進(jìn)入新世紀(jì)以來，中國國民經(jīng)濟(jì)進(jìn)入發(fā)展的快車道，對(duì)能源的需求量日益增多，在使用煤炭等化石燃料發(fā)電的同時(shí)，產(chǎn)生了大量廢氣，嚴(yán)重污染了環(huán)境。核電以其無污染、安全系數(shù)高以及便于布局等優(yōu)點(diǎn)，越來越多的受到重視。核電站中的熱交換管道常會(huì)因?yàn)榈蜏厮透邷厮诠艿纼?nèi)部混合，使管道表面及內(nèi)部溫度發(fā)生周期性變化，引起管道的熱疲勞損傷，成為核電站的安全隱患。 熱疲勞現(xiàn)象十分復(fù)雜，影響因素多，目前還沒有一種準(zhǔn)確的定量評(píng)價(jià)熱疲勞損傷壽命的理論，因此其試驗(yàn)研究就顯得十分重要。通過設(shè)計(jì)一套合理的試驗(yàn)裝置，可以準(zhǔn)確模擬周期變化的溫度場，在試樣內(nèi)部建立均勻的溫度場和應(yīng)力場，從而模擬熱疲勞裂紋萌生及發(fā)展過程。通過進(jìn)行熱疲勞試驗(yàn)，可以對(duì)受熱零部件的結(jié)構(gòu)改進(jìn)、材料選取、制造工藝以及壽命預(yù)測等方面提供有用數(shù)據(jù)。 本課題設(shè)計(jì)了一種外約束熱疲勞試驗(yàn)機(jī)，該試驗(yàn)機(jī)能夠?qū)崿F(xiàn)試樣溫度的周期性變化并可對(duì)試樣完全約束，由熱疲勞試樣、加熱系統(tǒng)、冷卻系統(tǒng)、控制系統(tǒng)、測溫系統(tǒng)和試驗(yàn)機(jī)底座等部分組成。為更好的模擬核電站熱交換管道實(shí)際工況，試樣設(shè)計(jì)為中空薄壁圓柱形試樣，利用圓螺母約束在試驗(yàn)機(jī)底座上。加熱系統(tǒng)是該熱疲勞試驗(yàn)機(jī)的核心部件，采用電磁感應(yīng)加熱。冷卻采用強(qiáng)制水冷，加熱及冷卻時(shí)間均由基于時(shí)間的控制系統(tǒng)控制完成。 本文在基于電磁感應(yīng)加熱相關(guān)理論的基礎(chǔ)上，利用有限元分析軟件探討了感應(yīng)線圈幾何參數(shù)和感應(yīng)加熱電源系統(tǒng)的電參數(shù)對(duì)加熱所得溫度場的影響，并利用自制的熱疲勞試驗(yàn)機(jī)進(jìn)行了熱疲勞試驗(yàn)，對(duì)感應(yīng)加熱所得溫度場進(jìn)行了驗(yàn)證，得到了熱疲勞循環(huán)次數(shù)與熱疲勞裂紋萌生長度關(guān)系的數(shù)據(jù)。同時(shí)利用斷裂力學(xué)的理論，基于Paris公式得到了熱疲勞裂紋擴(kuò)展剩余壽命預(yù)測模型。 通過試驗(yàn)驗(yàn)證，本試驗(yàn)機(jī)的感應(yīng)加熱系統(tǒng)滿足熱疲勞試驗(yàn)的溫度要求，能夠在試樣上產(chǎn)生均勻的一維溫度場，保證了試驗(yàn)結(jié)果的可靠性。通過對(duì)六根熱疲勞試樣進(jìn)行熱疲勞試驗(yàn)，獲得了熱疲勞裂紋萌生和熱疲勞循環(huán)次數(shù)之間的關(guān)系，并提出了預(yù)測熱交換管道熱疲勞壽命損傷的剩余壽命預(yù)測模型，對(duì)核電站熱交換管道的維護(hù)具有參考意義。
【學(xué)位單位】：沈陽工業(yè)大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：碩士
【學(xué)位年份】：2015
【中圖分類】：TM623
【部分圖文】：

圖 1.1 壓水堆核電站工作原理Fig. 1.1 Operation principle of pressurized water reactor nuclear power station壓水堆核電站利用水作為慢化劑，燃料采用二氧化鈾，由壓水反應(yīng)堆、一回路路、發(fā)電機(jī)、循環(huán)水及其他輔助系統(tǒng)組成。一回路的反應(yīng)堆進(jìn)行劇烈的核聚變熱能，利用主泵將含有硼的高壓冷卻劑送入反應(yīng)堆，同時(shí)帶走反應(yīng)堆熱量。在通過蒸汽發(fā)生器時(shí)，熱交換管道作為傳熱介質(zhì)，熱量便傳遞給了二回路系統(tǒng)路中的水經(jīng)過加熱沸騰而產(chǎn)生水蒸汽，水蒸汽通過帶動(dòng)汽輪機(jī)轉(zhuǎn)動(dòng)發(fā)電機(jī)發(fā)電壓水堆核電站的換熱設(shè)備常采用立式管路蒸汽發(fā)生器，結(jié)構(gòu)如圖 1.2 所示。

圖 1.1 壓水堆核電站工作原理ration principle of pressurized water reactor nuclear用水作為慢化劑，燃料采用二氧化鈾，由壓水及其他輔助系統(tǒng)組成。一回路的反應(yīng)堆將含有硼的高壓冷卻劑送入反應(yīng)堆，同時(shí)帶器時(shí)，熱交換管道作為傳熱介質(zhì)，熱量便傳熱沸騰而產(chǎn)生水蒸汽，水蒸汽通過帶動(dòng)汽輪換熱設(shè)備常采用立式管路蒸汽發(fā)生器，結(jié)構(gòu)

1.3 T 型管道產(chǎn)生熱疲勞損傷原理mal fatigue damage principle diagram交換管道熱疲勞損傷引起的事arley 核電站和 1988 年比利時(shí)的材上發(fā)生熱疲勞開裂，稱為 Fa島 1 號(hào)機(jī)組的一回路冷段疏水皮埃爾 1 號(hào)機(jī)組一回路發(fā)生泄

【參考文獻(xiàn)】

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本文編號(hào)：2819465