核電廠上充管熱疲勞特性研究.pdf

1、核電廠的安全問(wèn)題一直以來(lái)是困擾許多想要利用核能的消費(fèi)者的主要問(wèn)題。組件的疲勞失效不僅是一種重要的故障，并且對(duì)核電廠來(lái)說(shuō)也是一個(gè)高危的安全隱患。核電廠的許多組件需要承受熱應(yīng)力，內(nèi)部壓力和熱瞬態(tài)。這些組件一次次的承受熱瞬態(tài)可能導(dǎo)致部件發(fā)生熱疲勞現(xiàn)象。長(zhǎng)期循環(huán)往復(fù)會(huì)使核電廠部件發(fā)生損壞。一些研究曾對(duì)彎管和三通管進(jìn)行研究，但對(duì)化容系統(tǒng)中的上充管還未進(jìn)行熱疲勞的分析。
　　上充管連接化容系統(tǒng)(RCV)和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCP)。為提高上充

2、管的安全性，使用流固耦合(FSI)的方法對(duì)管道系統(tǒng)的熱疲勞進(jìn)行分析評(píng)估。管道的溫度分布用ANSYS CFX軟件計(jì)算得出。使用ANSYS瞬態(tài)結(jié)構(gòu)分析，將溫度分布放入管道系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)模型中來(lái)得出熱應(yīng)力。使用ANSYS利用這些應(yīng)力進(jìn)一步研究管道系統(tǒng)的疲勞特性。對(duì)CFD進(jìn)行初始條件的設(shè)置;時(shí)間步長(zhǎng)未1s，總時(shí)間為200s，取k-ω湍流模型。
　　初步的實(shí)驗(yàn)結(jié)果表明熱分層現(xiàn)象出現(xiàn)在上充管與RCP系統(tǒng)管道的連接處，因此熱應(yīng)力出現(xiàn)的位置在兩管道連

3、接處。所以使用CFD來(lái)分析較小的模型。分析確定了湍流的作用，其類似于結(jié)構(gòu)的熱負(fù)荷。結(jié)果顯示，由于兩管連接處的流體不對(duì)稱，會(huì)產(chǎn)生繞流。使用有限元分析來(lái)映射結(jié)構(gòu)中的溫度變化。
　　有限元分析表明最大熱應(yīng)力和最易發(fā)生熱疲勞的位置在靠近主管道的環(huán)管處。發(fā)生熱應(yīng)力變化最大的位置在兩管道連接處，靠近RCP管道出口方向的一側(cè)管道。疲勞壽命最低處會(huì)出現(xiàn)在兩管連接處的最大應(yīng)力值處。這項(xiàng)研究能夠快速的評(píng)估上充管的疲勞特性，為建立一種可以減小核電廠疲勞