【摘要】：在核反應(yīng)堆工程領(lǐng)域,熱分層現(xiàn)象廣泛存在于穩(wěn)壓器波動(dòng)管、給水管等核級(jí)管道中。運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明,這種現(xiàn)象影響了核反應(yīng)堆以及設(shè)備的安全運(yùn)行,會(huì)使波動(dòng)管產(chǎn)生熱疲勞失效和裂縫生成,進(jìn)而由于裂紋擴(kuò)展而使管道破裂,導(dǎo)致核電廠發(fā)生嚴(yán)重的破口失水事故。IAEA也明確要求新建電廠必須考慮熱分層效應(yīng)對(duì)穩(wěn)壓器波動(dòng)管的完整性影響,對(duì)具有熱分層現(xiàn)象的核級(jí)管道需要進(jìn)行熱疲勞監(jiān)測(cè)。在本研究中,以考慮熱分層情況下的穩(wěn)壓器波動(dòng)管為對(duì)象,運(yùn)用CFD方法對(duì)波動(dòng)管的溫度分布和應(yīng)力分布進(jìn)行了分析研究,并基于C-M方程初步設(shè)計(jì)了熱疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)。本文采用三維實(shí)體建模的方式,建立了分析穩(wěn)壓器波動(dòng)管熱分層效應(yīng)的分析模型,并基于CFD法對(duì)熱分層現(xiàn)象進(jìn)行了模擬,獲得了穩(wěn)壓器波動(dòng)管溫度載荷。對(duì)考慮熱分層的情況下的波動(dòng)管應(yīng)力進(jìn)行有限元計(jì)算,并按照RCC-M規(guī)范,評(píng)定了波動(dòng)管的結(jié)構(gòu)安全性并確定了波動(dòng)管易損薄弱位置�？紤]反應(yīng)堆升溫瞬態(tài)過程,對(duì)熱疲勞壽命監(jiān)測(cè)技術(shù)進(jìn)行了研究。利用C#語言初步構(gòu)建了基于循環(huán)和壽命預(yù)測(cè)的熱疲勞監(jiān)測(cè)系統(tǒng)。開發(fā)的程序使用修正的應(yīng)力計(jì)算公式計(jì)算波動(dòng)管應(yīng)力強(qiáng)度,使用雨流計(jì)數(shù)法統(tǒng)計(jì)應(yīng)力幅值,使用C-M方程預(yù)測(cè)管道疲勞壽命。測(cè)試結(jié)果表明,程序能夠正確完成計(jì)算功能,能夠?qū)思?jí)管道的熱疲勞壽命進(jìn)行監(jiān)測(cè),可實(shí)現(xiàn)為工作人員提供直觀準(zhǔn)確的壽命狀態(tài)顯示功能。本文研究工作為核電廠設(shè)備的老化管理和延壽提供了一定的理論和數(shù)據(jù)支撐。
【圖文】：

第 1 章 緒論回路壓力調(diào)節(jié)的可行性，，因此對(duì)波動(dòng)管熱疲勞及壽命監(jiān)測(cè)技術(shù)的研究是有意義也重要的。我國秦山核電站一期和大亞灣核電站均于90年代初期并網(wǎng)發(fā)電，由于NRC在1才發(fā)表公告要求業(yè)主考慮穩(wěn)壓器波動(dòng)管中出現(xiàn)的熱分層現(xiàn)象，所以在這兩個(gè)核電初期均未意識(shí)穩(wěn)壓器波動(dòng)管的熱分層現(xiàn)象及其所帶來的危害。因此，這些核電站能會(huì)因工質(zhì)的熱分層現(xiàn)象發(fā)生管道的穿壁裂紋。一旦管系由于裂紋擴(kuò)展而發(fā)生破很可能發(fā)生核電廠嚴(yán)重的破口失水事故（LOCA事故）。下面先簡(jiǎn)述熱分層現(xiàn)象討課題的國內(nèi)外研究現(xiàn)狀。.2 核級(jí)管系中的熱分層流動(dòng).2.1 熱分層現(xiàn)象

圖 1.2 反應(yīng)堆啟動(dòng)過程波動(dòng)管一截面溫度監(jiān)測(cè)數(shù)據(jù)層發(fā)生的判據(jù).2 的數(shù)據(jù)記錄相關(guān)資料[11][12][13]表明，流體在水平管段產(chǎn)生分慣性力之比有關(guān)，我們可以用無量綱理查德森數(shù)iR 和其變形過iR 和rF 來判斷是否發(fā)生熱分層。2rieGRR 32irg D TG ieuDR 為浮力與粘性力大小之比，忽略粘性變化時(shí)，其大小直接取熱膨脹系數(shù)。雷諾數(shù)為慣性力和粘性力大小之比，忽略粘性變化，大小取決
【學(xué)位授予單位】：哈爾濱工程大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2015
【分類號(hào)】：TL38

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本文編號(hào)：2652162