核电厂上充管热疲劳特性研究

发布时间：2020-09-12 19:12

　　核电厂的安全问题一直以来是困扰许多想要利用核能的消费者的主要问题。组件的疲劳失效不仅是一种重要的故障,并且对核电厂来说也是一个高危的安全隐患。核电厂的许多组件需要承受热应力,内部压力和热瞬态。这些组件一次次的承受热瞬态可能导致部件发生热疲劳现象。长期循环往复会使核电厂部件发生损坏。一些研究曾对弯管和三通管进行研究,但对化容系统中的上充管还未进行热疲劳的分析。上充管连接化容系统(RCV)和反应堆冷却剂系统(RCP)。为提高上充管的安全性,使用流固耦合(FSI)的方法对管道系统的热疲劳进行分析评估。管道的温度分布用ANSYS CFX软件计算得出。使用ANSYS瞬态结构分析,将温度分布放入管道系统的结构模型中来得出热应力。使用ANSYS利用这些应力进一步研究管道系统的疲劳特性。对CFD进行初始条件的设置;时间步长未1s,总时间为200s,取k-ω湍流模型。初步的实验结果表明热分层现象出现在上充管与RCP系统管道的连接处,因此热应力出现的位置在两管道连接处。所以使用CFD来分析较小的模型。分析确定了湍流的作用,其类似于结构的热负荷。结果显示,由于两管连接处的流体不对称,会产生绕流。使用有限元分析来映射结构中的温度变化。有限元分析表明最大热应力和最易发生热疲劳的位置在靠近主管道的环管处。发生热应力变化最大的位置在两管道连接处,靠近RCP管道出口方向的一侧管道。疲劳寿命最低处会出现在两管连接处的最大应力值处。这项研究能够快速的评估上充管的疲劳特性,为建立一种可以减小核电厂疲劳损害的方法提供有价值的信息。
【学位单位】：华北电力大学(北京)
【学位级别】：硕士
【学位年份】：2017
【中图分类】：TM623

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