核电厂管道应变疲劳的光纤原位监测与分析

发布时间：2021-03-23 11:44

　　开发了高温高压原位应变和温度监测装置,并应用于核电厂不锈钢疏水管道应变和温度的实时监测。通过监测和分析,确认了该管道因周期性冲击造成的低周应变疲劳是其焊缝开裂泄漏的主要原因,验证了监测装置的有效性,并针对性地提出了将管道由间歇疏水改造为连续疏水的合理化建议。 

【文章来源】：设备管理与维修. 2020,(19)

【文章页数】：3 页

【部分图文】：

图１高温高压原位应变和温度监测装置??

度分别达到７０?ｔ和４０?ｔ；左右，但开启瞬间几乎瞬间达到温度??峰值（１４０幻左右。应变、温度的变化周期均与阀门开闭周期基??本一致，但温度的变化由于需经过热传导过程，因此要滞后于应??变的变化。??弯前，??弯后、??８００００?２５０．００?ｙｋ??，ｒ??ａ）应变??弯前、，?弯后＼??＼??１５００．００??２５０．００?ｌ??隱⑷細丨｜?二＿??＋；ｕ）?１）０?ｌｏｏｍ?，??５〇．？？ｎ?ｔＳＡ??〇．〇〇０００??ｂ）温度??图３原位应变和温度测量结果三维显示??根据ＡＳＭＥ?ＢＰＶＣ?ＩＩＩ疲劳设计曲线按不锈钢弹性模量??ＥＺ１９５Ｘ１０３?ＭＰａ，对应弯前、弯后峰值应力分别为３１８?ＭＰａ和??２４０?ＭＰａ，对应到疲劳曲线上，其极限疲劳周次分别为１．７３Ｘ１０４??和图５），考虑８０?ｓ的疲劳周期，其疲劳寿命分别为??３８４?ｈ（１６?ｄ）和１０９３?ｈ（４５．５?ｄ）。应该指出，这是基于峰值应力??（应变）的保守计算，但是不到５ｘｌＷ的疲劳周次也充分证实了??低周（应变）疲劳开裂的合理性，较短的疲劳寿命也得到了修复??后不久即再次开裂的运行经验的验证。据此，该管道弯头焊缝泄??漏源于间歇式疏水阀开闭造成的冲击所带来的应变疲劳裂纹开??裂基本得到了确认。而焊缝作为管道连接的薄弱点，因其组织不??均匀性、结构突变等造成的组织和结构残余应力较大，促进了疲??｜?＾＝１９５?ＧＰａ?｜?：??３１８?ＭＰａ??２４０?ＭＰａ??ｚ??１０４??．．?．．．??ａ）应变??图４原位应变和温度测量结果最大截面??ｓｌｏ＾ｌｏ２??工作

温度变化进行实时原位场监测，相比于电??阻式应变片具有工艺简便、采样率高、动态响应好、直观性强等??优点。??通过开发的高温高压原位应变和温度监测装置，对核电厂??不锈钢抽汽疏水管道进行了实时监测，实现了管道整圈和轴向??应力和温度场测量，并明确了其间歇性冲击一应变＾氏周疲劳??的失效机制。??从上述分析可知，要根本上消除该管道的疲劳开裂失效，必??须消除冲击的源头，即疏水阀间歇性的开闭。因此，在完成监测??和分析后，建议核电厂将该管道的间歇式疏水改成用疏水器连??基本一致（图４）。同时测量的温度也在周期性变化，弯头前后温??度分别达到７０?ｔ和４０?ｔ；左右，但开启瞬间几乎瞬间达到温度??峰值（１４０幻左右。应变、温度的变化周期均与阀门开闭周期基??本一致，但温度的变化由于需经过热传导过程，因此要滞后于应??变的变化。??弯前，??弯后、??８００００?２５０．００?ｙｋ??，ｒ??ａ）应变??弯前、，?弯后＼??＼??１５００．００??２５０．００?ｌ??隱⑷細丨｜?二＿??＋；ｕ）?１）０?ｌｏｏｍ?，??５〇．？？ｎ?ｔＳＡ??〇．〇〇０００??ｂ）温度??图３原位应变和温度测量结果三维显示??根据ＡＳＭＥ?ＢＰＶＣ?ＩＩＩ疲劳设计曲线按不锈钢弹性模量??ＥＺ１９５Ｘ１０３?ＭＰａ，对应弯前、弯后峰值应力分别为３１８?ＭＰａ和??２４０?ＭＰａ，对应到疲劳曲线上，其极限疲劳周次分别为１．７３Ｘ１０４??和图５），考虑８０?ｓ的疲劳周期，其疲劳寿命分别为??３８４?ｈ（１６?ｄ）和１０９３?ｈ（４５．５?ｄ）。应该指出，这是基于峰值应力??（应变）的保守计算，但是不

【参考文献】：
期刊论文
[1]核电厂高压缸抽汽管线疏水管道焊缝泄漏原因[J]. 刘蛟,郑会,樊钊.  机械工程材料. 2018(05)



本文编号：3095730