【摘 要】
：
承压容器按分析法设计时要求将评定截面上分出一次应力、二次应力和峰值应力.对于一次应力、二次应力、峰值应力在承压容器规范中均有明确的定义,但是对它的理解却有各种解释
【机 构】
：
上海核工程研究设计院,上海,200233
论文部分内容阅读
承压容器按分析法设计时要求将评定截面上分出一次应力、二次应力和峰值应力.对于一次应力、二次应力、峰值应力在承压容器规范中均有明确的定义,但是对它的理解却有各种解释,并出现在一些科技刊物和著作中.其中,最典型的说法有"一次应力是由结构的静定问题得到,二次应力是由结构的静不定问题得到","一次应力是由平衡条件得到,而二次应力是由变形协调条件得到"等等.为了纠正一些容易混淆的观点与问题,本文从厚壁圆筒受内压、固定梁受集中力与平板小孔受拉等为例的理论解析法出发,从求解过程来探讨和说明规范中关于一次应力定义为"是为了满足外力或内力以及力矩的平衡规律所必要的,它的特性是非自限的"这句话的真正含义,以及说明该名词解释应是严格的.
其他文献
蒸发器传热管的局部腐蚀减薄及机械磨损是导致其承压能力降低而破裂的主要原因,本文借鉴极限载荷分析方法,探讨采用数值模拟手段估算蒸发器传热管的爆破压力,在此基础上,研究
基于比例边界有限元方法(SBFEM)对于处理无限域问题具有突出的优点,文中从SBFEM无限域动力刚度控制方程的建立出发,借鉴递推近似算法-连分式求解无限域地基动力刚度矩阵,细致
核设备制造和运行过程中在保证其安全的同时,对工期进度的要求也同样严格,由于结构中存在较多轴对称接管部位,对该类结构进行力学分析时一般采用二维轴对称模型,但载荷、温度
反应堆冷却剂系统发生失水事故(LOCA)时,会诱发核辅助系统管道运动产生惯性效应和牵连位移效应.本文采用通用有限元分析软件ANSYS和专用管道力学分析软件SYSPIPE,对这两种动
本研究结合工程实际,在主要考虑温度和压力载荷条件下,对管道系统应力分析时关于设备简化的问题进行探讨,提出可应用到工程实际的全模型法、梁结构简化法、简化模型法三种方
大亚湾与岭澳电站只给出了各个楼板的反应谱.在核级管道的设计中,对于在两个楼板之间的管道在抗震分析时,工程应用中通常为保守起见,选取比管道标高更高一层的楼板反应谱进行
钢制安全壳是核事故发生后的最后一道安全屏障.AP1000钢安全壳具有两个功能,一是事故工况下防止泄露,二是提供安全相关的最终热阱,其安全性非常重要.设计内压是钢安全壳承受
为了更好地解决核能系统的经济性、安全性、废物处理等问题,世界上核电发达国家开始进行第四代反应堆的研究。高温是第四代核能系统要共同面对的问题.高温给部件的设计带来了
CPU采用ST6367或ST6368的康佳D系列彩电,无论工作于TV或AV状态,遥控或手动关机后,再次开机总是工作于TV状态。若专用于接收AV信
CPU using ST6367 or ST6368 Konka D series
核级设备的抗震分析要求当设备低于反应谱刚性截断频率,各阶模态总参与质量未达到设备实际物理质量的90％时,应进行刚性模态修正.此文研究了刚性模态修正的理论与计算公式,采用