊架、弹簧吊架和恒力吊架等承重性支吊架，用来承受管道自身重量、保温层重量和管道中介质的重量等；水平管道的承重支吊架间距不能超过管道的允许间距［3］。

筒体接管的力学分析宿昊;唐兴龄【摘要】在压水堆核电设备的强度计算校核中,经常需要对圆筒型容器上的接管进行评估.本研究分别采用有限元壳体单元和实体单元模型以及公式法预估对简体的接管进行单变量作用下的应力分析.结果表明运用有限元壳体模型得到的结果是保守的,典型载荷下内压对接管最大应力强度的影响是最为显著的.公式法预估最大应力强度应在使用厚壁壳体公式基础上乘以一定的应力集中系数.这些结果将为以后涉及设备接管应力强度的估计及评定提供参考.%The finite element shell & solid model and formula method estimation have been adopted to conduct the stress analysis to the nozzle on cylindrical body under single variable function.The results show that the result from finite elementshell model is most conservative.The influence of inner pressure to the stress intensity is most obvious under typical loading.The estimation of maximum stress intensity by formula method should multiply certain stress intensity coefficient on the basis of thick wall shell formula.These methods can provide reference for the estimation and evaluation of the nozzle stress intensity in the future.【期刊名称】《锻压装备与制造技术》【年(卷),期】2017(052)002【总页数】3页(P86-88)【关键词】筒体接管;应力分析;接管载荷【作者】宿昊;唐兴龄【作者单位】中国核电工程有限公司,北京100840;中国核电工程有限公司,北京100840【正文语种】中文【中图分类】TH12圆筒型容器是压水堆核电设备中的常见类型，包括立式、卧式两种。

摘要论述了设定压力容器设备管口许用载荷数值的必要性及原则。

对于一般的压力容器，根据以往的工程实践经验，推荐了接管许用载荷，包括力和弯矩系列数值，并对设备管口载荷引起的壳体局部应力的核算问题进行了讨论。

关键词压力容器;接管;许用载荷;法兰;应力前言近年来，随着石化装置规模的大型化，大口径、操作条件苛刻及走向复杂的压力管线逐渐增多。

这些管线作用在与其连接的压力容器设备接管上的载荷，包括力、弯矩及扭矩，对设备本体及其接管产生的影响越来越受到压力容器设计者的重视。

本文从几个方面来分析和探讨在压力容器设计时，如何考虑压力管道对设备本体及接管产生的载荷作用，以及如何设定较为合理的设备管口许用载荷数值，以保证压力容器设计的经济性、安全性及合理性。

本文提到的设备管口许用载荷，均指所有与管线相连接的接管及其补强板、接管所在处的壳体能够承受来自管线直接作用的力和弯矩数值。

1设备管口许用载荷确定的必要性及原则设备管口许用载荷的确定，主要涉及负责压力容器设计的设备专业和负责压力管道设计的管道专业。

设备专业作为管道专业的上游专业，一般先行开展工程设计，然后将初步的工程图作为设计输入条件提供给管道专业。

管道专业根据设备图纸，结合设备布置图、工艺管线压力等级划分及管道走向布置图等，提出设备管口的实际载荷条件，反馈给设备专业，以便进行设备管口载荷的最终核算。

从设备专业的角度考虑，作为先行开展设计的上游专业，如果选择较大的设备管口许用载荷进行设计，而将来若管道实际载荷较小，就会造成设备壳体厚度及相关接管壁厚的设计裕量较大，造成材料浪费。

如果设定较小的设备管口许用载荷，而将来若管道实际载荷比设定的管口许用载荷增加较多，设备专业就需要重新进行与管口载荷相关的应力校核计算。

这样，一方面增加了设计工作量，甚至可能造成设计返工，另一方面又可能为了满足过大的管口载荷条件而不得不增加设备壳体厚度及接管壁厚等。

如果设备主材已经订货，还会对工程项目的费用及进度产生一定的影响。

压力容器和热交换器管口的许用载荷表29.3 压力容器和热交换器管口的许用载荷项目管口位于筒体侧管口位于封头侧轴向拉伸或压缩力 P/kN 2bD 2bD轴向剪切力V L/kN 2bD周向剪切力V C/kN 1.5bD合成剪切力V R/kN 2.5bD 2.5bD扭矩 MT/kN·m 0.15bD2 0.15bD2轴向弯矩M L/kN·m 0.13bD2周向弯矩M C/kN·m 0.1bD2合成弯矩 MR/kN·m 0.164bD2 0.164bD2注：b值按表29-4选取，D为管道的公称直径，in。

表 29-4 b值法兰等级容器热交换器150# 0.6 0.75300# 0.7 0.75600# 0.8 1.25900# 1.8 31500# 3 42500# 3.3 5.6 表29-3中各许用力和许用力矩方向见图29-17。

V R = (V L2+V C2)1/2，MR = (M L2+M C2)1/2(29-25)设备管口许用载荷适用于化工装置中管道作用于静设备(包括塔器、压力容器、储槽、换热器等)接口处(包括筒体或壳体)的许用载荷(力和力矩)的限定。

