核電廠的安全問題一直以來是困擾許多想要利用核能的消費者的主要問題。組件的疲勞失效不僅是一種重要的故障,并且對核電廠來說也是一個高危的安全隱患。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。長期循環(huán)往復(fù)會使核電廠部件發(fā)生損壞。一些研究曾對彎管和三通管進行研究,但對化容系統(tǒng)中的上充管還未進行熱疲勞的分析。上充管連接化容系統(tǒng)(RCV)和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCP)。為提高上充管的安全性,使用流固耦合(FSI)的方法對管道系統(tǒng)的熱疲勞進行分析評估。管道的溫度分布用ANSYS CFX軟件計算得出。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)模型中來得出熱應(yīng)力。使用ANSYS利用這些應(yīng)力進一步研究管道系統(tǒng)的疲勞特性。對CFD進行初始條件的設(shè)置;時間步長未1s,總時間為200s,取k-ω湍流模型。初步的實驗結(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)的位置在兩管道連接處。所以使用CFD來分析較小的模型。分析確定了湍流的作用,其類似于結(jié)構(gòu)的熱負荷。結(jié)果顯示,由于兩管連接處的流體不對稱,會產(chǎn)生繞流。使用有限元分析來映射結(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。疲勞壽命最低處會出現(xiàn)在兩管連接處的最大應(yīng)力值處。這項研究能夠快速的評估上充管的疲勞特性,為建立一種可以減小核電廠疲勞損害的方法提供有價值的信息。
【學(xué)位單位】：華北電力大學(xué)(北京)
【學(xué)位級別】：碩士
【學(xué)位年份】：2017
【中圖分類】：TM623

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本文編號：2817795