發(fā)布時(shí)間：2020-11-18 04:41

　　 近年來，全國各地掀起核電建設(shè)的高潮，就核電機(jī)組在建規(guī)模來看，我國已居全球首位。2011年3月11日，日本發(fā)生的地震和海嘯導(dǎo)致福島核電站多臺(tái)反應(yīng)堆機(jī)組出現(xiàn)故障并發(fā)生核泄漏，受此影響，各國紛紛關(guān)注和反思各自國家核電設(shè)施的安全問題和核電未來發(fā)展問題。從核電發(fā)展史看，全球核能發(fā)展不會(huì)因事故而停止，每一次核事故都是對核電安全性的再認(rèn)識，促使核電安全理念和核電安全標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)一步提升。我國經(jīng)過了一系列的核電安檢，2012年10月24日，國務(wù)院常務(wù)會(huì)議再次討論并通過了《核電安全規(guī)劃（2011-2020年）》，因福島核電站泄漏事故而停擺的中國核電建設(shè)在2012年末重新啟動(dòng)，安全問題成為我國核電建設(shè)的重中之重。 核電站使用數(shù)以萬計(jì)的管道將核裂變的能量傳輸?shù)狡�輪機(jī)發(fā)電并將多余的熱量排出。核電站在非正常工況下（如反應(yīng)堆啟動(dòng)-停堆過程，系統(tǒng)狀態(tài)切換，閥門泄露）熱交換管道遭受熱疲勞損傷。核電站即使在正常工作中這些管道的溫度也會(huì)發(fā)生循環(huán)變化而遭受熱疲勞損傷，比如：核電站中高溫水和低溫水通過T型管道混合時(shí)，在兩者混合的區(qū)域，管道內(nèi)表面的溫度發(fā)生周期性的變化，引起管道的熱疲勞損傷。 本文將核電站中的重要設(shè)備蒸汽發(fā)生器中管路作為研究對象。蒸汽發(fā)生器中屬于一回路的管路受到管內(nèi)流體邊界層循環(huán)熱載荷沖擊，先于其他部位產(chǎn)生熱應(yīng)力集中，因此成為了整個(gè)蒸汽發(fā)生器最重要的部件。為了研究管路的工作過程以及壽命預(yù)測模型，根據(jù)管路的工作環(huán)境設(shè)計(jì)了一臺(tái)熱疲勞試驗(yàn)機(jī)。本試驗(yàn)機(jī)通過繼電器控制電路實(shí)現(xiàn)自動(dòng)循環(huán)加熱與冷卻，達(dá)到對試件進(jìn)行定時(shí)定溫加熱以及定時(shí)定溫冷卻，實(shí)現(xiàn)了實(shí)驗(yàn)過程的自動(dòng)控制。將感應(yīng)線圈套在試件中央對試件加熱，冷卻過程為在試樣中心孔通入冷卻水，溫度均勻且不濺水；四根試樣沿著支架周期對稱排放，每個(gè)試件用四個(gè)螺母將試樣固定在支架上；薄壁空心試樣加熱和冷卻速度快，內(nèi)外溫差小，熱應(yīng)力為單向拉伸或單向壓縮，便于計(jì)算熱應(yīng)力，由于試件兩端被固定，因此在受到循環(huán)熱載荷時(shí)產(chǎn)生熱應(yīng)力，發(fā)生塑性變形，因此可以建立循環(huán)壽命與熱應(yīng)力的直接關(guān)系。試驗(yàn)機(jī)不僅可以對核電站管路做出模擬試驗(yàn)，憑借其高精準(zhǔn)的試驗(yàn)方法和小巧的外形，對于大型設(shè)備的熱應(yīng)力模擬也可以迅速獲得試驗(yàn)數(shù)據(jù)，因此本試驗(yàn)機(jī)應(yīng)用范圍非常廣泛。通過對試驗(yàn)機(jī)和試件的仿真計(jì)算得到試件在試驗(yàn)過程中的溫度場以及應(yīng)力場和熱應(yīng)變，對于核電站管路由于熱疲勞而產(chǎn)生裂紋的分析研究有十分重要的意義。建立的熱疲勞壽命預(yù)測模型，對熱疲勞的壽命預(yù)測更加直觀、清晰，將熱應(yīng)力產(chǎn)生的熱應(yīng)變與循環(huán)次數(shù)直接關(guān)聯(lián)起來，因此對于熱疲勞的壽命預(yù)測結(jié)果更加準(zhǔn)確。通過對管路模擬試驗(yàn)建立起關(guān)于管路的熱疲勞壽命預(yù)測模型，從而對于核電站的管路壽命有了進(jìn)一步的了解，確保合理地規(guī)定核電站管路的使用周期，以便于實(shí)施計(jì)劃檢修及更換部件，確保核電站反應(yīng)堆安全有效運(yùn)行。
【學(xué)位單位】：沈陽工業(yè)大學(xué)
【學(xué)位級別】：碩士
【學(xué)位年份】：2014
【中圖分類】：TL353.11
【文章目錄】：
摘要
Abstract
第一章 緒論
    1.1 選題背景及意義
        1.1.1 核電發(fā)展現(xiàn)狀及趨勢
        1.1.2 核電的安全性問題
        1.1.3 核電站管路的熱疲勞問題
    1.2 熱疲勞試驗(yàn)方法的國內(nèi)外研究現(xiàn)狀
    1.3 熱疲勞壽命預(yù)測方法的國內(nèi)外研究現(xiàn)狀
    1.4 本文的研究內(nèi)容
第二章 熱疲勞基本理論
    2.1 熱疲勞作用機(jī)理
        2.1.1 熱疲勞微觀作用機(jī)理
        2.1.2 熱疲勞力學(xué)機(jī)理
    2.2 熱疲勞的影響因素
        2.2.1 熱因子對熱疲勞的影響
        2.2.2 工作條件和工作環(huán)境對熱疲勞的影響
        2.2.3 材料的機(jī)械性質(zhì)對熱疲勞的影響
第三章 熱疲勞試驗(yàn)機(jī)的設(shè)計(jì)與試驗(yàn)
    3.1 熱疲勞試驗(yàn)機(jī)功能與指標(biāo)
        3.1.1 功能介紹
        3.1.2 性能指標(biāo)
    3.2 熱疲勞試驗(yàn)機(jī)設(shè)計(jì)
        3.2.1 試驗(yàn)機(jī)實(shí)現(xiàn)原理
        3.2.2 試驗(yàn)機(jī)設(shè)計(jì)
    3.3 熱疲勞試驗(yàn)方法
        3.3.1 材料的物理性質(zhì)
        3.3.2 材料的力學(xué)性能
    3.4 試驗(yàn)設(shè)備調(diào)試及試驗(yàn)過程
第四章 熱疲勞試驗(yàn)臺(tái)的有限元模擬與分析
    4.1 熱應(yīng)力計(jì)算的基礎(chǔ)理論
    4.2 熱疲勞試驗(yàn)臺(tái)的有限元模擬
        4.2.1 熱疲勞模型的簡化與建立
        4.2.2 邊界條件的處理及熱應(yīng)力的計(jì)算
        4.2.3 熱疲勞試驗(yàn)機(jī)的仿真結(jié)果與分析
第五章 熱疲勞壽命預(yù)測方法研究
    5.1 熱疲勞壽命預(yù)測的基本理論
    5.2 材料熱疲勞的壽命預(yù)測
第六章 結(jié)論
參考文獻(xiàn)
在學(xué)研究成果
致謝

【參考文獻(xiàn)】

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本文編號：2888331