【摘要】：在核反應堆工程領域,熱分層現(xiàn)象廣泛存在于穩(wěn)壓器波動管、給水管等核級管道中。運行經(jīng)驗表明,這種現(xiàn)象影響了核反應堆以及設備的安全運行,會使波動管產(chǎn)生熱疲勞失效和裂縫生成,進而由于裂紋擴展而使管道破裂,導致核電廠發(fā)生嚴重的破口失水事故。IAEA也明確要求新建電廠必須考慮熱分層效應對穩(wěn)壓器波動管的完整性影響,對具有熱分層現(xiàn)象的核級管道需要進行熱疲勞監(jiān)測。在本研究中,以考慮熱分層情況下的穩(wěn)壓器波動管為對象,運用CFD方法對波動管的溫度分布和應力分布進行了分析研究,并基于C-M方程初步設計了熱疲勞監(jiān)測系統(tǒng)。本文采用三維實體建模的方式,建立了分析穩(wěn)壓器波動管熱分層效應的分析模型,并基于CFD法對熱分層現(xiàn)象進行了模擬,獲得了穩(wěn)壓器波動管溫度載荷。對考慮熱分層的情況下的波動管應力進行有限元計算,并按照RCC-M規(guī)范,評定了波動管的結(jié)構(gòu)安全性并確定了波動管易損薄弱位置�？紤]反應堆升溫瞬態(tài)過程,對熱疲勞壽命監(jiān)測技術(shù)進行了研究。利用C#語言初步構(gòu)建了基于循環(huán)和壽命預測的熱疲勞監(jiān)測系統(tǒng)。開發(fā)的程序使用修正的應力計算公式計算波動管應力強度,使用雨流計數(shù)法統(tǒng)計應力幅值,使用C-M方程預測管道疲勞壽命。測試結(jié)果表明,程序能夠正確完成計算功能,能夠?qū)思壒艿赖臒崞趬勖M行監(jiān)測,可實現(xiàn)為工作人員提供直觀準確的壽命狀態(tài)顯示功能。本文研究工作為核電廠設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，，因此對波動管熱疲勞及壽命監(jiān)測技術(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)壓器波動管中出現(xiàn)的熱分層現(xiàn)象，所以在這兩個核電初期均未意識穩(wěn)壓器波動管的熱分層現(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展而發(fā)生破很可能發(fā)生核電廠嚴重的破口失水事故（LOCA事故）。下面先簡述熱分層現(xiàn)象討課題的國內(nèi)外研究現(xiàn)狀。.2 核級管系中的熱分層流動.2.1 熱分層現(xiàn)象

圖 1.2 反應堆啟動過程波動管一截面溫度監(jiān)測數(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，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
【學位授予單位】：哈爾濱工程大學
【學位級別】：碩士
【學位授予年份】：2015
【分類號】：TL38

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