This paper describes the experiment

This paper describes the experimental stress analysis and low cycle fatigue test of one 24-in. dia, schedule 40 carbon steel, ASA Standrd B16.9 tee performed by Combustion Engineering, Inc. This program is part of the Oak Ridge National Laboratory Piping Program for the development of design criteria for nuclear service piping components. The tee was instrumented with 230 rectangular strain gage rosettes. Elastic data was obtained for 12 loading conditions consisting of internal pressure and orthogonal pure moment and orthogonal direct forces applied individually to the free branch and run ends of the tee. One of the run ends of the tee was “built in” throughout the test. All loads were applied through pipe extensions welded to the tee. The tee was tested to failure in a low cycle fatigue test with an in-plane bending moment on the branch pipe. The tee was pressurized to the design pressure of 1025 psig during the fatigue test. A cyclic stress of approximately ±83,600 psi was imposed on the tee and a through-the-wall fatigue crack occurred at 18,532 cycles. Significant test results are summarized and compared with design values tabulated in the current issue of the Nuclear Power Piping Code, USAS B31.7-1969.

ผลลัพธ์ (ไทย) 1:

เอกสารนี้อธิบายความเครียดทดลองวิเคราะห์และทดสอบวงจรต่ำล้าหนึ่ง 24 ค่ะ dia เวลา 40 คาร์บอนเหล็ก ASA ห้องสแตน B16.9 ทีทำ โดยเผาไหม้วิศวกรรม inc โปรแกรมนี้เป็นส่วนหนึ่งของโอ๊กริดจ์แห่งชาติปฏิบัติการท่อโปรแกรมสำหรับการพัฒนาเกณฑ์การออกแบบสำหรับส่วนประกอบท่อบริการนิวเคลียร์ ทีนี้ถูก instrumented กับ 230 สี่เหลี่ยมต้องใช้เกจ rosettes ข้อมูลที่ยืดหยุ่นไม่ได้ 12 โหลดเงื่อนไขประกอบด้วยความดันภายในและช่วง orthogonal บริสุทธิ์ และ orthogonal ตรงแยกกับสาขาฟรี และรันของการที หนึ่งปลายใช้ของทีถูก "สร้าง" ตลอดการทดสอบ โหลดทั้งหมดถูกนำไปใช้ผ่านส่วนขยายท่อรอยเพื่อทีจะ ทีได้รับการทดสอบผิดล้าต่ำรอบทดสอบดัดเป็นเครื่องบินในขณะท่อสาขา ทีได้หนีการดันออกแบบของ 1025 psig ในระหว่างการทดสอบความอ่อนเพลีย ความเครียดวัฏจักรของประมาณ ±83, 600 psi ถูกเก็บในที และล้าผ่านผนังรอยแตกเกิดขึ้นที่รอบ 18,532 ผลการทดสอบอย่างมีนัยสำคัญสรุป และเปรียบเทียบกับค่าการออกแบบที่สนับสนุนในเรื่องพลังงานนิวเคลียร์ท่อรหัส USAS B31.7-1969 ปัจจุบัน

ผลลัพธ์ (ไทย) 2:

กระดาษนี้จะอธิบายการวิเคราะห์ความเครียดทดลองและการทดสอบความเมื่อยล้ารอบต่ำของหนึ่งใน 24 เส้นผ่าศูนย์กลางตาราง 40 เหล็กกล้าคาร์บอน, เอเอสเอที Standrd B16.9 ดำเนินการโดยการเผาไหม้วิศวกรรม, Inc โปรแกรมนี้เป็นส่วนหนึ่งของโอ๊กริดจ์ห้องปฏิบัติการแห่งชาติโครงการท่อสำหรับการพัฒนาเกณฑ์การออกแบบสำหรับส่วนประกอบท่อบริการนิวเคลียร์ ทีถูก instrumented กับโบประกัน 230 สายพันธุ์เป็นรูปสี่เหลี่ยมผืนผ้า ข้อมูลที่ยืดหยุ่นได้ 12 เงื่อนไขการโหลดประกอบด้วยความดันภายในและช่วงเวลาที่บริสุทธิ์มุมฉากและกองกำลังโดยตรงมุมฉากนำมาใช้เป็นรายบุคคลเพื่อสาขาฟรีและเรียกใช้ปลายของที หนึ่งในการเรียกใช้ปลายของทีได้รับการ "สร้างขึ้นใน" ตลอดการทดสอบ โหลดทั้งหมดถูกนำมาใช้ผ่านส่วนขยายของท่อเชื่อมติดกับที ทีได้รับการทดสอบความล้มเหลวในการทดสอบความเมื่อยล้ารอบต่ำที่มีช่วงเวลาที่ดัดในระนาบท่อสาขา ทีได้รับแรงดันสูงความดันการออกแบบของ 1,025 psig ในระหว่างการทดสอบความเมื่อยล้า ความเครียดเป็นวงกลมประมาณ± 83,600 ปอนด์ต่อตารางนิ้วถูกกำหนดไว้ในทีและผ่านผนังร้าวความเมื่อยล้าที่เกิดขึ้นในรอบ 18,532 ผลการทดสอบที่สําคัญสรุปได้และเมื่อเทียบกับค่าออกแบบ tabulated ในปัญหาปัจจุบันของรหัสไฟฟ้านิวเคลียร์ท่อ USAS B31.7-1969

ผลลัพธ์ (ไทย) 3:

กระดาษนี้จะอธิบายถึงการทดลองและทดสอบวงจรความเหนื่อยล้าความเครียดต่ำของ 24 . วัน , ตาราง 40 เหล็กกล้าคาร์บอน , อาสา standrd b16.9 ตี๋แสดงโดยวิศวกรรมการสันดาป , Inc . โปรแกรมนี้เป็นส่วนหนึ่งของต้นโอ๊กริดจ์ห้องปฏิบัติการแห่งชาติท่อโปรแกรมการพัฒนาเกณฑ์การออกแบบชิ้นส่วนท่อนิวเคลียร์บริการตี๋เป็น instrumented กับ 230 สี่เหลี่ยมสเตรนเกจโบ ข้อมูลที่ยืดหยุ่นได้เพื่อบรรทุก 12 ประกอบด้วยความดันภายในและบริสุทธิ์และบังคับโดยตรงซึ่งขณะนี้ซึ่งใช้แยกกับสาขาฟรีและใช้ปลายไม้ หนึ่งในวิ่งปลายที่ถูก " สร้าง " ตลอดการทดสอบโหลดไปทั้งหมดผ่านท่อส่วนขยายเชื่อมกับตี๋ . ทีทดสอบความล้มเหลวในรอบต่ำ ความเหนื่อยล้าทดสอบกับระนาบโมเมนต์ดัดในสาขาท่อ ตี๋ก็ดันไปออกแบบแรงดัน 625 ปอนด์ในระหว่างการทดสอบความล้า . ความเครียดเป็นวงกลมประมาณ± 83600 PSI ถูกกำหนดในตี๋และผ่านความเหนื่อยล้าที่ผนังร้าวที่เกิดขึ้นในรอบผลการทดสอบทางสถิติสรุปและเปรียบเทียบกับค่าออกแบบวิจัยในปัญหาปัจจุบันของพลังงานนิวเคลียร์ในท่อรหัส b31.7-1969 .