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稳压器波动管热分层分析

核动力工程 2006年第6期27卷 13-17页

作者：张毅雄杨宇西安交通大学 710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

为评价热分层对稳压器波动管结构完整性的影响,从理论上分析了稳压器波动管热分层发生的条件。以百万千瓦级三环路压水堆核电厂核反应堆启堆为例,建立了热分层瞬态,研究了热分层应力计算方法,从理论上将一个复杂的三维应力分析问题简化... 详细信息

为评价热分层对稳压器波动管结构完整性的影响,从理论上分析了稳压器波动管热分层发生的条件。以百万千瓦级三环路压水堆核电厂核反应堆启堆为例,建立了热分层瞬态,研究了热分层应力计算方法,从理论上将一个复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题。结合ANSYS程序功能,提出了波动管热分层应力计算的工程方法。

关键词：稳压器波动管热分层应力分析

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稳压器波动管蠕变破裂失效尺寸敏感性分析

原子能科学技术 2011年第5期45卷 568-571页

作者：张龙飞王少明陈维军海军工程大学核能科学与工程系湖北武汉430033 南海舰队广东湛江524000

以压水堆严重事故最佳估算程序为计算工具,研究了严重事故中稳压器波动管不同失效尺寸对严重事故进程和结果的影响。计算分析表明,稳压器波动管失效尺寸设为当量直径15cm左右的破口时可获得一个相对保守的计算结果,失效尺寸在12cm以下或... 详细信息

以压水堆严重事故最佳估算程序为计算工具,研究了严重事故中稳压器波动管不同失效尺寸对严重事故进程和结果的影响。计算分析表明,稳压器波动管失效尺寸设为当量直径15cm左右的破口时可获得一个相对保守的计算结果,失效尺寸在12cm以下或18cm以上时,其计算结果没有15cm情况下的严重。研究结果可为深入研究压水堆核电厂严重事故现象提供参考。

关键词：压水堆严重事故稳压器波动管蠕变破裂失效

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稳压器波动管热分层应力及疲劳分析

核动力工程 2011年第1期32卷 6-9,20页

作者：余晓菲张毅雄中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610041

稳压器波动管内流体的温度分层引起管壁温度分层,从而在管道截面产生整体弯曲应力、局部热应力以及管道系统超过预期的位移和支撑载荷。将稳压器波动管的热分层这种复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题,利用SYSTUS程序和ROC... 详细信息

稳压器波动管内流体的温度分层引起管壁温度分层,从而在管道截面产生整体弯曲应力、局部热应力以及管道系统超过预期的位移和支撑载荷。将稳压器波动管的热分层这种复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题,利用SYSTUS程序和ROCOCO程序对秦山核电二期扩建工程稳压器波动管热分层的应力及疲劳进行了分析研究,计算了考虑热分层情况下管道的最大应力和疲劳使用系数。分析结果表明,管道在热分层效应下的应力、疲劳强度均满足RCC-M规范相关要求。

关键词：稳压器波动管热分层应力疲劳

瞬态工况下压水堆稳压器波动管热分层现象数值模拟

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原子能科学技术 2015年第1期49卷 58-63页

作者：郭超温丽晶刘宇生张盼马帅环境保护部核与辐射安全中心北京100082

利用计算流体动力学软件ANSYS/CFX,对秦山核电二期扩建工程2×650 MW压水堆核电站四号机组核岛厂房的稳压器波动管进行了三维全尺寸非稳态计算。建立了波动管整体和不同截面的热分层瞬态,对管内热分层流动与换热进行了研究。研究结果表... 详细信息

利用计算流体动力学软件ANSYS/CFX,对秦山核电二期扩建工程2×650 MW压水堆核电站四号机组核岛厂房的稳压器波动管进行了三维全尺寸非稳态计算。建立了波动管整体和不同截面的热分层瞬态,对管内热分层流动与换热进行了研究。研究结果表明:同一截面内高温层流体和低温层流体的升温方式不同;不同截面位置的管内流动温度分布特性差别较大,但均呈现分层流体温差先增大后减小的趋势。计算结果可为后续波动管热应力分析及寿命评价提供一定基础。

