核电站热交换管道热疲劳损伤与寿命预测研究

发布时间：2020-09-15 21:05

　　进入新世纪以来，中国国民经济进入发展的快车道，对能源的需求量日益增多，在使用煤炭等化石燃料发电的同时，产生了大量废气，严重污染了环境。核电以其无污染、安全系数高以及便于布局等优点，越来越多的受到重视。核电站中的热交换管道常会因为低温水和高温水在管道内部混合，使管道表面及内部温度发生周期性变化，引起管道的热疲劳损伤，成为核电站的安全隐患。热疲劳现象十分复杂，影响因素多，目前还没有一种准确的定量评价热疲劳损伤寿命的理论，因此其试验研究就显得十分重要。通过设计一套合理的试验装置，可以准确模拟周期变化的温度场，在试样内部建立均匀的温度场和应力场，从而模拟热疲劳裂纹萌生及发展过程。通过进行热疲劳试验，可以对受热零部件的结构改进、材料选取、制造工艺以及寿命预测等方面提供有用数据。本课题设计了一种外约束热疲劳试验机，该试验机能够实现试样温度的周期性变化并可对试样完全约束，由热疲劳试样、加热系统、冷却系统、控制系统、测温系统和试验机底座等部分组成。为更好的模拟核电站热交换管道实际工况，试样设计为中空薄壁圆柱形试样，利用圆螺母约束在试验机底座上。加热系统是该热疲劳试验机的核心部件，采用电磁感应加热。冷却采用强制水冷，加热及冷却时间均由基于时间的控制系统控制完成。本文在基于电磁感应加热相关理论的基础上，利用有限元分析软件探讨了感应线圈几何参数和感应加热电源系统的电参数对加热所得温度场的影响，并利用自制的热疲劳试验机进行了热疲劳试验，对感应加热所得温度场进行了验证，得到了热疲劳循环次数与热疲劳裂纹萌生长度关系的数据。同时利用断裂力学的理论，基于Paris公式得到了热疲劳裂纹扩展剩余寿命预测模型。通过试验验证，本试验机的感应加热系统满足热疲劳试验的温度要求，能够在试样上产生均匀的一维温度场，保证了试验结果的可靠性。通过对六根热疲劳试样进行热疲劳试验，获得了热疲劳裂纹萌生和热疲劳循环次数之间的关系，并提出了预测热交换管道热疲劳寿命损伤的剩余寿命预测模型，对核电站热交换管道的维护具有参考意义。
【学位单位】：沈阳工业大学
【学位级别】：硕士
【学位年份】：2015
【中图分类】：TM623
【部分图文】：

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图 1.1 压水堆核电站工作原理Fig. 1.1 Operation principle of pressurized water reactor nuclear power station压水堆核电站利用水作为慢化剂，燃料采用二氧化铀，由压水反应堆、一回路路、发电机、循环水及其他辅助系统组成。一回路的反应堆进行剧烈的核聚变热能，利用主泵将含有硼的高压冷却剂送入反应堆，同时带走反应堆热量。在通过蒸汽发生器时，热交换管道作为传热介质，热量便传递给了二回路系统路中的水经过加热沸腾而产生水蒸汽，水蒸汽通过带动汽轮机转动发电机发电压水堆核电站的换热设备常采用立式管路蒸汽发生器，结构如图 1.2 所示。

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图 1.1 压水堆核电站工作原理ration principle of pressurized water reactor nuclear用水作为慢化剂，燃料采用二氧化铀，由压水及其他辅助系统组成。一回路的反应堆将含有硼的高压冷却剂送入反应堆，同时带器时，热交换管道作为传热介质，热量便传热沸腾而产生水蒸汽，水蒸汽通过带动汽轮换热设备常采用立式管路蒸汽发生器，结构

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1.3 T 型管道产生热疲劳损伤原理mal fatigue damage principle diagram交换管道热疲劳损伤引起的事arley 核电站和 1988 年比利时的材上发生热疲劳开裂，称为 Fa岛 1 号机组的一回路冷段疏水皮埃尔 1 号机组一回路发生泄

【参考文献】