压力容器设计

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1、目录1.1 简介1.2 压力容器制造规程简介1.1 简介运输,储藏,接纳液体的容器,罐子,管路叫做压力容器.压力容器是内外具有压力差的容器.内 压力通常比外压力高除了某些特例的情况.容器内部的液体可能要在蒸汽锅炉里经历变化,或 者可能在化学反应中与其他试剂结合.压力容器经常伴随着高压高温,在某些情况下还有易燃 液体和高放射性材料.因为危险所以一定不能发生泄漏.此外这些容器必须小心设计去应对工 作温度和压力.应该在想到压力容器破裂可能会带来巨大的人身伤害和财产损失.工厂的安全 和完整性是压力容器设计最基本应该涉及到的,这依赖于设计准则的妥善性.当讨论压力容器的时候我们必须考虑罐子.压力容器和罐子

2、有非常显著的不同在它们的设 计和制造:罐子不像其他压力容器,大气压对它有限制,压力容器通常有内部结构,但是大多数 罐子没有（它们也被加热线圈和混合器限制）.压力容器被用于很多工业生产中 ,比如发电工业的石化和核能, 石化行业存储和处理原油 作为以及储存汽油在服务站，还有化学工业（化学反应器）,但很少.压力容器的运用遍布全 世界。事实上,压力容器和油罐对化工，石油，石化和核工业是必不可少的。物质反应，分 离，以及原料储存在这个级别的设备中。一般来说，加压设备被广泛运用在以储存和生产为 目的工厂。压力容器的大小和几何形状差别很大 ,从大尺寸圆柱状容器用于高压储气 ,到小尺寸圆筒 状容器用作飞机液压

3、单位。有些是埋在地下或深埋于海洋，但大多数是定位在地面或平台的 支持。压力容器通常呈球形或圆柱形圆顶结束。该圆筒状容器，一般首选，因为它们现在简 单生产上的问题，更好地利用可用空间。锅炉鼓，热交换器，化学反应器等，一般圆柱形。 球形容器有优势，要求更薄对于给定的压力墙，比同等直径的圆柱体。因此，他们是用于大 型气体或液体的容器，气冷核反应堆，核电厂安全壳建筑，等等。为在非常低的压力液体遏 制船只有时在构成裂球或在一滴的形状。这样做的好处的提供最佳的应力分布在水槽已满。一个典型的压力容器施工图 1.1 所示。一球形压力容器见图 1.2。这是一个特殊 pressurevessel,是一个真正的存储

4、领域。它作为一个功能，因为坦克其目的是为了保存一 种流体。然而，由于它这样做在上述压力大气，它可以被归类为压力容器。然而，这并不有 内部和在大气温度下运行。一个水平支持了半球形封头圆柱形压力容器和锥形过渡见图1.3。 这包括一个圆柱形主要外壳，半球头和几个喷嘴连接。该船几何大致可分为板和壳式配置。该板块式建设单位使用面积（闭路压力容器和热交换 器）抗弯曲压力，而壳式的膜行动工作在什么方式类似于发生在压力下的气球。一般来说， 壳式建筑是首选方式，因为它需要较少的厚度（可以被证明解析），因此需要较少的材料其 制造。如压力容器 andheat 器炮弹壳式压力组件，磁头不同的几何构型，并喷嘴主要由膜

5、抵制行动的压力。压力容器是由各种形状和大小，从几厘米（厘米）直径为50米（m）或更多的直径。可 能是压力低至0.25千帕（kPa）的到高达2000兆帕（MPA）的。该美国机械工程师学会（ASME） 的锅炉和压力容器规范，第八节， 1,1部指定的内部压力范围从0.1兆帕至30兆帕。压力 设备，如美国石油学会（API）储罐旨在限制内部压力，没有比这更产生了流体静压头载于 水箱。几个例子是本章规定。在核领域发电的冷却系统是利用数个。这两个厂通常核电厂发现周 期是压水堆和沸水堆。压水反应堆内反应堆压力容器是受到高冷却水的压力。该水被加热和 加压泵的循环水通过热交换器（蒸汽发生器）凡蒸汽涡轮生成的。核电

