承压反应釜的屈曲分析和临界载荷预测*

吴志强 陈 涛 王 兵 何承代 余 兵 许根富

（杭州市特种设备检测研究院)

承压反应釜的屈曲分析和临界载荷预测*

吴志强**陈 涛 王 兵 何承代 余 兵 许根富

（杭州市特种设备检测研究院)

采用有限元分析手段，对一典型的反应釜结构进行力学分析，并根据模态分析结果对其稳定性进行校核。该方法可为薄壁壳体类承压设备的失稳分析提供参考。

反应釜 屈曲 力学分析 模态 有限元 稳定性

0 引言

承压反应釜是化工、制药等行业中常见的典型特种设备，其中部分反应釜由于工艺需要，常处于复杂的组合工况中运行，并且由于热交换需要，反应釜采用带夹套的结构，除承受本体内部压力以外，本体外部的夹套中也存在一定的压力。在本体和夹套操作压力组合工况下，反应釜这种薄壁壳体容器有可能产生较大的应力和应变，导致稳定性变差，进而发生屈曲，或称失稳，最终造成设备失效。因此，对承受复杂组合工况的反应釜进行失稳特性的力学分析是必要的。

近年来，薄壁壳体的屈曲问题一直是业内研究的一个热点，并已取得很多科研成果[1-7]。本文采用有限元分析手段，对带换热夹套的反应釜进行了力学分析和模态分析，并基于分析结果对反应釜失稳特性进行讨论。该方法可为薄壁壳体类承压设备的失稳分析提供参考。

1 计算模型和方法

1.1 物理模型

反应釜的结构及尺寸参数如图1所示。反应釜基本参数见表1。

表1 反应釜本体材料及运行参数

按照ASMEⅧ,Division 2中第5.4.1.2款的类型-1失稳准则，设计时稳定性安全系数应取2.5；按照我国GB 150中的相关规定，对圆筒其稳定性安全系数应取2.7。综合以上两种设计标准，最后在分析中采取偏保守的算法，安全系数取为2.7。

图1 反应釜结构

1.2 数值计算模型

对反应釜容器本体和夹套部分进行整体三维建模，考虑对称因素，简化为反应釜的1/2几何模型，赋予反应釜部件相应的材料属性和厚度 （取15.1 mm），如图2所示。

图2 反应釜几何模型

采用ABAQUS-S4R壳单元结构化网格对反应釜模型进行离散化处理，该模型的网格划分如图3所示。

1.3 计算方法和边界条件

建立反应釜的有限元模型并施加所有相关的载荷及边界条件 （以夹套压力0.6 MPa为例）：

建立一个静态预载荷步并在该分析步中对反应釜内筒施加外压。在截面施加对称约束，在夹套、筒体与封头连接处施加位移边界条件Ux=Uy=Uz=0，如图4所示。

图3 反应釜有限元网格模型

预载荷压力=0.6 MPa。

建立一个屈曲步并要求至少3个特征值。在该分析步中对反应釜内筒施加扰动载荷。本分析工况下的扰动载荷为0.6 MPa。

2 分析结果讨论

2.1 模态分析结果

反应釜的模态分析结果如图5所示，截取了该模型前三阶模态，各阶模态的特征值分析结果如表2所示。

2.2 许用外压力 （失稳压力）预测

本文采用的失稳压力预测公式为：

其中，预载荷为失稳步骤前的总载荷；扰动载荷为失稳步骤中的步进载荷。因此，有：

图5 反应釜前三阶模态振型

表2 特征值预测结果

失稳压力的绝对值高于反应釜的载荷0.6 MPa，计算结果满足刚度要求。故内筒厚度取15.1 mm。

采用同样的分析方法可知，对于夹套压力为0.5 MPa的工况，内筒厚度应取14.0 mm；夹套压力为0.4 MPa的工况，内筒厚度应取12.8 mm。

2.3 不同安全系数下的稳定性校核

考虑稳定性安全系数为1.0的情况。取内筒厚度为9.9 mm，建立反应釜的有限元模型并施加所有相关的载荷及边界条件，分析并查看结果。

该工况下的前三阶模态分析结果如图6所示，特征值的预测结果见表3。

同样进行失稳压力的校核。

图6 反应釜前三阶模态振型 (安全系数为1.0的情况)

表3 特征值预测结果

同样，分析得到该安全系数下，夹套内部压力为0.5 MPa时，内筒厚度应取9.0 mm；夹套内部压力为0.4 MPa时，内筒厚度应取8.5 mm。

3 结论

（1）通过有限元分析，获得了不同夹套压力工况下反应釜各阶振型图和模态特征值的预测结果，也得到了反应釜在各阶模态下的变形情况，并校核了失稳压力，即临界屈曲载荷。

（2）通过模态分析和临界屈曲载荷的预测，得到了各安全系数下保证反应釜稳定性的最小壁厚。

（3）由有限元分析结果可见，随着壁厚增加，反应釜的各阶临界载荷呈增大趋势，表明该反应釜的稳定性设计是合理的。

[1]唐建生,刘红普,李晓静.极端工况下新型真空反应釜结构动力屈曲分析 [J].武汉理工大学学报,2009,31 (16)：146-149.

[2]彭英,杨平.结构动力屈曲的研究进展 [J].武汉理工大学学报：交通科学与工程版,2007,31(2） ：328-332.

[3]郭耀杰,陈焰周.压缩和弯曲共同作用下薄板屈曲分析与计算 [J].武汉理工大学学报,2008,30(2） ：58-61.

[4]何雄君，周莉娜，王启武.用有限元法求解基桩的屈曲临界载荷 [J].武汉理工大学学报,2003,25(6） ：25-27.

[5]晏汀,沈成武,张嵘峰.参激屈曲梁非线性现象的数值模拟 [J].武汉理工大学学报：交通科学与工程版, 2007,31(5)：868-871.

[6]杨平,马志敏.薄壁骨材的动力侧倾屈曲分析 [J].武汉理工大学学报：交通科学与工程版,2004,28(2)：167-170.

[7]翁智远.圆柱薄壳容器的振动与屈曲 [M].上海：上海科学技术出版社,2007.

Buckling Analysis and Critical Load Forecasting of Pressure Reactor

Wu Zhiqiang Chen Tao Wang Bing He ChengdaiYu Bing Xu Gengfu

Mechanical analysis was performed on the structure of a typical reactor using finite element analysis,and the reactor′s stability was checked according to the modal analytical results.This method can provide a reference to the destabilization analysis of thin-walled shell pressure-bearing equipment.

Reactor;Buckling;Mechanical analysis;Modal;Finite element;Stability

TQ 050.2

2014-04-24）

*项目资助：黑龙江省重点实验室开放课题No.hj201309。

**吴志强，男，1963年生，工程师。杭州市，310003。