管道作為核電站中的重要組成部件,主要負責流體的傳輸。當非等溫流在管內(nèi)混合流動時,混合流會引起管壁附近溫度的劇烈波動,并在管壁上產(chǎn)生循環(huán)熱誘導應(yīng)力。當熱應(yīng)力的范圍足夠大時,就很容易發(fā)生熱疲勞損傷。核電站管道熱疲勞問題嚴重影響了核電站安全。本課題針對核電站管道熱疲勞問題,在ANSYS Workbench仿真平臺的基礎(chǔ)上,采用單向流固耦合分析法,分別建立了直管、彎管與T管結(jié)構(gòu)固體域-流體域的有限元模型,從而進行數(shù)值模擬研究。具體研究內(nèi)容如下:（1）基于彈性熱力學、有限元理論、流固耦合理論,研究了同等條件下直管、彎管與T管三種不同結(jié)構(gòu)類型的管道在入口流速和入口溫度等工況下的熱應(yīng)力狀態(tài)。結(jié)果表明管道容易在結(jié)構(gòu)不連續(xù)處產(chǎn)生應(yīng)力集中與疲勞損傷現(xiàn)象;且相同條件下,不同結(jié)構(gòu)類型的管道受到的熱應(yīng)力具有較大差異,其中T型管道結(jié)構(gòu)最容易產(chǎn)生應(yīng)力集中現(xiàn)象,受到的應(yīng)力值也最大。（2）進一步地,研究了冷熱混合條件下流速、溫度負載和支管內(nèi)徑等不同工況對T管混合區(qū)域熱應(yīng)力的影響。結(jié)果表明支管冷流流速的增加或主管熱流流速的減小可以顯著降低管道在應(yīng)力集中區(qū)域受到的最大應(yīng)力值;管壁在混合區(qū)域的最大熱應(yīng)力值受平均溫度的影響比溫... 

【文章來源】：杭州電子科技大學浙江省

【文章頁數(shù)】：60 頁

【學位級別】：碩士

【部分圖文】：

壓水堆核電站的工作原理圖

杭州電子科技大學碩士學位論文2圖1.1壓水堆核電站的工作原理圖壓水堆核電站主要由核島與常規(guī)島兩大部分通過一系列的管道、閥門以及其他系統(tǒng)連接后組成，其工作原理示意圖如圖1.1所示。核島主要包括一回路系統(tǒng)（即反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)）、反應(yīng)堆芯、主冷卻劑泵、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、控制棒以及驅(qū)動機構(gòu)等部分；常規(guī)島則與常規(guī)火電廠類似，由二回路系統(tǒng)（即蒸汽和動力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)）、汽輪發(fā)電機、給水泵、凝汽器以及循環(huán)水等部分構(gòu)成。壓水堆核電站主要以水或含硼水溶劑作為冷卻劑，二氧化鈾作為其燃料，當核島中的反應(yīng)堆因核變產(chǎn)生大量熱能后，則利用主冷卻劑泵將一回路中的冷卻劑通過蒸汽發(fā)生器傳遞到二回路系統(tǒng)中，并同時帶走反應(yīng)堆中的部分熱量；二回路系統(tǒng)中的水經(jīng)過加熱沸騰后生成蒸汽推動汽輪發(fā)電機組發(fā)電，而通過發(fā)電機組的水蒸汽經(jīng)過冷凝器冷卻變成液態(tài)水后便會重新進入二回路進行循環(huán)[9]。圖1.2沸水堆核電站的工作原理圖沸水堆核電站以沸水堆作為熱源，由控制棒、冷凝器以及反應(yīng)堆等輔助系統(tǒng)構(gòu)成，其工作原理示意圖如圖1.2所示。沸水堆核電站與壓水堆核電站相比少了一個回路，其沸水堆因核變而產(chǎn)生的大量熱能會將冷卻劑直接汽化成水蒸氣來推動汽輪發(fā)電機組發(fā)電，然后經(jīng)過冷凝器冷卻變成液態(tài)水后重新進入循環(huán)。

流固耦合下的管道熱應(yīng)力與疲勞分析流程圖

【參考文獻】：
期刊論文
[1]BP公司在2019年世界能源統(tǒng)計年鑒中指出世界正走在一條不可持續(xù)的道路上[J]. 程薇.  石油煉制與化工. 2019(09)
[2]我國核能產(chǎn)業(yè)的新時代發(fā)展戰(zhàn)略[J]. 樊柳言,安嫻.  能源. 2019(09)
[3]世界主要國家能源消費碳排放脫鉤及驅(qū)動因素研究[J]. 楊英明,孫健東.  煤炭工程. 2019(07)
[4]淺談美國三里島核電站事故經(jīng)過及影響[J]. 石家磊,何宇浩,徐思倩.  科技經(jīng)濟導刊. 2019(16)
[5]工業(yè)管道系統(tǒng)流致疲勞壽命的數(shù)值模擬[J]. 尹曉文,田澤,韓陽,李志強.  高壓物理學報. 2018(06)
[6]流固耦合數(shù)值方法研究概述與淺析[J]. 何濤.  振動與沖擊. 2018(04)
[7]T型結(jié)構(gòu)壓力管道流固耦合模擬與試驗驗證[J]. 王武,陳濤,楊帥,吳大轉(zhuǎn),于思琦.  中國安全生產(chǎn)科學技術(shù). 2017(10)
[8]兩種常用疲勞壽命估算方法的可靠性對比[J]. 康樂.  工程建設(shè)與設(shè)計. 2017(14)
[9]核電廠輔助系統(tǒng)管道熱疲勞淺析[J]. 路學明,高原,趙賀.  中小企業(yè)管理與科技(中旬刊). 2017(03)
[10]輸流彎管流固耦合振動有限元分析[J]. 竇益華,于凱強,楊向同,曹銀萍.  機械設(shè)計與制造工程. 2017(02)

博士論文
[1]焊接接頭疲勞壽命智能評價方法及其應(yīng)用研究[D]. 鄒麗.大連交通大學 2017

碩士論文
[1]基于流固耦合的核電站管道熱應(yīng)力研究[D]. 劉旭.杭州電子科技大學 2017
[2]輸水管道流固耦合振動試驗及數(shù)值模擬[D]. 王澤深.哈爾濱工業(yè)大學 2016
[3]核電站管道熱疲勞試驗方法及壽命預(yù)測模型研究[D]. 王明明.沈陽工業(yè)大學 2014
[4]核電站管道流固耦合應(yīng)力分析[D]. 陳銳強.大連理工大學 2013



本文編號：3075776