6、厂反应堆部分含有冷 却液称为主电路。在主电路中包括一重要的船只被称为增压器。冷却液量变化时，负载的变 化需要反应堆冷却剂的温度变化，当这种发生时，增压器作为主系统中的膨胀水箱，这使得 水经过热膨胀和收缩保持主回路压力几乎不变。如果压力允许波动太远，可能形成蒸汽气泡 在反应器加热面，这些气泡或空隙，如果反应堆堆芯内形成很大的改变反应堆功率输出。调 压槽的电加热元件位于低内提供所需的缓冲液的蒸气流冷却液。所有这些项目都包含在主电 路。图1.4显示了一个压水反应堆（PWR）船只。阿压水堆蒸汽发生器压水堆核电站稳压 器和一个数字都表明在1.5和1.6，分别为。该其余的植物被称为二次回路。蒸汽发生器产

7、生的蒸汽通过汽轮机，冷凝器通行证，凝水泵，给水泵，给水加热器和回蒸汽发生器。作为一个完整的植物成分压力容器的设计，以满足各种要求所确定的设计师和分析师负责 整体设计。在设计过程的第一步是选择所需的有关资料，以这种方式建立体的设计要求，如 图1.7。一旦设计要求已经建立，选择合适的材料和指定的设计代码将给出一个允许设计或 名义应力是用于压力容器的主要尺寸厚度。附加代码规则包括，如喷嘴，各种容器部件的设 计，法兰等。遵循这些规则中的各种安排组件是完成与失败分析。大多数种类失败的相关压 力容器的设计是依赖，因此压力既要保证充足的应力分布，并检查针对不同类型的假设失效 模式。建议的设计最后重申，直到最

8、经济，最可靠的产品获得。封面的功能要求设计的几何 参数，如的大小和形状，位置的渗透，等等。其中的一些参数可能必须在固定的合作与整体 设计队，但在多数情况下行为的压力容器设计自由在他或她的经验基础。在压力容器的安全设计是首要考虑，尤其是核反应堆压力容器，由于一个潜在的影响可能 的严重事故。不过总的来说，设计是一种妥协之间的经济和安全的考虑。对可能出现的风险 鉴于故障模式及其后果的努力权衡预防这种疾病必需的，由此产生的设计应达到足够的安全 标准以最低成本。安全性不能得到绝对保证的原因有两个。首先，实际对在服役期间加载式 可能会比预期更严重的设计阶段：不正常的，不可预测的发生过程中不可避免地加载压力

9、容 器的寿命。第二，我们的知识是很少足以一个合格的答案提供的材料断裂，应力状态下一定 条件下，等等。这是事实，虽然不能成功的根本机制不充分理解，有可能建立预防措施基于半经验方法根 据这一思路，压力容器可分为根据其严重程度因为这将影响行动失败的可能性及其后果这 些因素导致船只的分类从核反应堆压力容器的一端不等地下在其他水箱。设计素 在 ASME 锅炉和使用压力容器代码 1 的目的是未知的因素占相关的设计和设备 的建设。设计公式和应力分析方法一般近似有内置的假设。通常它是假定材料均 匀和各向同性的。在现实世界中的缺陷和材料不连续性，往往会偏离这个假设。1925 年，电力锅炉建设的规则采用的是一设计

10、因素5后来在1942 年减少到4， 大概以帮助节省钢材。 1955 年，在石化行业的新工艺是需要大量的设计压力， 要求壁厚船只须150至200毫米（毫米）。ASME规范压力船舶和法典委员会 决定成立一个特别工作组允许讲基于对 3 的设计因素。其目的是减少制造成本的 隐含假设，这可以适用于有限的材料，随着规则的断裂韧性随除设计规则的循环 操作（疲劳），而详细的应力分析被用于最荷载条件。委员会认为核压力容器代 码会更容易编写代码比压力船只使用石化过程。这是因为核压力容器只载蒸汽和 水，最大温度为800 华氏（427 摄氏度）。许多核电厂设计规范确定了疲劳评价 的设计周期应以基础 40 年的植物寿命