关键词：瞬态工况稳压器波动管热分层数值模拟

AP1000稳压器波动管竖直管段空气-水CCFL实验研究

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核动力工程 2020年第1期41卷 7-14页

作者：蔚江涛田文喜苏光辉秋穗正西安交通大学核科学与技术学院西安710049 中陕核核盛科技有限公司西安710100

使用竖直管代替波动管模型开展稳压器波动管竖直管段内空气-水两相逆流限制(CCFL)特性可视化实验研究。实验现象表明:竖直管与上容器接口处的局部CCFL决定了进入竖直管内的液相流量;竖直管内的局部CCFL决定了从竖直管流出的液相流量;两... 详细信息

使用竖直管代替波动管模型开展稳压器波动管竖直管段内空气-水两相逆流限制(CCFL)特性可视化实验研究。实验现象表明:竖直管与上容器接口处的局部CCFL决定了进入竖直管内的液相流量;竖直管内的局部CCFL决定了从竖直管流出的液相流量;两处局部CCFL均随空气流量的增大而增强。在较低气量情况,进入竖直管内的液相能够完全或大部分流出,竖直管内的局部CCFL较弱,上容器和竖直管接口处的局部CCFL在整体CCFL中占主导地位,整体CCFL程度随着上容器液位升高而略有增强。在高气量情况,从上容器进入竖直管的液相大部分或者完全被限制而不能向下流出,竖直管内的局部CCFL强烈,在整体CCFL中占主导地位,整体CCFL特性不受上容器液位变化的影响。通过实验数据拟合得到了新的稳压器竖直管CCFL模型。稳压器波动管CCFL数据和稳压器竖直管CCFL数据基本重合,表明波动管CCFL主要由CCFL-U决定。

关键词： AP1000 稳压器波动管竖直管段 CCFL

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稳压器波动管考虑热分层影响的疲劳分析

原子能科学技术 2008年第S2期42卷 448-453页

作者：梁兵兵李岗王高阳上海核工程研究设计院上海200233

在核电厂中,稳压器波动管及波动管热段三通是保证核电厂反应堆冷却剂压力边界完整性的重要设备。其属于核安全1级设备,承受内压、自重、热胀、地震及各种正常加异常工况下的温度和压力瞬态,特别对于压水堆核电厂的波动管,还会承受热分... 详细信息

在核电厂中,稳压器波动管及波动管热段三通是保证核电厂反应堆冷却剂压力边界完整性的重要设备。其属于核安全1级设备,承受内压、自重、热胀、地震及各种正常加异常工况下的温度和压力瞬态,特别对于压水堆核电厂的波动管,还会承受热分层导致的总体和局部载荷。热分层现象的反复出现增加了管道及接管嘴处出现疲劳失效(贯穿管壁裂纹)的可能性。本文阐述了对波动管热分层实施温度测量的方案,及对测量结果的分析处理;建立分析热分层整体应力和局部应力,以及波动管疲劳分析的计算模型;确立合理且切实可行的波动管疲劳分析所需的分析瞬态。上述方法已在"300 MWe PWRNPP稳压器波动管热分层"课题研究得到鉴定,并在实际的寿命管理等工程项目中发挥了重要作用。

关键词：稳压器波动管热分层疲劳评定

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压水堆稳压器波动管热分层的分析研究

核动力工程 2009年第S2期30卷 31-34页

作者：李澍曹小伟中广核工程有限公司广东深圳518124

热分层是管道水平管段中相对滞止或缓慢流动的冷、热流体因缺少混合而产生的不均匀温度分布现象。通过稳压器波动管热分层现象产生的原因和机理分析,并对稳压器波动管热分层现象进行数值模拟,建立了不同稳压器内部不同截面的热分层瞬态。

