基于流固耦合的核电站管道热应力及疲劳寿命研究

发布时间：2021-03-11 03:25

　　管道作为核电站中的重要组成部件,主要负责流体的传输。当非等温流在管内混合流动时,混合流会引起管壁附近温度的剧烈波动,并在管壁上产生循环热诱导应力。当热应力的范围足够大时,就很容易发生热疲劳损伤。核电站管道热疲劳问题严重影响了核电站安全。本课题针对核电站管道热疲劳问题,在ANSYS Workbench仿真平台的基础上,采用单向流固耦合分析法,分别建立了直管、弯管与T管结构固体域-流体域的有限元模型,从而进行数值模拟研究。具体研究内容如下:（1）基于弹性热力学、有限元理论、流固耦合理论,研究了同等条件下直管、弯管与T管三种不同结构类型的管道在入口流速和入口温度等工况下的热应力状态。结果表明管道容易在结构不连续处产生应力集中与疲劳损伤现象;且相同条件下,不同结构类型的管道受到的热应力具有较大差异,其中T型管道结构最容易产生应力集中现象,受到的应力值也最大。（2）进一步地,研究了冷热混合条件下流速、温度负载和支管内径等不同工况对T管混合区域热应力的影响。结果表明支管冷流流速的增加或主管热流流速的减小可以显著降低管道在应力集中区域受到的最大应力值;管壁在混合区域的最大热应力值受平均温度的影响比温... 

【文章来源】：杭州电子科技大学浙江省

【文章页数】：60 页

【学位级别】：硕士

【部分图文】：

压水堆核电站的工作原理图

杭州电子科技大学硕士学位论文2图1.1压水堆核电站的工作原理图压水堆核电站主要由核岛与常规岛两大部分通过一系列的管道、阀门以及其他系统连接后组成，其工作原理示意图如图1.1所示。核岛主要包括一回路系统（即反应堆冷却剂系统）、反应堆芯、主冷却剂泵、蒸汽发生器、稳压器、控制棒以及驱动机构等部分；常规岛则与常规火电厂类似，由二回路系统（即蒸汽和动力转换系统）、汽轮发电机、给水泵、凝汽器以及循环水等部分构成。压水堆核电站主要以水或含硼水溶剂作为冷却剂，二氧化铀作为其燃料，当核岛中的反应堆因核变产生大量热能后，则利用主冷却剂泵将一回路中的冷却剂通过蒸汽发生器传递到二回路系统中，并同时带走反应堆中的部分热量；二回路系统中的水经过加热沸腾后生成蒸汽推动汽轮发电机组发电，而通过发电机组的水蒸汽经过冷凝器冷却变成液态水后便会重新进入二回路进行循环[9]。图1.2沸水堆核电站的工作原理图沸水堆核电站以沸水堆作为热源，由控制棒、冷凝器以及反应堆等辅助系统构成，其工作原理示意图如图1.2所示。沸水堆核电站与压水堆核电站相比少了一个回路，其沸水堆因核变而产生的大量热能会将冷却剂直接汽化成水蒸气来推动汽轮发电机组发电，然后经过冷凝器冷却变成液态水后重新进入循环。

流固耦合下的管道热应力与疲劳分析流程图

【参考文献】：
期刊论文
[1]BP公司在2019年世界能源统计年鉴中指出世界正走在一条不可持续的道路上[J]. 程薇.  石油炼制与化工. 2019(09)
[2]我国核能产业的新时代发展战略[J]. 樊柳言,安娴.  能源. 2019(09)
[3]世界主要国家能源消费碳排放脱钩及驱动因素研究[J]. 杨英明,孙健东.  煤炭工程. 2019(07)
[4]浅谈美国三里岛核电站事故经过及影响[J]. 石家磊,何宇浩,徐思倩.  科技经济导刊. 2019(16)
[5]工业管道系统流致疲劳寿命的数值模拟[J]. 尹晓文,田泽,韩阳,李志强.  高压物理学报. 2018(06)
[6]流固耦合数值方法研究概述与浅析[J]. 何涛.  振动与冲击. 2018(04)
[7]T型结构压力管道流固耦合模拟与试验验证[J]. 王武,陈涛,杨帅,吴大转,于思琦.  中国安全生产科学技术. 2017(10)
[8]两种常用疲劳寿命估算方法的可靠性对比[J]. 康乐.  工程建设与设计. 2017(14)
[9]核电厂辅助系统管道热疲劳浅析[J]. 路学明,高原,赵贺.  中小企业管理与科技(中旬刊). 2017(03)
[10]输流弯管流固耦合振动有限元分析[J]. 窦益华,于凯强,杨向同,曹银萍.  机械设计与制造工程. 2017(02)

博士论文
[1]焊接接头疲劳寿命智能评价方法及其应用研究[D]. 邹丽.大连交通大学 2017

硕士论文
[1]基于流固耦合的核电站管道热应力研究[D]. 刘旭.杭州电子科技大学 2017
[2]输水管道流固耦合振动试验及数值模拟[D]. 王泽深.哈尔滨工业大学 2016
[3]核电站管道热疲劳试验方法及寿命预测模型研究[D]. 王明明.沈阳工业大学 2014
[4]核电站管道流固耦合应力分析[D]. 陈锐强.大连理工大学 2013



本文编号：3075776