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时间:2020-04-05
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1、在役自增强反应管残余应力衰减规律及影响朱金花,秦宗川,徐鹏(合肥通用机械研究院国家压力容器与管道安全工程技术研究中心,安徽合肥230031)摘要:采用Sachs内孔逐层镗削应力释放法测试AISI4333M4在役自增强反应管残余应力。结果显示,在役反应管经过17年的运行使用后,周向残余应力衰减了18.O%。分析表明,在长期的交变压力和高温作用下,在役反应管的应力松弛随管壁厚度呈V字形变化,弹塑性界面沿半径外扩,疲劳强度减小,这为在役反应管安全评估提供了参考。关键词:反应管;自增强;残余应力;应力松弛;弹塑性界面;疲劳强度中图分类号:TQ052.4;0344.3文献标识码:A文
2、章编号:1001—4837(2011)09—0007—03doi:10.3969/j.issn.1001—4837.2011.09.002RelaxationLawandEfectofResidualStressofAutofrettagedTubularReactorinServiceZHUJin—hua,QINZong—chuan,XUPeng(HefeiGeneralMachineryResearchInstitute,NationalTechnicalResearchCenteronSafetyEngineeringofPressureVesselsandPipel
3、ines,Hefei230031,China)Abstract:TheresidualstressdistributionofAISI4333M4autofrettagereactorvesselinservicewasmeas—uredbySachsstressreliefmethod.Testresultshowsthattheaveragecircumferentialstressofthereactorvesselisdecreasedby18.0%afterrunningfor17years.Moreanalysisshowsthatthestressrelaxa
4、tionwiththicknessofreactorvesselshowswithalphabet“V”variationandtheelastic—plasticinterfaceprop—agatestothesurfacealongradiusdirectioninthetube,thestrengthoffatiguereducesalot;whichpro—videsreferenceandbasicdataforsecurityassessmentofreactorvesselinservice.Keywords:reactorvessel;autofretta
5、ge;residualstress;stressrelaxation;elastic—plasticinterface;strengthoffatigue反应管安全储备丧失。0引言一直以来,超高压在役反应管的安全评估是一项关键性技术难题。由于残余应力松弛的诱因聚乙烯超高压反应管通常采用自增强处理使过于复杂,目前尚无通用可靠的理论模型用于确得内壁产生较高的压缩残余应力,提高容器的弹定自增强残余应力的松弛计算,实验室模拟残余性承载能力,延长疲劳寿命。但经过长期服役,由应力松弛_l也仅从单一方面考虑,而在实际生于温度、蠕变、压力循环以及机械振动卜等原产中需综合考虑温度、蠕变、压力
6、循环等对松弛的因,反应管的自增强残余应力会逐步衰减并导致影响。针对在役反应管取样,通过试验分析确定7在役自增强反应管残余应力衰减规律及影响残余应力松弛程度,再根据实测残余应力水平校核反应管的剩余疲劳寿命,以此来判定反应器的理论值试验值/安全陛是目前公认的比较可靠的评估手段。/..—文中对已经服役17年,材料为AISI4333M4../、一一一书一一一一.。~的聚乙烯超高压反应管的剩余残余应力进行了测窖%定,对其衰减规律进行了初步分析和研究,并核算了管道的剩余疲劳寿命,为安全评估的结论提供遥了,有力支持。暴1剩余残余应力试验测试及衰减规律分析反应管试样材料AISI4333M4
7、,设计内径4Omm,外径88mm;实测内径40.30mm,外径85.2O图2轴向残余应力初始理论值与实测值对比mm。反应管正常运行压力235—245MPa,温度10~70℃;开停车时温度0—90℃。设备初始自增强压力687MPa,所取试样管段已连续运行17一年。利用Sachs的内孔逐层镗削应力释放法测试管道径向不同厚度上的残余应变。各向残余应力初始理论值和试验测量值之间的关系如图1~3所示。日宝图3径向残余应力初始理论值与实测值对比《嚣遥交界面沿径向向外扩张。这是因为自增强厚壁管匿一2的残余应力松弛是在总应变不变的
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