發(fā)布時(shí)間：2021-03-11 03:25

　　管道作為核電站中的重要組成部件,主要負(fù)責(zé)流體的傳輸。當(dāng)非等溫流在管內(nèi)混合流動(dòng)時(shí),混合流會(huì)引起管壁附近溫度的劇烈波動(dòng),并在管壁上產(chǎn)生循環(huán)熱誘導(dǎo)應(yīng)力。當(dāng)熱應(yīng)力的范圍足夠大時(shí),就很容易發(fā)生熱疲勞損傷。核電站管道熱疲勞問(wèn)題嚴(yán)重影響了核電站安全。本課題針對(duì)核電站管道熱疲勞問(wèn)題,在ANSYS Workbench仿真平臺(tái)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(jìn)行數(shù)值模擬研究。具體研究?jī)?nèi)容如下:（1）基于彈性熱力學(xué)、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(lèi)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(lèi)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(jìn)一步地,研究了冷熱混合條件下流速、溫度負(fù)載和支管內(nèi)徑等不同工況對(duì)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(lái)源】：杭州電子科技大學(xué)浙江省

【文章頁(yè)數(shù)】：60 頁(yè)

【學(xué)位級(jí)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(xué)碩士學(xué)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(guò)一系列的管道、閥門(mén)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(dòng)機(jī)構(gòu)等部分；常規(guī)島則與常規(guī)火電廠類(lèi)似，由二回路系統(tǒng)（即蒸汽和動(dòng)力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)）、汽輪發(fā)電機(jī)、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(dāng)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(guò)蒸汽發(fā)生器傳遞到二回路系統(tǒng)中，并同時(shí)帶走反應(yīng)堆中的部分熱量；二回路系統(tǒng)中的水經(jīng)過(guò)加熱沸騰后生成蒸汽推動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)組發(fā)電，而通過(guò)發(fā)電機(jī)組的水蒸汽經(jīng)過(guò)冷凝器冷卻變成液態(tài)水后便會(huì)重新進(jìn)入二回路進(jìn)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(gè)回路，其沸水堆因核變而產(chǎn)生的大量熱能會(huì)將冷卻劑直接汽化成水蒸氣來(lái)推動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)組發(fā)電，然后經(jīng)過(guò)冷凝器冷卻變成液態(tài)水后重新進(jìn)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(xiàn)】：
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