关键词：稳压器波动管热分层数值分析

基于修正AIAD模型的稳压器波动管CCFL现象数值模拟

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核技术 2020年第1期43卷 79-84页

作者：赵柏阳李冬杨已颢张永祺上海电力大学能源与机械工程学院

现阶段采用的第三代核电技术广泛引入非能动自动卸压系统,提高了反应堆的安全性,但是破口事故后可能引发的气液相向流动限制现象(Counter-Current Flow Limitation,CCFL)会增加稳压器波动管自身的安全风险,因此对稳压器波动管中CCFL现... 详细信息

现阶段采用的第三代核电技术广泛引入非能动自动卸压系统,提高了反应堆的安全性,但是破口事故后可能引发的气液相向流动限制现象(Counter-Current Flow Limitation,CCFL)会增加稳压器波动管自身的安全风险,因此对稳压器波动管中CCFL现象的研究非常重要。本文采用自由表面模型结合修正的AIAD(Algebraic Interfacial Area Density)模型对稳压器波动管CCFL现象进行了三维数值模拟。通过与之对应的实验现象比较,结果分析表明:所使用的模型可以正确模拟该现象下汽液两相的相间作用;并通过对气相流速和倾斜角的敏感性分析,可以得到如下结论:阻塞的推进主要受初始气相流速和稳压器波动管倾斜角的影响,在靠近管道起始点的位置主要受初始气相流速影响,远离管道起始点的位置主要受倾斜角的影响。

关键词：气液相向流动限制现象稳压器波动管修正的AIAD模型

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稳压器波动管的热应力分析

稳压器波动管的热应力分析

作者：孙巧智华北电力大学(北京)

学位级别：硕士

反应堆冷却剂系统压力边界是电站安全的一道关键屏障,其结构完整性必须得到保证。稳压器波动管连接反应堆冷却剂系统主管道和稳压器,属于反应堆冷却剂系统的关键性一回路压力边界段,属核安全一级管道。流场、热场与结构的相互作用产生... 详细信息

反应堆冷却剂系统压力边界是电站安全的一道关键屏障,其结构完整性必须得到保证。稳压器波动管连接反应堆冷却剂系统主管道和稳压器,属于反应堆冷却剂系统的关键性一回路压力边界段,属核安全一级管道。流场、热场与结构的相互作用产生的应力,热应力以及热疲劳是影响反应堆冷却剂管道热管段的原因之一。本论文主要利用ANSYS有限元软件完成对稳压器波动管的热与结构耦合分析、模态分析、以及热流结构耦合分析和对AP1000反应堆冷却剂管道热管段流热结构耦合分析。通过软件建立稳压器波动管以及AP1000反应堆冷却剂管道热管段的模型,赋予模型其实体材料的相关参数如弹性模量、泊松比、导热系数等,对模型施加工作载荷(主要是温度和压力)和相关的约束进行管路的流固热耦合分析,通过软件的计算结果来分析波动管的受力特征,预测出最大应力的位置,并结合模型产生的位移特征分析波动管以及热管段的破损失效特点。正常工况,波动管工作于高温和高压环境之下。高温与高压都可能导致波动管管壁产生较大的应力,为分析波动管产生应力的主要环境因素,本文首先对波动管进行热与结构的耦合场分析。计算预测了稳压器波动管在正常的工作条件下受到的热应力最大的位置,及波动管最大变形的位置。利用CFD有限元软件分别对波动管进行流固耦合分析计算以及热流固耦合分析计算。计算结果显示,流固热耦合分析得到的管壁受到的最大应力要比正常仅考虑流固耦合分析得到的数据大的多,而流场变化不大。考虑到流场、热场以及结构的相互作用更符合压水堆稳压器波动管的正常工作下的实际情况,此研究可为水堆稳压器波动管的安全设计提供了更为符合实际理论参考数据。利用CFD对AP1000反应堆冷却剂管道热管段进行了流固耦合分析和流固热耦合分析,计算结果显示,流固热耦合分析得到的热管段管壁受到的最大应力要比正常仅考虑流固耦合分析得到的数据大三个数量级,而流场变化不大。

关键词：稳压器波动管 ANSYS CFD 热固耦合模态分析热流固耦合