不适用成套设备的内部接管口对许用载荷的限定。

表13.2.2-1 许用载荷接管口尺寸力(kgf/℃) 力矩(kgf·m/℃)DN(mm) Fx Fy Fz Mx My Mz1.42.01.41.01.050(2’’) 1.42.12.13.01.580(3’’) 2.11.52.82.84.0100(4’’) 3.22.32.34.14.16.03.53.5150(6’’) 5.08.28.211.64.5200(8’’) 6.44.512.412.417.5250(10’’) 8.56.06.016.616.623.57.0300(12’’) 10.07.020.820.829.58.5350(14’’) 12.08.525.125.135.5400(16’’) 14.010.010.029.329.341.511.0450(18’’) 16.011.038.038.054.012.512.5500(20’’) 18.049.049.069.0550(22’’) 20.014.014.061.061.086.015.015.0600(24’’) 21.0注：①使用本表时，应将表中数据乘上设备设计温度与环境温度(20℃)的差值(当温度小于100℃时，按100℃考虑)，作为许用载荷的判断值。

管口载荷对压力容器设计计算影响摘要：压力容器是工业生产中应用广泛的一种容器，在压力容器设计计算时，常常采用 Relief、 Belief或 Theoretical等准则，这些准则中的计算方法主要是针对容器设计中的压力分析、强度计算、稳定性计算等，这些计算方法都有一定的适用范围和局限性，并且在某些情况下还可能会出现错误，但是对于管口载荷作用下的压力容器，其设计方法与上述的不同。

本文首先对压力容器的结构形式进行了介绍，然后对管口载荷对压力容器设计计算的影响进行分析，希望可以为相关工作的开展提供参考。

关键词：管口荷载；局部应力；法兰密封在压力容器设计中，很多情况下，由于压力容器内部管道与外部环境的交接处存在一定的间隙，需要进行管道密封处理，或者在连接法兰、螺栓等部件时，需要进行密封处理。

管口载荷是指压力容器壳体与管道连接时，由于存在结构、尺寸和安装等因素的影响，使得连接处管口部位载荷变化，从而导致管口与壳体之间的接触面积发生变化，管口载荷将直接影响到压力容器设计。

根据相关规范规定，对于管口载荷作用下的压力容器，设计人员需要根据具体情况，采用适当的方法处理连接处管口载荷对压力容器设计计算的影响。

1压力容器的结构形式压力容器是一种用于盛装气体或液体的压力容器，按照结构形式可分为：筒体、封头、接管和法兰，在设计中需要对所盛装介质进行压力分析，然后按照应力分类进行强度校核和稳定性校核。

由于压力容器的设计中一般都需要考虑介质的压力作用，因此对于需要进行强度校核的筒体、封头、接管等容器部件，其设计计算中通常都会考虑介质的压力。

然而对于接管和法兰等部件，在实际使用时还受到管口载荷的作用，因此为了保证压力容器设计计算结果的可靠性和准确性，在进行管口载荷作用下的压力容器设计计算时，需要采用一定的计算方法。

关于管口载荷对压力容器设计计算影响的研究，最早可以追溯到上世纪40年代初。

在国外，许多学者进行了相关研究，由于在容器设计中还存在许多其他因素，例如应力分析、强度校核、稳定性校核等，因此对于管口载荷作用下的压力容器设计计算方法也是多种多样[1]。

核电主设备接管分析法设计一次应力可靠性分析何铮;常华健;杨培勇;刚直;张锴;梁星筠;谢永诚【摘要】Design by analysis is one of the main methods for nuclear power equipment design.Key components are typically designed and operated using this safety-factor based on deterministic approach.The structure integrity is judged sufficiently providing safety margins inherent in the basic design.In practical engineering,nondeterministic variables exist,such as geometry,material properties,occurrence of beyond design basic loads etc.The reliability analysis was introduced into the design by analysis in this study,by considering the uncertainty of input variables involved in the evaluation.First,the limit state function of failure mode was established.Second,based on the theory of probability and statistics-based approach,the probability of failure or the reliability of nuclear key component was calculated.Finally,the sensitivity analysis was performed.The structural integrity of components is assessed by failure probability that has a positive meaning to the application of reliability theory in the design by analysis of ASME codes and standards.%分析法设计是核电主设备设计的主要方法之一.该方法将结构设计或评定中各输入参量进行偏于安全的假设,以安全-不安全定性反映主设备设计的结构完整性状态.本研究在确定性分析法设计的基础上,利用可靠性分析方法,综合考虑结构设计或评定中涉及的不确定性因素(如结构几何、材料中的输入不确定性等),建立各种失效模式下的极限状态函数,基于概率统计理论求得结构在给定条件下的失效概率或可靠度,并进行相关参数的敏感性分析.以失效概率的形式定量反映部件的结构完整性状态,研究方法对可靠性理论在ASME核电规范与标准的分析法设计中的应用具有积极意义.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2017(051)006【总页数】6页(P1045-1050)【关键词】可靠性分析;分析法设计;蒸汽发生器接管;一次应力【作者】何铮;常华健;杨培勇;刚直;张锴;梁星筠;谢永诚【作者单位】国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司,北京 102209;国家电投集团科学技术研究院有限公司,北京102209;国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司,北京 102209;国家电投集团科学技术研究院有限公司,北京102209;国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司,北京 102209;国家电投集团科学技术研究院有限公司,北京102209;国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司,北京 102209;国家电投集团科学技术研究院有限公司,北京102209;上海核工程研究设计院,上海200233;上海核工程研究设计院,上海200233;上海核工程研究设计院,上海200233【正文语种】中文【中图分类】TL35目前大多数核电主设备的设计及完整性评定采用分析法设计进行。