11、。 40 年来，是根据核植物能像去年的两 倍植物化石长（通常持续 20年）。对于循环作业设计是基于周期估计与40年的周期的 严重程度，根据估计最坏条件。这种设计方法是一个粗略的尝试，以确保自由疲劳裂纹在这 40 年期间。使用代码疲劳曲线，累计使用情况的因素是计算出被任意须比团结，这是基于 平等的估计要少周期数的假设40年。这一方法它的许多保守的设计要素，即应力因子2和 20 个周期。 .2开发建设的压力容器规范许多锅炉爆炸发生在 19 世纪末和通过初 1900。这导致了第一个代码为蒸汽制定建设锅 炉在1907年由美国马萨诸塞州联邦。在这次事件之后导致发展和ASME锅炉及出版压力 容器规范于19

12、14年，该公司要求规范设计，制造，锅炉及压力容器检验。 1921 年国家局 锅炉压力容器检验的组织方式促进一致的检验和测试。该科的出版物机车锅炉也出现在 1921年。ASME规范和ASTM （美国试验与材料协会）的材料规格合并在1924年。在第 八节火压力容器，首次出版出现于1925年。这份文件被称为一个理论一对5个安全因素。 石油工业并没有认为这是其目的和足够还需要更好地利用现有的材料。 1928年看到了焊接 压力容器的到来。对于更高的压力壳的焊接厚度进行了超过 70 毫米。这些无损检测之前， 需要服务（无损检测）。1934年，联合API的ASME委员会公布了一个不着火的压力第一 版容器规范

13、专门为石油工业。 1952 年，这两个单独的代码合并到一个单一的代码- 无火 的ASME压力容器规范，第八节。ASME压力容器规范的，第八节第2分部：“压力容器 另一规则，是在1968年出版的”和原代码成为第VIII部1： “压力容器。提供了一个相当大的提高的基本认识压力容器组件的行为后的发展在美国和欧洲的核电 计划在50年代后期和早期20世纪60年代。类似的发展可以发现，在英国，法国，德国和 日本代码的名字，但一些。到1960年的一个代码的需要商用核电站压力容器成为当务之急 这导致了 1963年版，第III部分出版物：“核压力船只。“这是一个分析程序设计理论的安全 系数3。第三节结束后公布：

14、”“核压力容器1963年，有必要修改的一般压力容器第八节。 ASME第八组代码段2： “压力容器备用规则表现为一个结果，提供了 3个安全理论因素。 在 1971 年，第三部分： 核电元件被列为（一）泵，（二）阀门，（三）管道。紧急和应力 限制故障情况进行了介绍。此外， 1971 年增编补充油罐。增编的1972年夏季推出的附录 G非韧性失败。关于故障条件的评估，附录F为包括在1972年冬季增编。支持的组件设计 和核心支撑结构出现在1973年冬季增编。1-9： ASME 第三部 1 完全用于核电组件，也包含了核泵的设计规则和阀门。反应堆的具 体领导和遏制船只识别到第二节第2分部于1975年出版的代

15、码。三对ASME第三节部1 款（注，数控和ND）覆盖设计和1级，2个装备建设和3分别。最严格的是1级，这就要 求分析设计。 2级证分析设计以及使用的公式。第3类规定设计公式，相当于第八条部1。 设计者评价了每个压力容器的安全功能，并应用相应的代码类。设计支持部1 艘第三节没 有规定在ASME规范。第三节有款的NF,这规定了第1类，2支持设计，3压力容器。该 1976年冬季增编变更设计的命名，正常，心烦，测试和故障条件，等级A，B，C和D服 务条件。在1982年增编，疲劳曲线延长至1011次。在1996年增编，高低温设备的设计 规则注册成立。1976年，出版了 3部载有规则运输辐照材料。对于在职的需要制定统一规 则核电厂检查导致了 1970年版发行第十一节：在役的核电站部件运行检验规则“。